时空信息融合的堆芯自给能中子探测器故障检测与隔离方法

自给能中子探测器(self-powered neutron detector,SPND)作为新一代核电厂的重要核测设备,其健康状态关乎反应堆安全运行。鉴于现有故障检测方法侧重于时域分析以构建数据驱动模型,未充分考虑SPND在堆芯内的全局空间耦合关系,为此,该文提出一种时空信息融合的堆芯SPND故障检测与隔离方法。首先,结合SPND运行数据与堆内探测器组件布局,构建面向SPND故障检测的时空图数据;其次,结合图卷积网络-门控循环单元(graph convolution network-gate recurrent unit,GCN-GRU)与故障隔离(fault isolation,FI)策略,设计SPND实时故障检测模型;最后,利用某地区压水堆历史监测数据与模拟故障样本进行算例分析,表明该方法可有效融合整体SPND的时空联合信息以重构个体SPND的电流信号,进而准确检测与隔离故障SPND,且具有较好的精确性和普适性。

自给能中子探测器发射体材料研究现状

本研究介绍了自给能中子探测器发射体的结构、类型及原理,并根据反应原理将发射体材料进行了分类,并且分别介绍了每一类材料的作用机制和特点。重点分析了铑、银、钒、钴、铪、铂、钼、铍等几种材料的物理特性、反应过程以及现有的灵敏度研究数据,并结合文献数据,对几种新的发射体材料应用前景进行了分析。结果表明,除上述工艺成熟的材料外,钽有希望成为灵敏度高、响应快速的新发射体材料,铍可以作为测量快中子的有效材料。

堆内自给能中子探测器信号电流计算方法研究

自给能中子探测器(Self-Powered Neutron Detectors,SPNDs)是核反应堆监测和保护系统的核心设备,其测量到的电流直接反映堆芯功率的大小和分布。探测器绝缘体是影响信号电流计算精度的主要因素,在SPND的研发设计中占有重要地位。为进一步提升SPND信号电流计算方法的精度,本文根据SPND电流产生机理以及绝缘体中固有的空间电场效应,提出了三种不同的中子、光子电流计算方法,并进行了详细的对比验证。结果表明:三种方法计算结果的差异小于1%,显示了相当的精度。此外,以反应堆工程中应用广泛的铑SPND为例,计算结果表明其信号电流主要由中子产生,光子引起的电流一般不超过5%。本文所提出的电流计算方法在反应堆上经过了大量的实验验证,理论和实验结果的差异均小于3%,证明了其有效性和精度。该方法已经应用于中国第三代先进大型压水反应堆——“华龙一号”,并具有通用性。它可用于不同类型自给能探测器的电流分析,也可为其他反应堆(如第四代快中子堆和后续的聚变堆)的堆芯监测系统提供有益的参考。

“华龙一号”铑自给能中子探测器信号电流成分分析

“华龙一号”是我国自主研发的第三代大型先进压水反应堆核电厂,其反应堆内数以百计的铑自给能中子探测器被用于堆芯在线监测。铑自给能中子探测器在反应堆内不仅受到中子照射,堆内的高强度γ射线也会产生噪声电流。同时,铑自给能中子探测器作为一种代表性的延迟响应探测器,其自身还存在一定份额的瞬发电流信号。这些特征使其电流组成成分相当复杂,精确确定有效电流信号并且剔除噪声信号对探测器的性能和测量精度至关重要。本文对铑自给能中子探测器的电流组成成分进行了详细分析,并基于蒙特卡罗方法提出了定量计算各部分电流的模型。计算结果表明,铑自给能中子探测器在“华龙一号”中的瞬发电流占总电流的比值约为8%,其中由光子引起的电流约为3%,该结果和实验值符合良好。该方法主要的优点在于可以模拟堆内不同中子、光子环境而不必依赖于大量的实验。同时该方法具有通用性,可对不同堆型的自给能中子探测器进行电流分析并提供有益的参考和借鉴。

β衰变型自给能堆芯中子探测器灵敏度K因子研究(第二篇:以实验数据为导向的灵敏度K因子研究)

本论文第二篇(以下简称本文)以实验数据为基础,结合理论分析,提出了一种用燃耗实验数据、灵敏度刻度数据推算一些重要灵敏度K因子、K因子组合的方法,技术路线独特。从实验数据中推算出的灵敏度K因子、K因子组合与本论文第一篇[1]中理论计算得出的相应K因子、K因子组合进行了比较,结果表明,本论文第一篇[1]建立的理论模型是科学、可行的,其K因子计算结果是可信的。从燃耗实验数据推算出的灵敏度K因子组合与从灵敏度刻度数据推算出的灵敏度K因子组合进行了比较、相互检验,验证了两种技术路线的科学性。本文基于实验数据推导出来的灵敏度K因子及K因子组合,可能属于首次。本文还提出了开展进一步工作的设想。

钒自给能探测器中子响应计算方法

钒自给能探测器被广泛用作核动力反应堆的堆内固定式探测器,为堆芯中子注量率分布测量连续不断地提供信息。研究钒自给能探测器的响应电流计算方法,为堆芯在线功率分布监测与探测器设计优化提供理论依据。首先描述钒自给能探测器的响应机理与特性,然后基于Warren提出的理论模型,详细介绍中子响应电流控制方程及电子逃脱概率的计算方法,最后根据公开报道的典型钒探测器规格与实验数据进行数值模拟分析。结果显示,单位长度热中子灵敏度计算值与测量值相对偏差在±5%以内,论证了该方法的有效性与计算精度。

自给能中子探测器在反应堆中子测量中的应用研究

目前,三代核电普遍使用固定式自给能中子探测器(SPND)来实现堆芯中子注量率水平及其分布的测量,这对于保持反应堆功率密度的最佳分布,保证核反应堆的安全稳定运行具有重要意义。文章论述了SPND的基本结构、工作原理、探测器分类和探头材料选取,重点分析了铑SPND的响应机理和延迟修正方法,并对不同延迟修正方法的效果进行了对比。文章的研究对于SPND的理论机理分析和实际工程应用都具有一定的意义。

MC方法计算自给能铑中子探测器灵敏度

利用MC方法结合自给能探测器空间电场效应,计算了典型的铑探测器信号电流和灵敏度并与公开文献中的实验测量值做对比验证。结果表明:使用该方法的理论计算值与实验测量值吻合良好,证明该计算方法正确可靠,而且具备相当的精度,可为大型先进压水堆堆芯测量和自给能探测器的设计研发提供参考和借鉴。

铑自给能中子探测器的灵敏度

本文给出了铑自给能探测器的热中子灵敏度和中子灵敏度的理论计算公式、燃耗修正公式以及不同中子温度下的换算公式。运用这些公式对ZTRh 123型铑自给能探测器的热中子灵敏度和中子灵敏度进行了理论计算,并在反应堆中对其进行了实验验证。其结果表明,理论计算值和实验标定值是相吻合的。其偏差:热中子灵敏度为8.5％,中子灵敏度为3.9％。

钴自给能中子探测器的测量及补偿原理分析

自给能探测器是三代核电普遍采用的探测器。结合IEC 61468和EJ/T 678标准中的要求,对自给能中子探测器的结构进行了介绍,结合IEC 61468标准对钴自给能中子探测器的测量原理及补偿原理进行了分析。同时,详细介绍和研究了钴自给能探测器电流信号计算方法和钴自给能探测器的γ射线补偿、本底补偿,为后续新项目堆芯中子通量探测器的选择提供了技术支持。

CAP 1400核电厂堆芯钒自给能中子探测器设计与验证

本文针对国产钒自给能中子探测器本体材料选择、加工制造测试技术要求和中子性能指标等,通过相关性能试验、型式鉴定试验和反应堆堆上试验测试,验证确认国产钒探测器满足设计要求。

核电厂堆芯钒自给能中子探测器的研制

介绍核电厂堆芯钒自给能中子探测器研制的设计要求、技术指标和试验结果。通过性能测试和在核反应堆堆上的试验,表明钒自给能中子探测器的研制是成功的。

温度对自给能中子探测器信号影响模拟研究

为探讨自给能探测器在使用现场温度改变对探测器灵敏度的影响,研究了自给能中子探测器在不同温度工况下电流信号与中子注量率的关系。中子注量率加权微观截面的计算,用以说明不同温度下探测器特性。结果表明:探测器灵敏度并非一个固定常数,在不同工况下需要进行校正。

自给能中子探测器关键材料及元件的研制进展

本文介绍了我国在运核电机组的基本状况以及国内核电自给能中子探测器的发展形势。详细分析了自给能中子探测器的结构特点、原理和应用,以及三代核电技术堆内核测系统的需求和使用寿命。阐述了自给能中子探测器用关键材料的国内外研制进展,重点分析了钒丝、铑丝和铠装信号电缆的制备工艺难点以及性能要求,阐明了钒丝、铑丝的高纯化与微量元素控制、尺寸精度与表面质量的稳定性、力学性能与加工性能的调控,以及铠装信号电缆的芯线、套管材料、绝缘材料的净化处理和变形加工。最后提出了自给能中子探测器材料与元件制造的应用潜力和研究方向。

自给能中子探测器关键材料及元件的研制进展

本文介绍了国内外自给能中子探测器的发展形势,详细分析了自给能中子探测器的结构特点、原理和应用,以及三代核电技术堆内核测系统的需求和使用寿命。阐述了自给能中子探测器用关键材料的国内外研制进展,重点分析了钒丝、铑丝和铠装信号电缆的制备工艺难点以及性能要求,阐明了钒丝、铑丝的高纯化与微量元素控制、尺寸精度与表面质量的稳定性、力学性能与加工性能的调控,以及铠装信号电缆的芯线、套管材料、绝缘材料的净化处理和变形加工。最后提出了自给能中子探测器材料与元件制造的应用潜力和研究方向。

核电厂反应堆堆芯中子与温度探测器组件研制

针对ACP1000堆型,研制了用于反应堆堆芯核测系统的堆芯中子和温度测量探测器组件。论文介绍了探测器组件的设计、性能指标和试验结果。设计的堆芯中子和温度探测器组件集成了中子自给能探测器和测温元件并固定安装在堆内。试验结果表明测量敏感元件的性能满足设计要求,外壳和密封组件能保证反应堆一回路压力边界的要求。堆芯测量探测器组件一体化的设计可提高安全性和可靠性,实现实时测量,可用于反应堆保护。

自给能探测器绝缘性能的测量在田湾核电站的应用

田湾核电站所采用的VVER机组是俄罗斯准三代核电技术,其中子通量监测是由铑自给能探测器进行的,该探测器参与反应堆保护,因此其绝缘性能关系到核电站的安全稳定运行。因此仪控人员需对该探测器的绝缘性能及时进行测量,密切关注该探测器的正常与否。本文通过介绍其测量方法在田湾核电站的应用,给相关的工作人员提供参考,同时对其他同类型机组及探测器研发单位提供良好的借鉴意义。

自给能探测器堆上试验方法研究

自给能探测器试验考核内容主要为热中子热灵敏度、热中子灵敏度一致性偏差和响应时间。现对自给能探测器堆上试验方法做出了详细说明,主要包括堆上试验内容、堆上试验对象、堆上试验使用设备、核反应试验堆的一般试验条件要求、堆上试验的具体实施、试验中人员安全防护及辐照后物项处理等内容。

基于电流组分分离模型的钒SPND伽玛效应计算方法和实验验证

钒自给能中子探测器(Self-Powered Neutron Detector,SPND)在核反应堆混合辐射场中会产生显著的γ噪声电流,从而影响中子通量测量和堆芯在线监测的准确性。针对钒SPND的γ效应,根据探测器响应机理建立了电流组分分离模型,并构建了脉冲研究堆堆内SPND电流计算方法。基于不同电流组分的时间特性,利用200 kW辐照腔的停堆衰减测量实验量化了瞬发γ电流分量,电流组分分离模型在计算钒探测器稳态电流和稳态电流瞬发分量方面与实验数据吻合良好。通过对商用压水堆甩负荷瞬态试验过程的钒SPND模拟,进一步验证了探测器数值模型的动态响应跟踪和瞬发γ电流模拟能力。研究表明:在理论计算和测量分析中均需要考虑钒SPND的γ效应,在实际堆芯中,γ响应存在不同电流组分之间的相互补偿作用。

华龙一号堆芯中子注量率测量系统自给能中子探测器关键参数研究

根据三代核电设计准则要求,华龙一号堆芯中子注量率测量方式相对于M310堆型发生了根本性变化,从而导致探测器设计发生重大改变。本文针对华龙一号堆芯中子注量率的测量需求,对其堆芯中子注量率测量仪表选用的自给能中子探测器(SPND)的核、电性能关键参数进行研究和分析,并给出了SPND的设计方案。通过堆上试验验证,其性能满足华龙一号堆芯中子注量率测量的设计需求。