MNSR控制系统仿真研究

通过对微型中子源反应堆(MNSR)控制系统理论分析,建立相应的Simulink模型,开展MNSR控制系统的仿真分析。为便于稳定性分析,对MNSR控制系统的数学模型进行了降阶和离散化,在降阶和离散化后的开环传递函数的基础上,利用Matlab工具的根轨迹分析工具箱,进行了稳定性分析,得到了不同采样时间下的临界增益。在反应堆稳态运行时引入正的阶跃反应性的情况下,进行了不同采样时间Ts下的PID控制器的比例系数Kp的整定,确定了两个Ts下的K p的最佳整定值。随后,整定了不同Ts和Kp下的最佳微分系数Kd。Ts、Kp和K d整定后,在Ts=60 ms、Kp=2500和Kd=300的情况下,分析了负阶跃反应性输入和斜坡反应性输入时的反应堆的中子通量密度、控制棒速度以及控制棒引入的反应性的响应。仿真分析的结果表明,有关MNSR控制系统的Simulink建模准确,分析数据可靠,为MNSR控制系统的软硬件设计提供了理论基础。

Minimizing torque ripple in a brushless DC motor with fuzzy logic: applied to control rod driving mechanism of MNSR

A permanent magnet BLDC(brushless direct current) motor is used to move the control rod of a miniature neutron source reactor(MNSR). The BLDC motor drive is modeled using MATLAB/SIMULINK. Two main parts of the modeling are the inverter switching and the current control. Current control with chopping used to minimize the torque ripple of the MNSR control rod drive. Fuzzy logic current control together with soft chopping control shows the best response of all the three strategies. The prototype drive mechanism has an ATmega32 controller and power MOSFET switches. The simulation results are compared with experimental drive mechanism.

Xenon poisoning calculation code for miniature neutronsource reactor (MNSR)

In line with the actual requirements and based upon the specific characteristics of MNSR, a revised point-reactor model was adopted to model MNSR’s xenon poisoning. The corresponding calculation code, MNSRXPCC (Xenon Poisoning Calculation Code for MNSR), was developed and tested by the Shanghai MNSR data.

核医疗船反应堆屏蔽初步设计及优化

核医疗船的概念是在现有微堆(MNSR)技术的基础上提出的,它基于IAEA的癌症关怀项目,开发配备硼中子俘获治疗技术(BNCT)的远洋核医疗船,该项目开辟核科技应用的新领域。核医疗船的反应堆设计参考了已建成的医院中子照射器-1型(IHNI-1)反应堆,该堆采用重混凝土作为主要屏蔽材料,水池为方形,其体积和质量都很大,不能满足船用要求。为了使反应堆能够满足船用要求,使用蒙特卡罗方法对医院中子照射器的反应堆屏蔽系统进行重新设计和优化,通过对多个方案的综合对比,最终确定采用不锈钢、含硼聚乙烯为屏蔽材料,并将水池设计成结构紧凑的圆柱形结构,该屏蔽方案在保证安全的基础上,使屏蔽系统的质量和体积大大降低,满足了船用要求。

光释光测年中铀、钍、钾的NAA分析

光释光(OSL)测年法被广泛应用于我国北方的黄土古土壤序列及其记录的气候环境变化、古地震、古人类遗址和考古研究等方面的测年和年代学研究。对中子活化分析(NAA)用于光释光测年所涉及到的地质样品中的铀、钍、钾含量的测定方法进行了优化,建立了微型中子源反应堆(MNSR)中子活化分析准确测定黄土样品中的铀、钍、钾含量的流程,为光释光测年提供了可靠的基础数据。

微型反应堆补偿燃耗的方法

微型反应堆（ＭＮＳＲ）严格限制冷态后备反应性为３．５—４．０ｍｋ，小于０．５β＿（ｅｆｆ）（微堆的β＿（ｅｆｆ）＝０．００８），从根本上杜绝了瞬发临界事故和堆芯元件烧毁事故的发生。在如此小的后备反应性条件下，为了使微堆寿期大于１０ａ，采用间断地添加顶铍反射层的办法来补偿燃耗。理论计算出了添加顶铍反射层厚度与反应性增长的关系，在零功率反应堆上进行了实验校核，并就原型微堆添加顶铍反射层的操作经验作出总结。

深圳大学微型反应堆计算机控制系统安全分析

依据国家"研究堆设计安全规定"(HAF1000 1),从反应堆信息获取和保护系统两方面,对深圳大学微型反应堆计算机闭环控制系统进行安全分析,指出该系统满足HAF1000 1对控制系统的要求,能确保反应堆安全可靠运行,且可在各种可能的事故工况下安全停堆.

深圳大学微型反应堆的改进

介绍深圳大学核技术所近年来对微型反应堆进行的一系列改进 ,包括 :采取特殊措施 ,延长微堆安全运行时间 ,从原来的 6～ 8h ,延长至 40h左右 ,成功研制了治疗肝癌的含稀土元素的放射性玻璃微球 ;建立了超热辐照管和计算机控制的循环跑兔装置 ,扩展了微堆活化分析范围和领域 ;研制出一种新颖、简单、准确 ,且无需添置任何设备的测量堆芯绝对中子通量密度的方法———氙中毒法 .尽管深大微堆具有固有的安全性 ,但它目前处于运行后期 .因腐蚀、疲劳等原因 ,核燃料元件包壳破损的可能性将越来越大 ,为此研制了安全监测计算机系统 ,一旦发生核燃料元件包壳破损时 ,系统能很快监测放射性泄漏 ,这对控制核污染起到十分重要的作用 .但这并不说明深大微堆已安全无事 .国外发生的一系列核泄漏事件昭示人们 ,在核安全管理中 ,人员因素至关重要 .不管放射性物质泄漏多与少 ,影响都很大 。

原型微堆辐照座物理特性参数模拟测定

文章给出了原型微堆辐照座内的某些物理特性参数：相对中子通量密度分布、绝对中子通量密度，能谱参数（镉比、超热指标和中子温度），某些样品在辐照座内对反应性的影响以及各辐照座之间的相互关系。实验研究在原型微堆的零功率实验装置上完成。

微型反应堆设计、运行经验总结

微型反应堆从原型微堆到商用微堆走过了十多年的历程。在设计、运行方面积累了丰富的经验，集中到一点就是如何处理好经济性与安全性这一对矛盾，即既要使建在人口稠密地区的微堆，确保其安全，不会发生任何的核事故，又要在有限大小的铍环反射层内，选择合适的氢原子和铀２３５原子比例的栅元，使设置在铍环反射层中的辐照孔道内，由较低的堆功率获得较高的中子通量密度，尽可能获得长的运行时间和炉寿期。一般反应堆炉寿期较短，经过１－２年就换料。然而微堆的炉寿期有２０－３０年。制约微堆炉寿期的主要因素不是后备反应性，而是核燃料元件包壳的腐蚀速率，如何监测微堆微量的核泄漏。

深圳大学微堆的新进展

介绍深圳大学核技术所为解决微堆在运行中遇到的卡棒事故、反应堆容器腐蚀、水质管理等问题所采取的有效措施 ,并对深圳大学微堆环境进行长期监测。同时根据一个研究堆的事故教训进行深入研究 ,在微堆加设置安全监督计算机系统 ,核燃料元件包壳若发生破损 ,则该此系统会自动报警 ,故可严格控制核对周围环境的影响。在抓堆的安全的同时 ,积极开拓应用 :由于采取特殊措施 ,反应堆在额定工况下 ,连续运行时间从约 9h提高到约 4 0h ,提高了微堆运行性能 ,制备放射性同位素成为现实。建立了超热中子活化分析、循环活化分析 ,拓展核技术在医学上的应用 ,并取得了一些成果。

拓宽微堆的应用

针对微堆注量率低 ,运行时间短 ,制备的中短寿命同位素放射性比度低 ,应用困难。从 2 0世纪80年代以来 ,仪器的微量元素分析技术飞速发展 ,造成中子活化分析的市场日益萎缩。深圳大学根据市场的需要 ,不断进行微堆技术改造。将处于微堆侧面铍反射层中的内辐照管改为超热辐照管和添加顶部铍反射层 ,提高了后备反应性。建立超热活化分析和循环活化分析方法 ,制备了医用放射性玻璃微球。在改善微堆运行性能的基础上 ,拓宽微堆的应用 ,摸索一条新的发展道路。

深圳大学微型反应堆改进

介绍深圳大学核技术所几年来对微型反应堆（ 简称微堆） 进行的一系列改进，包括： 采取特殊措施， 延长微堆安全运行时间， 从原６ ～８ｈ ， 延长至４０ｈ 左右； 成功研制了治疗肝癌的含稀土元素的放射性玻璃微球； 建立了超热辐照管和计算机控制的循环跑兔装置， 扩展了微堆活化分析范围和领域； 研究成功一种新颖、简单、准确， 又无需添置任何设备的测量堆芯绝对中子通量密度的方法———氙中毒法． 尽管深大微堆具有固有的安全性， 但它目前处于运行后期． 由于腐蚀、疲劳等原因， 核燃料元件包壳破损的可能性将越来越大，为此研制了安全监测计算机系统， 一旦发生核燃料元件包壳破损时， 系统能很快监测放射性泄漏， 这对控制核污染起到十分重要的作用． 但应指出， 这并不是说深大微堆已安全无事．由最近国外发生的一系列核泄漏事故说明， 核安全管理、人员因素至关重要． 不管放射性物质泄漏多少， 影响都很大， 万万不能麻痹大意．

高额超热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计方案

根据硼中子俘获治疗(BNCT)中子源的要求,在高浓铀为燃料的微型反应堆(MNSR)的基础上,以富集度19.5%的UO2为燃料,将其堆芯低浓化并且添加水平超热中子束流治疗孔道,开展超热中子束流BNCT堆堆芯低浓化初步设计。计算BNCT堆的超热中子注量率、单位超热中子注量的快中子剂量率、单位超热中子注量的γ光子剂量率、超热中子注量与热中子的注量之比、中子束流能谱等关键参数。结果表明,该设计可以得到优良的超热中子束流。

微型反应堆裂变率分布实验研究

利用固体径迹探测器测量处于微型反应堆不同位置的燃料元件内单位体积的裂变率，得到了堆的裂变率分布和总裂变率，并与其它参数相结合，求得了反应堆功率。同时，测量了对应功率下反应堆内辐照座的热中子通量密度，得到单位功率的热中子通量密度，即额定中子通量密度下的运行功率。文章给出的测量方法，避免了金箔法测量反应堆功率所引入的近似假设。

微型中子源核反应堆绝对中子通量密度计算

阐述微型中子源核反应堆绝对中子通量密度测量的数值算法机理,并给出其计算公式.结合深圳大学微堆实例给出计算结果,与实际中子通量密度对比,说明应用该方法时的注意事项.

深圳大学微堆安全性能研究

介绍深圳大学核技术所为解决微堆在运行中遇到的卡棒事故、桶体腐蚀、水质管理等问题所采取的有效措施，并对深圳大学微堆环境进行长期监测．同时根据一个研究堆的事故进行了深入研究，在微堆加设安全监督计算机系统，核燃料元件包壳若发生破损，则该系统会自动报警，故可严格控制核对周围环境的影响．

微型反应堆乏燃料专用运输容器研制

针对微型反应堆乏燃料运输容器设计了专门用于装载微堆乏燃料的组件。容器由屏蔽容器和吊篮组成,外部尺寸为540×831 mm,主要屏蔽材料为铅,主要结构材料为不锈钢。采用ORIGEN2计算最大源强,使用MCNP模拟计算容器表面及距离1 m处剂量率水平。屏蔽实验和实际测量结果表明,容器装载乏燃料时辐射水平小于通常的剂量约束值,也低于GB11806-2004对工作人员的剂量限值,符合微堆乏燃料安全运输的实际需求。

深圳大学中子源核反应堆控制系统

为提高反应堆的安全与操纵性能,设计建成了深圳大学中子源核反应堆控制系统。系统采用双微机组网方式控制反应堆的运行,并通过模拟记录仪显示运行数据和数据变化曲线。通过实验,得出了系统的控制模型,并对控制模型进行了优化处理。系统的控制误差不超过0 5%,调节过程中最大超调量不超过5%。系统具有反应堆安全保护功能,在超限值的情况下,可实现自动紧急停堆。运行结果表明,控制系统能够满足反应堆安全运行的需要。

济南微堆退役场址的终态检测

采用γ谱测量和低本底β谱测量的方法对济南微堆退役场址中137Cs、60Co、65Zn和90Sr的放射性水平进行了终态检测。所有样品中均未检测出65Zn;水池中60Co的最高值在原堆芯正下方的池底,达49.3Bq/kg,由中子活化而产生;其他检测单元中,137Cs、60Co和90Sr的最高值分别为5.7、6.8和8.1Bq/kg,分别出现在运输通道、堆厅和土壤中,这些核素可能为退役活动污染所致。检测结果表明:所有样品的放射性水平均低于基于年有效剂量为10μSv所导出的清洁解控水平和可接受水平,其中大部分样品接近本底水平。检测方法对137Cs、60Co和65Zn的探测下限分别为1.1、1.0和1.3Bq/kg,检测结果的不确定度小于33.0%,标准物质GBW08304a的测量值与标准值的相对偏差小于3%。