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中国核学会2021年学术年会

作者：邵睿智曹良志李云召桑耀东李雪松郝腾飞司峰伟杜超张清民万承辉西安交通大学核科学与技术学院三门核电有限公司

自给能中子探测器(Self-Powered Neutron Detector,简称spnd)因其体积小、无需外加电压等优点被广泛应用于第三代商用压水堆中,可以实时测量堆芯中的中子通量密度,进而掌握堆芯中的功率分布情况。精确地模拟spnd响应电流,可以定量评估... 详细信息

自给能中子探测器(Self-Powered Neutron Detector,简称spnd)因其体积小、无需外加电压等优点被广泛应用于第三代商用压水堆中,可以实时测量堆芯中的中子通量密度,进而掌握堆芯中的功率分布情况。精确地模拟spnd响应电流,可以定量评估和校准堆芯在线监测系统、实时提供更精准的堆芯安全信号等,对于核反应堆运行有重要的理论意义和实用价值。基于西安交通大学自主研发的压水堆堆芯分析程序系统NECP-Bamboo和spnd响应电流模拟程序spndSignal构建了spnd响应电流模拟分析平台。本文先用栅格程序Bamboo-Lattice计算各类组件的少群常数,再用spndSignal计算不同组件类型中spnd的电子逃逸概率,最后用堆芯程序Bamboo-Core进行堆芯历史模拟得到堆芯运行过程中spnd响应电流分布。对第三代商用压水堆AP1000堆芯在运行过程中的钒spnd响应电流进行了模拟计算,将模拟计算得到的堆芯功率分布、spnd响应电流分布等参数与实测值进行了对比分析。结果表明:1)NECP-Bamboo程序计算得到的径向spnd响应电流分布误差为-16.7%至4.7%;2)计算得到的堆芯中88.1%位置上的spnd响应电流分布误差小于10%;3)模拟计算结果与实测值吻合较好,证明了构建的spnd响应电流分析平台的正确性和准确性,具有实际工程应用价值。

关键词：自给能中子探测器 spnd AP1000 NECP-Bamboo

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Development of self-powered neutron detectors used in nuclear medicine for the measurement of neutron flows during treatment of boron neutron therapy

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Radiation Detection Technology and Methods 2021年第3期5卷 459-465页

作者： Mohamed Fares Adnane Messai Salem Mameri Mohammed Messaoudi Mohamed Yacine Debili Hebboul Nourddine Kassida Negara Begaa Samir Laboratory of Nuclear Detectors Department Detection and MeasurementNuclear Research Centre of BirineAin OusseraP.O.Box 18017200 DjelfaAlgeria Reactor Chemistry Department Nuclear Research Centre of BirineAin OusseraP.O.Box 18017200 DjelfaAlgeria LM2S Physics DepartmentFaculty of ScienceUniversity of Badji Mokhtar-AnnabaP.O.Box.BP 1223000 AnnabaAlgeria

Purpose The Self Powered Neutrons Detectors(spnd)have the advantage of not requiring a high voltage power supply for their operation and are small in size,enhancing the interest of these detectors in *** In this context,we have developed a thermal neutron detection system based on *** detector was placed in the thermal channel of our nuclear research reactor;where the values of the current for each detector have been recorded as a function of time,with a chain in a current mode where electrometers without HV were *** We performed the real-time measurement of neutron flux during boron neutron capture therapy or boron neutron therapy,the different materials constituting the spnd detectors have been carefully chosen for this *** detectors were tested at a power of four MW corresponding to a neutron flux of 10^(9) n cm^(−2) s^(−1).Conclusions The usefulness of 103Rh-spnd is for online measurement of thermal neutron flux on BNCT patients has been demonstrated based on an appropriate calibration of the thermal neutron spectrum.

关键词： spnd Thermal neutron Capture therapy Flux Detection Boron

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华龙一号堆芯在线监测系统的设计与实现

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原子能科学技术 2024年第7期58卷 1406-1412页

作者：张香菊蔡利王军令杨梦怡罗世杰卢皓亮彭思涛厉井钢王婷中广核研究院有限公司广东深圳518026

不同于CPR1000等二代核反应堆堆型使用的堆底插入式移动中子探测器,华龙一号等三代核反应堆使用自给能中子探测器(spnd)作为反应堆堆芯中子测量硬件,本文详细阐述了华龙一号使用的基于spnd的高精度堆芯监测系统的设计和实现。首先,提出... 详细信息

不同于CPR1000等二代核反应堆堆型使用的堆底插入式移动中子探测器,华龙一号等三代核反应堆使用自给能中子探测器(spnd)作为反应堆堆芯中子测量硬件,本文详细阐述了华龙一号使用的基于spnd的高精度堆芯监测系统的设计和实现。首先,提出了一种新型spnd信号处理方法,这种方法不仅解决了传统设计软件无法进行高精度spnd电流计算的缺陷,而且还能对测量的spnd进行高精度信号处理,并基于此建立了一种高精度的堆芯三维功率重构方法。随后,描述了基于这套理论模型设计出的华龙一号堆芯在线监测系统SOPHORA,并详细说明了其不确定度分析方法。不确定度分析结果表明,该系统的各项关键参数的精度可以满足高精度堆芯监测的需要。最后,为了确认该系统的性能,对比分析了华龙一号首堆在启堆过程中的测量与理论预测spnd电流的偏差和组件功率分布的偏差。结果显示,该偏差远小于启动物理试验的规程要求。不确定度分析结果和启堆过程中组件功率偏差分析结果的双重验证表明,SOPHORA实现了高精度堆芯监测,其使用的spnd信号处理及堆芯三维功率重构方法具有显著的准确性和可靠性。

关键词：华龙一号 spnd 堆芯在线监测系统 SOPHORA

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