反应堆中子倍增特性分析及标定技术研究

针对反应堆用核测量仪表的反应堆周期测量标定问题,从理论推导和实堆数据验证两方面研究了反应堆中子倍增特性,并确定了使用指数变化规律的信号可以表征反应堆中子注量率随时间的变化特性。为全面标定核测量仪表的反应堆周期测量性能,结合中子探测器输出信号微弱的特点,提出了基于数字技术实现反应堆周期信号模拟的方案。方案包括硬件和软件两方面,识别了关键问题,并设计解决了高精度定时和微弱信号输出问题。同时,研究了仪表的标定方法并按方法对反应堆周期信号输出的性能进行测试。在反应堆周期值为2 s~999 s的范围内,选取7个反应堆周期值进行测试,测试偏差绝对值的最大值为0.45%。     

核电厂事故温度环境对压力变送器的影响分析

压力变送器广泛应用于核电厂压力、液位、流速等工艺参数的测量。大部分安装在安全壳内的压力变送器均经过了设计基准事故的鉴定,但超设计基准事故高温环境对其的影响仍未知。本文采用鉴定曲线包络法及仿真技术对其在设计基准事故和超设计基准事故下的工作情况进行了分析,给出了上述工况高温环境对其的影响,并通过分析结论,对该仪表耐高温性能的改进方向提出了建议。