核反应堆仪表11

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核反应堆仪表(一)

第一章绪论
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第二章测量的基本概念
章节内容
2.1 测量仪表的组成 2.2 测量仪表的性能指标 2.3 测量单位
第二章测量的基本概念
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测量的基本原理与测量仪表的组成

测量用实验的方法和专门的设备，把要定量的参数（称为被测量）与定义其数值为1的同类量（称为测量单位）进行比较，求取二者比值，从而得到被测量的量值（比值乘单位）。

第二章测量的基本概念
第15/30页
2.2.3 仪表的精度等级
允许误差根据仪表设计、制造的质量，出厂的仪表都保证基本误差不超过某一规定值。精度等级允许误差去掉百分号后所剩下的数字。一台合格的仪表，其基本误差应小于或等于其允许误差。

第二章测量的基本概念
第16/30页
2.2.4 仪表的变差、附加误差和修正值
第一章绪论
第2/30页
1.2 自动检测的参数

核反应堆的出入口冷却剂温度核反应堆其他位置的冷却剂温度核反应堆的出入口冷却剂流量核反应堆内各个冷却管道中冷却剂的流速冷却剂的放射性强度冷却剂的纯度冷却剂为气体时的水蒸气含量控制棒位置慢化剂的水位、温度等等

C x0 x
第二章测量的基本概念
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2.2.5 仪表的灵敏度和分辨力

灵敏度输入变化引起的输出变化与输入变化之比值。
S

l x
分辨力（鉴别力）仪表响应输入量微小变化的能力。不灵敏区（死区）被测量变化到某一定值时，示值仍然不发生变化。

分辨率（鉴别闽）引起仪表示值可见变化的被测量的最小变化。

《核电厂仪表与控制系统》第2部分-中子注量率监测仪表

3.1.1 固体探测器
常用的中子探测器主要有两大类：固体探测器和气体探测器，用于中子注量率信号测量的固体探测器主要有自给能探测器；气体探测器主要有计数管，裂变室和电离室等。
我国在AP1000和重水堆核电厂的堆内中子注量率的测量就是采用自给能探测器。自给能探测器的测量方式有两种，一种是测量充电电极之间的电势差，这种测量方式多用于剂量仪表；另一种是测量流过的电流，这种情况多用于中子注量率监测仪表。
自给能中子探测器的外径一般为1~3毫米左右，其灵敏长度则可以根据需要从几厘米变化到几米，柔性探头还可以绕制成螺旋形状，以提高灵敏度。
自给能探测器分为两大类：内转换自给能探测器和β流自给能探测器。
(1）内转换自给能探测器
内转换中子探测器又称快响应自给能中子探测器,铂自给能中子探测器是内转换自给能中子探测器一种。其发射体由铂或钴、钪、镉等材料制成，绝缘体是氧化镁制成，收集体是由外径1.5毫米不锈钢制成，电缆是外径1.0毫米的同轴电缆。
电离室工作于饱和区，它主要性能是：
测量范围：约为102n/(cm2·s)~1010n/(cm2·s)；中子灵敏度：约为10-13A/(n.cm-2·s-1)；最高线性电流：约为10-3A；工作电压：200V~1000V；坪斜＜1%/100V；绝缘电阻：信号线与管壳之间的电阻≥1012Ω；分布电容≤200pf；所带电缆长度：＞15m。
裂变电离室（续）
裂变室在反应堆的中子注量率测量中一般用于由源量程向功率量程过渡范围时中子注量率的测量。其技术参数为：
中子灵敏度：脉冲式约≥0.8c/n/(cm2·s)；电流式约≥2×10-13A/n/(cm2·s)；最高线性计数率：约5×105计数/S；工作电压：200-800V；坪长：约250V；坪斜:≤3%/100V；绝缘电阻：信号线与管壳之间≥5×109Ω；分布电容：≤300pf；所带电缆长度：≥15m。在一些核电厂堆芯中子注量率测量系统中使用的就是一种微型裂变室，它的中子灵敏度约为10-17A/n.cm-2·s-1，裂变室的灵敏体长度约为 27mm，裂变室的外径约为4.7mm。

核动力反应堆仪表和控制系统手册

核动力反应堆是一种利用核裂变产生能量的装置，它需要精确的仪表和控制系统来确保安全运行。

本手册将介绍核动力反应堆仪表和控制系统的基本原理、组成部分、工作流程和维护方法。

一、仪表和控制系统的基本原理1.1 仪表和控制系统的作用仪表和控制系统是核动力反应堆的关键部件，它们的作用是监测和控制反应堆的运行状态，确保反应堆在安全范围内运行，并在需要时进行调节和紧急停机。

1.2 仪表和控制系统的原理仪表和控制系统通过传感器和控制单元来实现对反应堆的监测和控制。

传感器负责采集各种参数，如温度、压力、流量、放射性测量等，控制单元根据传感器采集到的数据进行分析和处理，并对反应堆进行相应的控制操作。

二、仪表和控制系统的组成部分2.1 传感器传感器是仪表和控制系统的核心部件，它们负责采集各种参数，并将采集到的数据传输给控制单元。

常见的传感器包括温度传感器、压力传感器、流量传感器、放射性传感器等。

2.2 控制单元控制单元是仪表和控制系统的控制中心，它负责对传感器采集到的数据进行处理，然后根据预设的控制策略对反应堆进行控制操作。

控制单元通常采用先进的计算机技术，具有高速、精密的数据处理能力。

2.3 控制阀控制阀是控制系统实现对反应堆流体参数调节的关键部件，它们根据控制单元的指令来调节反应堆中的流体流动，以实现对反应堆的控制。

三、仪表和控制系统的工作流程3.1 监测阶段在反应堆运行过程中，仪表和控制系统不断地监测各种参数，如温度、压力、流量、放射性测量等，以确保反应堆的运行状态处于安全范围。

3.2 控制阶段根据传感器采集到的数据和预设的控制策略，控制单元对反应堆进行相应的控制操作，如调节冷却剂流量、控制放射性活度、调节反应堆功率等。

3.3 故障处理如果仪表和控制系统监测到反应堆出现异常情况，如温度过高、压力异常等，控制单元会立即发出警报，并采取相应的措施进行紧急停机或调节。

四、仪表和控制系统的维护方法4.1 定期检查对仪表和控制系统的传感器、控制单元、控制阀等关键部件进行定期检查和维护，以确保其正常工作。

核电站仪表与控制：第4章核电厂过程参数监测仪表

E ABB‘ ( A’ T,Tn ,T0 ,Tn ) E AB (T,Tn ) E A' B' (Tn ,T0 )
作用：若A’，B’材料热电特性在Tn，T0（低温区）与A、B的
热电特性相同，则可用A’B’材料代替AB延长热电偶。
两种均质材料AB构成热电偶，两端温度分别为T，T0，如果有一个中间温度Tn，则热电势不受影响。
EABBA(T,Tn ,T0 ,Tn ) EAB(T,Tn ) EAB(Tn ,T0 ) EAB(T,T0 )
A
A
T
Tn
T0
B
B
图2.20 中间温度
➢写成特殊形式：
EAB (T,T0 ) EAB (T,0) - EAB (T0 ,0)
➢作用：已知热电偶在某一冷端下的分度（温度与热电势的对应数据），只要引入适当的修正就可在另外的冷端下使用。
误差来表示。仪表的精度等级：相对误差去掉百分号。测量的不确定性：用仪表的精度等级和所要
求的测量量程来估算。绝对不确定性和相对不确定性
4.1.1 参数测量的基本概念
（3）仪表的精度及测量的不确定性绝对不确定性
ΔV=(a/100)*A
相对不确定性 n= (ΔV/V)*100%
4.1.1 参数测量的基本概念
4.2.2.1 热电偶
4.2.2.1 热电偶
（2）热电偶的基本定律及其应用 • 均质导体定律 • 中间导体定律 • 中间温度定律
1）均质导体定律
均质导体：沿导体长度方向各部分化学成分均相同的导体。
定律：由一种均质导体所组成的闭合回路，不论导体的截面积如何及导体各处温度分布如何，都不能产生热电势。
• 系统误差是指在相同条件下对同一被测量进行多次测量时出现的恒定的或按一定规律变化的误差。

核仪表系统(RPN)

1.6 其它系统§1.6.1核仪表系统（RPN）一、系统功能RPN,(核仪表系统,这样叫不准确，应为核功率测量系统)的主要功能是：1、连续监测反应堆功率、功率水平的变化及反应堆轴向功率分布。

为此，核仪表系统（RPN）由设置在反应堆压力容器周围的一系列探测器进行中子注量率测量，并对测得的各种模拟信号予以显示，给操纵员提供在装料、启动、功率运行及停堆等反应堆状态下中子注量率信息。

2、通过功率测量通道所得信号计算，可监测反应堆径向功率的倾斜和轴向的功率偏差。

3、向功率调节系统、反应堆保护系统提供功率量程范围内中子注量率信息。

4、它在安全方面的作用是通过功率量程测量通道高中子注量率和中子注量率变化率高信号触发反应堆紧急停闭。

二、系统的组成核仪表系统（RPN）所需测定的范围是从额定功率的10-9直至额定功率的200%。

为此，该系统包括：1、分属于源量程、中间量程和功率量程的8个独立的测量通道，它们可以提供三种不同的保护水平。

2、3个辅助的中子注量率监测通道。

测量通道是指由一些必要的元件或者仪表、装置所组成的系统。

8个独立的测量通道是：图(1),图（2）。

1、源量程测量通道（CNS），它由2个独立的相同线路组成。

在停堆时和在电站启动的初始阶段，源量程线路保证中子注量率的冗余测量。

它的测量范围是10-1到2×105n/cm2.s。

（额定功率的10-9到10-3%）2、间量程测量通道（CNI），它由2个独立的相同线路组成，保证中子注量率从2×102到5×1010n/cm2·.s。

（额定功率的10-6到100%）范围内的冗余测量。

中间量程测量线路是在反应堆图（2）探测器轴向布置1551563、功率量程测量通道（CNP ），它由4个独立的相同线路组成。

它保证堆芯上部、下部以及平均的中子注量率的冗余测量，测量范围5×102到5×1010n/cm 2.s 。

核仪表系统（RPN）介绍-电力系统

讨论问题请画出反应堆堆芯功率分布的形状如何堆芯功率测量核仪表系统(RPN)反应堆功率背景知识以下反应堆功率沿燃料元件长度分是不均的，即使100%Pn功率，也可能使燃料元件局部烧毁。

所以只研究反应堆发出多大功率是不够的，还要研究反应堆功率在堆芯内是怎样分布的。

有关功率分布的基本参数是线功率密度。

它定义为单位长度燃料元件产生的功率，单位为W/cm。

堆芯径向功率分布呈贝赛尔函数形状，这是由堆芯结构、燃料组件及控制棒的对称布置决定的，在运行中很少改变，也无法控制。

所以，人们只研究轴向功率分布。

堆芯轴向功率分布与控制棒位置、氙毒、燃耗等因素有关，它的形状随时变化。

核仪表系统(RPN)核仪表系统(RPN)表示满功率时情况；下部大，主要是冷却剂人口温度低负温度效应引起；控制棒移动对其影响大；运行中变化不大；特征参数，设计确定；反应堆功率背景知识核仪表系统(RPN)核电站反应堆堆芯功率分布（或称中子通量密度分布）是一个极其重要的物理量。

在发电运行之前进行的零功率分布试验，除了检验燃料组件装堆的正确性之外，对堆芯的物理设计是一个很好的验证。

更为重要的是，堆芯功率分布与核电站的安全运行和经济运行有着直接的联系。

在不同的燃耗寿期有不同的功率分布，也有着不同的运行要求。

所以在核电站正常运行时要定期进行测量。

堆芯功率分布直接影响燃料元件的燃耗深度，燃料组件每年都要进行部分更换和重新排列，而这个一年一度的换料方案主要就是根据这些数据来制定的。

核仪表系统(RPN)几种功率指示1、核功率：测量值是以中子通量作为变量的线性函数，受燃耗影响的，需定期校准。

在主控P8 盘显示。

2、热功率：是与燃耗无关的一回路温差和流速的线性函数，在主控P8 盘显示。

3、电功率：主控墙上显示GRE001UV显示CIS中显示核仪表系统(RPN)核仪表系统(RPN)大亚湾和岭澳四台机组发电能力跟踪日报日期参数D1#D2#L1#L2#19KKO电功率（机组实际出力） MWe986982984.4987.22GRE001UV电功率 MWe9909879879883主控墙上显示 MWe9919899909924CIS 显示 MWe 9889909909935KME热功率 ﹝额定值为2905MW） MW2896.92893.02894.72895.061核KIT、2核KDO热功率 MW289728962890.52895.87RPN最大值（〈102%） %99.6100.8100.2101.78RPN平均值 %99.5100.6100.1101.49海水温度CRF501CT ℃22.322.322.422.410CVI001MP汽轮机背压 mbar7777686811修正到额定热功率时的电功率 MWe988.8986.1987.9990.612发电潜力 MWe2.8 4.13.5 3.413 其中:受KIT/KDO热功率波动限制量MWe3.0 3.0 3.0 3.014 其余:可调节部分 MWe -0.21.10.50.415带STR 对电功率的影响 MWe-2.00.00.0-2.016APG 流量变化对功率的影响 MWe 0.30.3-0.10.917APA 运行对电功率的影响 MWe 0.00.00.00.018“其它情况”对电功率的影响 MWe0.00.00.00.019折算到同工况额定热功率时的电功率Mwe 990.5985.8988.0991.7202004-04-16.热功率与电功率以KME 和9KKO 为准，核仪表系统（RPN)教学目标1 、掌握核仪表系统（RPN）的功能、组成2、掌握源量程、中间量程、功率量程中子探测器工作原理3、了解提供的信号作用核仪表系统(RPN)核仪表系统（RPN）核仪表系统（RPN）是用分布于反应堆压力容器外的一系列中子探测器来测量反应堆功率、功率变化率以及功率的径向和轴向分布等，是直接关系到反应堆安全的重要系统之一。

温度仪表在核电厂内的应用

温度仪表在核电厂内的应用发布时间：2022-11-07T01:08:42.761Z 来源：《中国科技信息》2022年13期7月作者：李建锁、马雪翠、高敏[导读] 通常情况下，我国在核电厂现场测量中使用的仪表多种多样，比如温度仪表、流量仪表和李建锁、马雪翠、高敏中国核电工程有限公司河北分公司河北石家庄 050000摘要：通常情况下，我国在核电厂现场测量中使用的仪表多种多样，比如温度仪表、流量仪表和压力仪表等等。

其中，温度仪表应用非常广泛，可以用于事故监测、反应堆控制保护、主要设备保护以及重要信息展示和报警中。

温度仪表多种多样，要想确保核电站安全、稳定运行，需把握好温度仪表的应用特点。

基于此，本文重点对温度仪表在核电场内的具体应用进行了进一步的探讨，希冀能够为广大相关人士提供有价值的参考及借鉴。

关键词：核电站；温度仪表；应用前言：近些年来，伴随时代的迁移，科学技术的发展，核电站的控制逐渐趋向于高度的自动化。

而高度自动化的前提，就是作为现场工作第一线的各类热工仪表的准确，稳定运行。

通过热工仪表的测量，不仅能实时的观察现场工况，避免突发故障的发生，还能通过监控现场测量数据的趋势，预防、避免事故的发生，通过热工仪表监控数据的记录，还可以分析计算核电厂运行的安全性和经济性。

1核电厂温度仪表的选型及特点1.1铂电阻温度计该温度仪表可互换，具有稳定性强、精度高以及重复性高的优势，测量范围内线性高，测量灵敏，测量系统相对简单，通常核电站日常中使用的是PT100铂电阻温度计。

但相对热电偶，铂电阻温度计响应时间长，体积大，易损坏，成本高。

1.2热电偶这一类型的温度仪表主要是在热电原理的基础上进行温度测量的，热电偶安装便捷、体积很小，而且感温元件的购买价格比较便宜，适用于宽量程范围中的测量。

由于热电偶是点测量，所以它的反应速度一般较快。

但热电偶热电势偏低，需进行相应的冷端补偿处理，使用特殊的补偿电缆。

与铂电阻温度计比较，线性偏低一些。

核电站非安全级仪表选型概况

核电站非安全级仪表选型概况作者：陈源杉来源：《西部论丛》2020年第11期前言在工业领域，自动化系统和仪表设备对精密度、可靠性、稳定性等方面有着很高的要求，核电行业的要求尤为严格，本文以陆上核电站非安全级仪表选型为基础，总结出核电应用领域的非安全级仪表厂家以及部分型号产品的技术参数对比。

1非安全级仪表厂家介绍1.1温度测量仪表一回路非安全级温度测量仪表包含热电阻、热电偶、就地温度表、温度开关。

目前陆上核电站非安全级温度测量仪表国产化率较高，国产化温度仪表各项性能指标已具备较高水平。

国内的供应商包括重庆川仪自动化股份有限公司、上海自动化仪表厂、浙江三方等。

国外品牌包括美国WEED、法国GEORGIN、法国堡盟波登海尼（Baumer Bourdon Haenni SAS）等。

国产化品牌以重庆川仪自动化股份有限公司、上海自动化仪表厂为例：重庆川仪十七厂是重庆川仪自动化股份有限公司的全资子公司，主要从事热电偶、热电阻、双金属温度计等系列产品的研发和生产，公司拥有50多年的温度仪表的生产历史， 85 年成功引进了日本冈崎制作所铠装热电偶和美国奥克莱公司管状电加热器先进技术及全套生产和检测设备，可按照 IEC 标准生产各种规格型号的铠装热偶（阻）。

自1994年开始，公司与国内核电主题研究设计院展开了全面的技术研发合作，相继成功开发了二代、二代加和最新的AP1000、CAP1400、华龙一号等核电机组所需的温度仪表产品，并大量应用于国内外的核电机组。

陆上核电站在热电偶、热电阻、双金属温度计方面应用的重庆川仪的产品较多。

上海自动化仪表三厂是上海自动化仪表股份有限公司的温度仪表专业生产企业，是国内历史悠久规模最大的温度及数显仪表专业生产厂。

该厂自八十年代以来分别从法国CMR 公司、美国ROSEMOUNT 公司和英国KANE-MAY 公司引进铠装热电偶、微型铂热电阻和红外辐射温度计等产品的制造技术和关键设备，产品符合 IEC 标准，并通过了广东大亚湾核电站合格供应商的资格评审和 ISO9001 质量体系认证。

核反应堆仪表9

开关处于D位置，电桥平衡时有 R1’+Rb+Rw2=Rt+Rw1+Ra
两式相加得 R1’+R1=2Rt ，∴ Rt=(R1’+R1)/2 可见，不仅可以消除引出线电阻的影响，还可以消除连接导线间接触 24/25 电阻及其阻值变化的影响。
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7.2 电阻温度计—金属测温电阻
小型铂热电阻
防爆型铂热电阻
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7.2 电阻温度计—金属测温电阻
铜热电阻
铜热电阻的电阻值与温度近于呈线性关系，电阻温度系数也较大，且价格便宜，所以在一些测量精度要求不是很高的情况下，就常采用铜热电阻但其在高于100℃的气氛中易被氧化，故多用于测量－ 50∽150℃温度范围我国统一生产的铜电阻温度计有两种：Cu50和Cu100
⑤ 复现性好、复制性强、容易得到纯净的物质
⑥ 价格便宜
综上，通常用以制造工业用热电阻的金属材料有铂、铜、镍、铁四种。由于铁和镍很难提纯，特性不够稳定。因此，我国目前只生产铂、铜两种材料的标准化热电阻。
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7.2 电阻温度计—金属测温电阻
10/25
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7.2 电阻温度计—半导体热敏电阻
半导体热敏电阻
半导体热敏电阻通常由铁、镍、锰、铜等的氧化物、硝酸盐等原料制成。

核电厂仪表与控制课后题答案(3)

核电厂仪表与控制思考题一、核电厂仪表与控制系统概述1、压水堆核电厂主要有哪些测量系统和控制系统？测量系统:核仪表系统、堆芯中子注量率测量系统、反应堆堆芯温度测量系统、反应堆堆芯水位测量系统、控制棒棒位测量系统、汽轮机监测系统、电厂辐射监测系统以及压力测量系统、硼浓度测量系统、机械位移、转速和振动测量系统等控制系统：反应堆功率调节系统、冷却剂平均温度调节系统、化学和容积控制系统、汽轮机调节系统、蒸汽旁路排放控制系统、稳压器压力调节系统、稳压器水位调节系统、蒸汽发生器水位调节系统、给水流量调节系统、发电机励磁调节系统和除氧器调节系统等2、压水堆核电厂仪表与控制系统的主要功能是什么？系统的功能：监视功能、控制功能、保护功能3、压水堆核电厂仪表和控制系统的工作特点有哪些？（1）传感器工作环境恶劣：工作环境中子注量率高、温度压力高、安装空间狭小、要求抗震；（2）设置有安全系统：为保护反应堆安全设置有一系列专设安全系统（例：反应堆保护系统、安全注射系统、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统）必要时启动专设安全设施，保护堆芯安全；（3）核测量仪表的特殊性：a.核探测器输出信号幅值低，现场干扰大，常需采用一些特殊措施以提高信噪比；b.多数探测器都有很高的内阻，可以把他看成一个电流源。

要求电路具有高的输入阻抗；c.要测量的中子注量率范围宽，用一种探测器和测量电路难于满足要求，需采用多种探测器；d.信号电缆长，工作环境恶劣，要求具有耐高温、抗辐照、抗干扰、低噪声和高绝缘特性；4、压水堆核电厂仪控系统的设备在安全重要性上分哪些级？哪些属于安全级设备？安全级设备；是完成反应堆安全停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳核反应堆排出热量所必须的，或是防止放射性物质向环境过量排放所必须的安全有关的设备；在实现或保持核电厂安全方面起补充、支持或间接地作用非安全重要设备。

在实现或保持核电厂安全方面无明显作用二、自动控制与调节基本知识1、什么是开环控制系统？其优缺点是什么？开环控制系统:系统的输出量与输入量之间不存在反馈。

第3章核电厂反应堆功率检测仪表

3. 核裂变法
中子与重核发生核裂变产生的裂变碎片是重核巨大的带正电荷的粒子，能使探测器输出信号。通过测量碎片数，可求得中子注量率。裂变碎片的总动能为150～170MeV，形成的脉冲幅度比本底脉冲幅度大得多，可用于强辐射场内中子的测量。热中子可引起的核裂变核： 233U ， 235U ， 239Pu。如235U的热中子截面为580b。对慢中子满足1/v 规律，仅适用于热中子的注量率测量。一些重核只有当中子能量大于某一阈能才能发生核裂变，可用此判断中子的能量区间。
1. 信息和控制功能 (1)提供信号：记录和显示信号，向操纵员提供反应堆装料、停堆、启动和功率运行各工况下的反应堆状态信息。（多种量程的堆外核仪表，监测反应堆功率、功率变化及功率分布）。 (2)控制信号:功率量程的信号用于棒控程序 ; (3)中子噪音测量线路的输出用来评估反应堆内
部构件的松动和振动；
3、微型裂变室由焊接端塞、同芯包壳及测量体三部分组成。
同心包壳氩气高纯氩气
内电极外电极
9 0 %铀氧化物
因为裂变碎片产生的能量比核反应产生次级粒子的能量大得多，所以裂变电离室的灵敏度比硼电离室更高，γ射线影响更小，更适合与更高γ辐射场内的中子探测。
3.2.4 正比计数管
正比计数管的脉冲信号与入射粒子在管内所产生的初级电离的离子对的数目成正比。如果粒子射程不长而可停止在管内气体中，则该粒子的种类、数目和个数可被探测到。在甄别电路的配合下，可把β、γ射线所产生的较小的脉冲甄别掉，而只记录α粒子。常有的计数管有涂硼正比计数管和BF3正比计数管。
探测器圆筒形支架的安装机构
压力容器上封头
核仪表系统运行时的探测位置
盖子

核反应堆仪表4

3He（n，p）T反应截面最大，但放出能量最小，探测器不容易
去除γ本底；而且天然氦中3He含量仅为0.013％，制备价格贵，因此一般仅在探测几十或几百keV能量的中子时应用。
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3.3 中子探测仪表 3.3.1 中子探测的基本方法 2 核反冲法使用中子与物质原子核发生势弹性散射这种作用探测中子的方法常称为核反冲法。中子靠近原子核时，受到核力场的作用而被散射，入射中子把一部分能量转移给原子核，原子核获得反冲能，所以叫做反冲核。反冲核一般具有一定电荷，可以用测量带电粒子的方法测量。核反冲法就是通过探测反冲核这种带电粒子来探测中子的。
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3.3 中子探测仪表 3.3.1 中子探测的基本方法 3 核裂变法快中子和热中子都能引发重核裂变，重核裂变生成的几个中等质量原子核称为裂变碎片。裂变碎片是重带电粒子，能使物质原子电离或激发。通过探测裂变碎片探测中子的方法称为核裂变法。中子引起裂变时放出的能量大约是200MeV，两个裂变碎片共带走165MeV。入射中子的能量一般都远小于这个数值，因此这种方法不能用来直接测定中子能量，主要用来测定中子通量。
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3.2 核反应堆功率的测量核反应堆周期测量原理：周期？在反应堆物理中，反应堆周期定义为反应堆内中子密度变化e倍所需的时间，用T表示。
设在反应堆内中子以相同的速度v杂乱无章地运动，堆内平均中子通量密度φ＝nv，则反应堆功率与周期的关系
3.3 中子探测仪表 3.3.1 中子探测的基本方法 4 活化法中子辐照生成新的不稳定核素的过程称为“活化”或 “激活”，所产生的放射性称为“感生放射性” 。测量经过中子辐照后材料中的放射性，就可知道中子的强度，这就是活化法。 n115 In 116 In 例如，

核电站仪表岗前培训反应堆仪表

能量为E n 的中子微观截面σ= σ0(1／υ)
15
二、核反冲法
中子与物质原子核发生弹性碰撞，原子核被反冲，且带一定正电荷，选用反冲核
弹性碰撞截面大的材料作为探测器灵敏物质，就可以简接测量中子的注量率。通常是利用含氢物质作为灵敏体。
反冲核的反冲能表示为：
EA

4A (1 A)2
En
cos2
设：在1000小时实验下a类元件损坏零件的百分数为λ a ，
仪表中有 K 种类别的元件，a种类型的元件数目为 n a ，
1000小时工作中仪表损坏的百分数为:
k
1 na
K
a na
a
八、稳定性
稳定性表明仪表测量某固定量时，示值随时间及使用条件变化的性能。
如, 环境温度变化1度,示值X 的变化值来确定的。
0.0006
0.4
0.0015─Leabharlann 0.850.00085
≤0.0005
0.55
0.00055
0.019
1.5
0.0015
半衰期 (天)
1.41×1010 3.38×1010 2.45×105 2.34×107 4.47×109 2.4×106 17
四、活化法
稳定的原子核吸收中子后，转变为放射性原子核，它们通常在衰变时会放出带电粒子，由此可以简接测出中子的通量密度。例如：
六、动态特性仪表指示值x 跟随被测量值x0 变化的反应能力。
1、上升时间：示值从稳定态值的 5％变化至 95％所需的时间； 2、响应时间：示值从开始变化到稳态值＋、－R m 范围，所需的时间。 3、过冲量：示值变化的最大振幅减去稳态值，对稳态值的百分数。
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浅谈核电厂过程仪表安装设计

Science &Technology Vision科技视界0引言核电厂中,过程仪表测量的目的在于直接反映运行参数,为控制和保护通道提供准确可靠的信息,帮助运行人员作出正确的判断,安全、可靠地进行操作,从而在核电厂正常或不正常运行期间操纵整个核电厂,保证设备安全可靠运行。

特别是在核电厂发生设计基准事故期间及事故后,仍需要靠事后监测系统(PAMS)提供的信息进行操作,以减轻事故对主设备的进一步毁坏,以及事故对公众和环境的危害。

因此,过程仪表系统在核电厂中起着十分重要的作用。

过程仪表系统涉及面广,它涉及仪表的设计、供货、布置、安装、调试。

本文将仅对核电厂过程仪表系统安装设计进行浅谈。

1过程仪表安装1.1安装准则核电厂过程仪表的安装应遵循以下基本准则:1)仪表、仪表支架及阀组应尽量安装在正常辐射量区域;2)仪表管道作为与工艺的机械连接,应该执行相应的机械安装安全准则,特别是抗震性要求;3)1E 级仪表的安装位置,应避免在地震、破管、火灾或水浸等事件发生时,导致不同保护组或系列的测量仪表及通道均不可用:①仪表管应具备一定机械强度来承受热膨胀和地震引起的位移。

因此用于1E 级仪表的仪表管及其支架应进行力学性能计算。

②在反应堆厂房处于正常运行条件下,如果内径大于25mm 的管道运行在压力大于20bar,或温度大于100℃,且至少有2%的运行时间,则这类管道被认为是高能管道。

为了防治喷射或撞击,仪表管应与高能管保持至少50cm 的距离;仪表及其支架的安装位置应与高能管保持至少3m 的距离,否则应为其安装保护框架以防撞击。

③为防止水浸引起的共模故障,仪表及其仪表管应布置在不同的浸区,或者安装在最高溢流水位。

4)不同保护组的仪表及测量通道相互之间应实体隔离[1]:①不同保护组或安全列的仪表管应进行实体隔离,距离至少为50cm。

如果现场条件无法满足最小距离的要求,可以加装机械保护,满足隔离要求。

同样也适用于控制组和保护组之间的隔离要求,但是不适用于不同控制组之间的安装要求。

核仪表操作规程

核仪表操作规程本规程适用于氧化铝生产中在线使用的放射性同位素仪表（密度计、料位计、料位开关）（以下简称仪表）。

１、对仪表维修人员的要求仪表维修人员应具备如下条件：a.熟悉本规程及相应的仪表安装使用说明书、电子线路图、控制电路等有关技术资料；b.熟悉与本仪表有关的工艺流程，了解该仪表在其中的作用；c.必须具有高中以上的文化程度，并具有机械、电子学、核知识等知识。

d.能够正确使用常用的和本仪表所要求的专用的测试仪器；e.对一些常见的仪表故障应具有分析判断和处理能力。

2 完好条件2.1 整机及零部件完整，符合技术要求，即：a.仪表零部件、附件齐全完好；b.仪表各插接件、连接件插接可靠；c.仪表铭牌、标志完整、清晰；d.仪表各开关旋钮动作可靠；e.防爆型仪表符合符合防爆现场等级要求；f.射源源闸开启灵活。

2.2 运转正常，性能良好，符合使用要求，即：a.源闸开启，显示正确；b.仪表运行状态的显示信号显示正常；c.仪表内部无异常发热现象和不正常的噪声；d.活动式安装架运转正常，符合测量要求；e.仪表显示准确，符合该仪表说明书所规定的指标。

2.3 设备及环境整齐、清洁，符合使用要求，即：a.放射源及探头安装场所应符合辐射安全防护要求b.仪表转换器部分所处环境清洁干燥，无强腐蚀性气体；c.电缆线及水、气管道敷设、排列整齐。

2.4 技术资料齐全、准确，符合管理要求，即：a.仪表安装使用说明书、图纸、运转记录等技术资料齐全；b.仪表制造单位出具的产品合格证和制造单位所在地卫生防疫部门出具的放射源安全使用合格证（辐射防护监测报告）等资料在准确、齐全。

3、维护3.1 日常维护3.1.1 巡回检查每班至少进行一次巡回检查，内容包括：a.仪表指示是否准确，并符合工艺要求；b.水、气管路压力指示是否正常；c.探头的测量通道内是否有粘附物；d.若发现有异常情况而一时无法消除时应急时报告，危及仪表安全运行时应采取紧急停表等措施，并通知工艺人员；e.做好巡回检查记录。

核电站仪表与控制

1、反应性控制燃料消耗、裂变物积累——反应性↘足够的剩余反应性需补偿一、压水堆反应性效应二、压水堆自稳自调特性三、反应性控制的功能要求及措施一、压水堆反应性效应1、燃料温度系数反应堆温度变化而引起反应性变化的效应铀238的共振吸收随温度变化引起的燃料温度的上升导致燃料有效吸收截面增大，中子吸收增大铀238的燃料温度系数总是负的，并且相应时间很短，仅零点几秒-2——-3pcm/℃2、慢化剂稳定系数温度↗，水膨胀，密度↘，慢化能力↘，使反应性↘温度系数是负的。

由于压水堆是载硼运行，温度升高时，硼毒作用将随硼密度小而下降，使反应性增大，故硼酸的反应性温度系数是正的。

因此，如果硼酸的浓度足够大，慢化剂温度系数将变为正的。

而压水堆在功率运行时，要求慢化剂温度系数是负的，该温度效应相应时间较长（约几秒），在反应堆温度效应反馈中起决定作用。

寿期初：满功率，有氙-20pcm/℃,限制在±100 pcm/℃寿期末：满功率，有氙-50pcm/℃,限制在±250 pcm/℃3、慢化剂压力系数在寿期开始时，慢化剂压力系数在慢化剂温度部分范围内是负的，但在功率运行下常是正的。

由于压水堆允许压力波动范围小，且压力变化所引起的变化不大，故可忽略。

4、慢化剂汽泡系数慢化剂汽泡系数反应了慢化剂汽泡量变化引起的反应性变化。

但是由于压水堆不允许沸腾，因此这个系数实际上不起作用。

二、压水堆自稳自调特性影响反应堆动态特性的主要因素：燃料温度系数和慢化剂温度系数压水堆温度系数总是设计成负的这个内部负反馈作用使反应堆具有自稳自调特性（固有）利于反应堆控制系统设计自稳性反应堆出现内、外扰动时，反应堆能维持原功率水平的特性。

eg：当反应堆引入一个正的反应性扰动时，中子通量将突然增加，燃料温度增加，慢化剂平均温度增加，由于温度效应产生一个负反应性效果，抵消了正反应性扰动，最后中子通量能基本上恢复到初始值。

自调性负荷变化时，反应堆自身能迅速达到热平衡eg：汽轮机负荷↗——转速↘——汽轮机阀门↗——蒸汽流量↗——蒸汽温度和压力↘——一回路冷却剂温度↘——（负温度系数产生一个正反应性）中子通量密度↗ ——燃料温度↗则会产生一个负反应性，最后反应性达到新的平衡状态。