利用次级中子诊断燃料面密度

㊀第43卷㊀第5期2023年㊀9月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.43㊀No.5㊀㊀Sep.2023㊃辐射防护监测㊃EAST 聚变装置长脉冲辐射监测及研究李成勋1,2,霍志鹏1,钟国强1,胡立群1(1.中国科学院合肥物质科学研究院,合肥230031;2.中国科学技术大学,合肥230026)㊀摘㊀要:EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak )全超导托卡马克核聚变实验装置主要利用氘氘为燃料进行等离子体聚变反应,聚变反应会释放大量中子与次级γ射线㊂为了能够准确掌握EAST 聚变装置在高参数长脉冲等离子体放电条件下辐射产物的空间分布信息,利用辐射在线监测系统实现对中子与γ射线的有效监测㊂按照防护需求在EAST 装置大厅内外共布置13个重点监测区域㊂监测系统硬件方面,辐射中子与γ射线测量分别采用基于BF 3正比计数管与氩气的电离室,通过双绞线与以太网的混合组网模式将监测数据传输到采集机,监测系统软件采用基于LabVIEW 的控制采集软件实现对中子与γ射线实时剂量率及累积剂量的采集与存储㊂监测结果表明,EAST 聚变装置在长脉冲高参数等离子体运行条件下,大厅内最大辐射剂量率迅速提高3个数量级以上,放电结束后又很快下降到接近辐射环境本底水平;大厅外由于屏蔽墙的防护作用,辐射剂量率始终保持接近辐射环境本底水平㊂利用辐射在线监测系统不仅可以有效获得放射性数据,而且为辐射安全防护管理提供了数据支撑,确保聚变能安全开发利用与人员安全㊂关键词:EAST ;中子;γ射线;辐射监测中图分类号:TL75+1文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2022-10-12作者简介:李成勋(1994 ),男,2017年毕业于安徽理工大学自动化专业,现为中国科学技术大学科学岛分院控制工程专业在读硕士研究生㊂E -mail:chengxun.li@通信作者:霍志鹏㊂E -mail:zhipeng.huo@㊀㊀目前可控核聚变研究途径主要包括磁约束聚变与惯性约束聚变这两种[1]㊂经过长时间的探索,科学家发现利用磁约束实现可控核聚变是实验路径中最具有希望的一种,目前磁约束核聚变的研究主要集中在托卡马克装置上[2]㊂EAST(Experimental Advanced SuperconductingTokamak)托卡马克装置是由中科院等离子体物理研究所自主设计并建造的全超导托卡马克,又称为 东方超环 [3]㊂2021年12月30日,EAST 托卡马克装置成功实现电子温度近7000万ħ条件下1056s 长脉冲高参数等离子体运行㊂EAST 聚变装置采用脉冲放电模式,脉冲持续时间由毫秒至千秒级别不等㊂在放电运行期间,会释放大量放射性物质,其中以放射性中子和γ射线为重点关注对象之一㊂对于短脉冲而言,由于放电时间有限,释放出的辐射影响也相对较小㊂但2021年EAST 聚变装置创造长脉冲高参数等离子体运行记录,脉冲持续时间达到千秒之久㊂在这种运行条件下,会持续释放大量中子及次级γ射线,因此需要了解EAST 聚变装置在长脉冲高参数等离子体运行期间辐射场中子与γ射线的分布及强度,确保运行期间人员及环境的辐射安全㊂本文运用EAST 聚变装置辐射在线监测系统,实现对长脉冲高参数等离子体运行期间场所与环境中子与γ射线的实时监测与存储㊂通过对EAST 聚变装置辐射监测,不仅可以有效获得放射性数据,同时为辐射安全防护提供了数据支撑,保障聚变能安全开发利用㊂对后续实验顺利开展以及保护实验与工作人员都具有重要意义,同时也是对EAST 聚变装置辐射防护水平的一种验证[4]㊂1㊀辐射源项分析㊀㊀EAST 托卡马克装置主要进行氘氘等离子体聚变反应,核反应过程如下:D +D ң3He(0.82MeV)+n(2.45MeV)D +D ңT(1.01MeV)+p(3.02MeV)㊃154㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期㊀㊀氘氘聚变反应直接产生平均能量为2.45MeV 的中子,是聚变中子产生的最主要来源㊂EAST装置放射性来源主要包括以下方面:(1)中子来源包括D-D直接聚变反应产生中子㊁高能逃逸电子与次级高能硬X射线作用某种物质发生光致核反应产生光致中子两部分㊂(2)γ射线来源包括高能离子与装置第一壁和偏滤器等杂质核反应㊁中子与材料在输运时非弹性散射和辐射俘获㊁中子活化设备与材料产生放射性核素衰变等途径[5]㊂(3)EAST装置采用多种加热系统使聚变反应一直运行于高温与高压环境中,当采用中性束注入辅助加热系统时,该加热系统自身就是辐射源,在中性束出束运行期间会产生大量的韧致辐射㊁γ射线以及聚变中子[6]㊂为了降低电离辐射带来的影响,EAST装置建立了有效的屏蔽体结构㊂装置大厅屏蔽墙体长31m,宽28m,高23m,由钢筋混凝土建造而成㊂装置主机四周屏蔽墙的墙体厚度为1.5m,顶层也是钢筋混凝土结构,厚度达到1m,通道大门是注入水的屏蔽水门㊂通过核辐射监测系统实时监测,可以准确地获得不同监测点处的中子和γ射线剂量率,进而可以准确判断大厅外部不同监测点处的辐射屏蔽效果,以及时对薄弱处加强相应的屏蔽处理工作㊂在EAST装置周围环境中,利用移动式中子和γ射线探测设备对实验前的本底环境进行多次测量并取平均值㊂测量结果表明,EAST装置中子环境本底剂量率约为0.003μSv/h,γ射线环境本底剂量率约为0.1μSv/h㊂EAST装置等离子体放电期间,EAST大厅内部脉冲式辐射场中子和γ射线剂量率远远大于本底值,可直接用于EAST放电期间中子和γ射线辐射场的研究㊂大厅外由于绝大部分辐射被钢筋混凝土屏蔽墙屏蔽,仅有极少量辐射通过门缝㊁管道㊁天空反散射等到达外部环境,在EAST大厅外部也能测到放电产生中子和γ射线,但是剂量率较低㊂按照‘电离辐射防护与辐射源安全基本标准“(GB18871 2002)要求,放射性物质向环境排放量保持在排放管理限值以下可合理达到的尽量低水平㊂当前,EAST装置辐射在线监测系统对大厅内外边界辐射报警阈值均设为100μSv/h,当超过此阈值,及时报警以免工作人员误入强辐射环境中㊂聚变中子和γ射线是影响工作人员与环境安全的主要因素,是实现聚变能安全可控利用的一大难点,因此针对EAST聚变装置主要的运行工况和源项建立辐射在线监测系统十分必要[7]㊂2㊀监测系统的设计2.1㊀设计要求㊀㊀EAST周围环境中,每一次等离子体聚变反应放电产生的中子和γ射线的辐射场强度在EAST 大厅内外分布随着空间位置不同而有所不同,并且随着每一次等离子体聚变放电方式不同以及放电参数的不同在监测点的辐射场强度也表现出很大的不同㊂首先,针对大厅内外辐射场强度的差异,需要选择不同探测范围㊁时间响应及灵敏度的探测器,使探测器适用于不同场所的探测要求㊂其次,由于大厅屏蔽墙的屏蔽隔离作用,将大厅内外分成场所与环境区域㊂此时监测点布局既要满足EAST聚变装置放电期间重点监测区域全面覆盖,还要考虑监测点布局合理性,使辐射探测区域满足实验需求㊂接着,在线监测网络结构要相对简单,根据实际情况优化布线方式,要能实现监测数据的统一管理功能㊂通过采集机控制平台能够实现辐射监测数据实时剂量率及累积剂量的采集显示与存储,并且能够长期稳定运行㊂最后,对超过一定阈值的辐射剂量率能够及时准确报警,确保工作人员与周围环境安全[8]㊂2.2㊀探测器选型㊀㊀EAST聚变装置在放电时,大厅场所内中子与γ射线在较短时间内辐射剂量达到较高水平,而放电结束后又在较短时间衰减到低辐射剂量㊂因此大厅场所内需要选择能量响应动态范围宽且时间响应较快的探测器,而大厅外的低剂量的环境区域则选择灵敏度高且能够长期稳定运行的探测器[9]㊂鉴于EAST运行期间高参数㊁持续时间短的 脉冲式 的辐射监测,大厅内部采用高量程的探测器,测量范围0.1~100000μSv/h㊂大厅外辐射为本底水平,外部周围环境采用高灵敏度的探测器,测量范围0.01~10000μSv/h㊂2.2.1㊀中子探测器㊀㊀EAST聚变装置在D-D放电时产生大量中㊃254㊃李成勋等:EAST聚变装置长脉冲辐射监测及研究㊀子,此时大厅内要求中子探测器必须能够准确测量实验场所大厅内短时间且高剂量的中子通量,响应及时且漏计数低㊂为了达到这种探测要求,经过综合考虑,最终选择了ANM型号的BF3正比计数管(ϕ2.5cmˑ13.5cm)㊂探测器经过校准,标定后该探测器的主要技术指标:灵敏度为1.350 nSv/脉冲,测量范围为1~10000μSv/h,能量响应为0.025eV~17MeV,总不确定度小于15%㊂ANM型号的BF3正比计数管高度集成,电极收集输出电流脉冲信号经过前置放大器㊁运算放大器㊁脉冲甄别㊁脉冲成形等电子学处理后输出电压脉冲信号,再通过单片机进一步处理得到计数率和剂量率等辐射信息[10]㊂中子探测器工作电路结构图如图1所示㊂对于EAST聚变装置主机大厅外环境中子的探测,选择了ENM型号的BF3正比计数管㊀㊀㊀㊀㊀图1㊀中子探测器工作电路结构图Fig.1㊀Working circuit structurediagram of neutron detector(ϕ5.0cmˑ35.0cm)㊂标定后该探测器的主要技术指标:灵敏度为0.0133nSv/脉冲,测量范围为1.0ˑ10-3~300μSv/h,能量响应为0.025eV~5MeV,总不确定度小于11%㊂BF3正比计数管对中子辐射产生的脉冲幅度比γ辐射大得多,因此能有效区分中子与γ射线脉冲,对混合场中的辐射产物有很好的甄别能力[11]㊂探测器能量响应范围较宽且能在复杂恶劣的环境下长期稳定工作,被广泛应用于核聚变实验中㊂ANM与ENM型号中子探测器外观及内部结构图如图2所示㊂图2㊀ANM与ENM型号中子探测器外观及内部结构图Fig.2㊀Appearance and internal structure diagram of ANM and ENM neutron detectors2.2.2㊀γ射线探测器㊀㊀EAST聚变装置大厅内对高剂量γ辐射的探测选择了测量范围宽,时间响应快的AGM型号的圆柱形电离室㊂电离室内充有2MPa的氩气,该探测器内部由收集电极㊁高压电极以及保护环等共同组成[12]㊂圆柱形电离室原理示意图如图3所示㊂标定后该探测器的主要技术指标:灵敏度为0.291nSv/脉冲,测量范围为0.1~15000μSv/h,能量响应为50keV~3MeV,总不确定度小于10%㊂对于EAST聚变装置主机大厅外环境γ射线的探测,选择了灵敏度高,工作稳定性强的EGM 型号的球形电离室㊂电离室内充有2.5MPa的氩气,该探测器内部同样由收集电极㊁高压电极以及保护环等共同组成㊂其中,收集电极和高压电极分别由ϕ50mm的小球和ϕ250mm大球构成㊂球图3㊀圆柱形电离室原理示意图Fig.3㊀Schematic diagram of cylindrical ionization chamber形电离室原理示意图如图4所示㊂标定后该探测器的主要技术指标:灵敏度为0.135nSv/脉冲,测量范围为0.01~6000μSv/h,能量响应为50keV~3MeV,总不确定度小于7%㊂经过长期实验检验,该探测器能够很好地适应对EAST聚变装置γ辐射的探测㊂㊃354㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期图4㊀球形电离室原理示意图Fig.4㊀Schematic diagram of sphericalionization chamber 2.3㊀监测点布局㊀㊀EAST聚变装置辐射监测系统共设置13个固定监测点[13]㊂其中,大厅内3个监测点用于探测实验期间大厅内高辐射剂量信息,大厅外10个监测点用于探测大厅外低辐射剂量环境信息㊂每个监测点分别布设一个相邻的中子与γ探测器㊂EAST聚变装置监测点布局如图5所示㊂其中,黑点代表中子探测器,白点代表γ探测器㊂2.4㊀辐射监测网络㊀㊀EAST装置监测点探测器较为分散且距离相对较远,为了将13个监测点的辐射信息集成到统㊀㊀㊀㊀图5㊀EAST聚变装置监测点布局Fig.5㊀Monitoring point layout of EAST fusion device一控制平台上,设立了数据采集机㊂对于方便布线的探测器,采用RS-485串口通信的双绞线连接到采集机,直接利用双绞线通讯的监测点由采集点进行统一供电㊂对于远距离且布线困难的11㊁12和13三个监测点的探测器,利用等离子体所公共以太网进行通信㊂这三个监测点的六个探测器分别采用网口的方式来进行数据读取,采用C2000 N220二串口设备联网服务器㊂整个监测系统采用双绞线与以太网混合组网方式㊂使用RS-485和RS-232相互转换的MOXA-CP-118EL多串口㊀㊀㊀㊀㊀卡,连接到采集机的DB9接口,实现通信数据的传输[14]㊂EAST装置基于LabVIEW开发了中子与γ射线辐射在线监测采集软件,通过串口查询方式获取监测点中子与γ射线的辐射剂量㊂采集软件由数据请求㊁数据显示㊁数据保存等组成,能实现对辐射监测数据的采集㊁获取和存储等功能㊂采集软件的工作界面有实时剂量率㊁累积剂量率㊁报警阈值等数据,能直观获得13处监测点聚变中子㊁γ辐射的时间㊁空间分布信息㊂㊃454㊃李成勋等:EAST聚变装置长脉冲辐射监测及研究㊀3㊀辐射测量2021年12月30日,EAST托卡马克装置第106915炮放电,EAST装置放电时电流㊁环电压㊁电子密度波形图如图6所示㊂放电时等离子体电流为337.39kA,平均电子密度为1.87ˑ1019/m3,脉冲长度达到1056s㊂该装置成功实现电子温度近7000万ħ条件下1056s长脉冲高参数等离子体运行㊂整个实验过程中,辐射在线监测系统持续稳定工作,采集软件及采集电脑未出现死机㊁通信等故障,系统运行稳定性较高,准确获得了长脉冲放电过程的辐射监测数据㊂图7为EAST托卡马克装置大厅内三个监测点γ剂量率变化情况㊂由图7可以看出,长脉冲放电前大厅内三个监测点的γ剂量率在0.10μSv/h附近,放电前的γ剂量率接近环境本底水平㊂聚变装置内部等离子体快速发生聚变反应并释放大量辐射,此时γ剂量率短时间内迅速达到最大值㊂其中,监测点1㊁2和3最大剂量率分别为106.90μSv/h,75.23μSv/h,38.11μSv/h,与放电前接近环境本底水平相比,此时大厅内γ最大辐射剂量率提高3个数量级以上㊂随着放电继续进行,γ剂量率也快速下降达到相对平衡状态,此时监测点1㊁2和3剂量率分别在5.00μSv/h,1.10μSv/h,0.95μSv/h附近㊂当聚变装置连续放电1056s后,等离子体电流㊁环电压以及平均电子密度迅速降为0,此时脉冲放电结束㊂放电结束后,由于不再发生新的聚变反应,不再有新的辐射继续产生㊂此外,装置四周与顶层均采用大量屏蔽材料进行屏蔽吸收且高剂量率辐射维持时间较短,因此,γ剂量率经过一段时间又很快回到放电前0.10μSv/h低剂量辐射水平㊂长脉冲整个放电过程,大厅内三个监测点的γ剂量率波动变化趋势完全一致,差异的只是剂量率大小的不同,产生这种差异的原因是径向距离的不同㊂监测点1距离装置最近,其次是监测点2,最远的是监测点3㊂EAST聚变装置是整个电离辐射的最终来源,越靠近装置辐射强度越大㊂对于大厅内中子剂量率的监测选择了大厅内距离装置最近的监测点1和最远的监测点3进行对比,这两个监测点的中子剂量率如图8所示㊂长脉冲放电前中子剂量率处于较低水平,随着不断放电,中子剂量率也不断图6㊀EAST托卡马克装置第106915炮放电电流波形㊁环电压波形及电子密度波形图Fig.6㊀Waveform diagram of discharge current,Voltage waveform diagram of discharge ring and Waveform diagram of discharge electron density of No.106915thgun in EAST Tokamak device升高,监测点1和3最大剂量率分别达到24.53μSv/h和5.58μSv/h㊂与放电前环境本底水平相比,此时大厅内中子最大辐射剂量率提高3㊃554㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期图7㊀大厅内监测点1㊁2和3的γ剂量率变化情况Fig.7㊀Change ofγdose rate at monitoring point1,point2and point3in the hall个数量级以上㊂大厅内1和3监测点的中子剂量率波动变化趋势左右呈现对称性,放电结束后,中子剂量率也很快回到放电前水平㊂图8㊀大厅内监测点1和3中子剂量率变化情况Fig.8㊀Changes of neutron dose rate at monitoringpoints1and3in the hall为了获得EAST聚变装置大厅外部环境的辐射数据,选择了监测点7和监测点10的数据进行分析㊂图9为大厅外监测点7和10的γ剂量率变化情况㊂从图9可以看出,监测点10的γ剂量率要略高于监测点7,这是因为监测点10位于屏蔽门旁边,EAST聚变装置在长脉冲放电运行时少量γ射线透过屏蔽门进入外部环境中㊂整个放电过程监测点10最大剂量率是0.128μSv/h,γ剂量率仍然是较低水平,不会对外部环境造成影响㊂监测点7位于大厅外北墙,由于屏蔽墙的作用,辐射剂量一直处于极低水平,最大剂量率是0.119μSv/h,再次验证了屏蔽墙的屏蔽效果满足辐射防护要求㊂图9㊀大厅外监测点7和10的γ剂量率变化情况Fig.9㊀Changes inγdose rates at7and10monitoring points outside the hall㊃654㊃李成勋等:EAST 聚变装置长脉冲辐射监测及研究㊀图10为大厅外监测点7和10中子剂量率变化情况,可以看出监测点7和10最大剂量率分别达到0.00368μSv /h 和0.0026μSv /h㊂整个放电过程两个监测点的中子剂量率均处于极低水平,对外界环境辐射影响几乎可以忽略不计㊂通过数据分析可知,EAST 聚变装置辐射防护水平较高,完全能保证工作人员与环境辐射安全㊂图10㊀大厅外监测点7和10中子剂量率变化情况Fig.10㊀Changes in neutron dose rates at monitoringpoints 7and 10outside the hall4㊀结论㊀㊀本文基于辐射在线监测系统实现了对EAST 装置在长脉冲高参数等离子体运行条件下大厅内外区域中子和γ射线的有效监测㊂在硬件方面,根据装置大厅内外辐射强度与实际需求的不同分别选择了测量范围宽,时间响应快和灵敏度高,工作稳定性强的探测器㊂由于监测点距离远近和布线难易程度不同,辐射监测系统采用双绞线与以㊀㊀㊀㊀㊀太网混合组网方式㊂距离较近且布线简便的探测器直接采用双绞线组网连接,而远距离且布线困难的探测器采用C2000N220二串口设备联网服务器,通过以太网进行传输㊂辐射监测系统采用RS -485串口通信,通过MOXA -CP -118EL 多串口卡直接与采集机进行连接,实现对通信数据的传输㊂软件方面使用自行编写的LabVIEW 控制采集软件对13个固定监测点进行实时采集㊁显示以及数据存储[15]㊂EAST 装置在等离子体电流为337.39kA,平均电子密度为1.87ˑ1019/m 3长脉冲高参数等离子体运行条件下,大厅内的中子和γ射线辐射很快达到较高水平㊂以监测点1为例,该监测点中子和γ射线最大剂量率分别达到24.53μSv /h 和106.90μSv /h㊂与放电前环境本底水平(中子环境本底的剂量率约为0.003μSv /h,γ射线环境本底的剂量率约为0.1μSv /h)相比,中子和γ射线最大剂量率均迅速提高3个数量级以上㊂放电结束后又很快回到放电前的低剂量率水平㊂此外,大厅内监测点的辐射剂量率波动变化趋势大致一致,差异只是剂量率大小的不同㊂产生这种差异的原因是径向距离的不同,监测点距离主机装置越近,辐射剂量率越大㊂整个运行过程,大厅外部环境区域监测点7和10中子最大剂量率分别达到0.00368μSv /h 和0.0026μSv /h,γ射线最大剂量率分别达到0.119μSv /h 和0.128μSv /h,中子和γ射线电离辐射始终处于接近环境本底水平㊂通过对EAST 装置长脉冲高参数等离子体运行时辐射中子和γ射线监测,获得了宝贵的辐射原始数据,确保了整个实验过程中工作人员与周围环境辐射安全,保障了EAST 托卡马克聚变装置安全有效运行㊂参考文献:[1]㊀钟德俊.磁约束等离子体边界层里杂质辐射的研究[D].上海:东华大学,2015.ZHONG Dejun.Study of impurity radiation in edge layer of magnetic confined plasmas [D ].Shanghai:DonghuaUniversity,2015.[2]㊀张微,杜广,徐国飞.核聚变发电的研究现状与发展趋势[J].产业与科技论坛,2019,18(8):58-60.ZHANG Wei,DU Guang,XU Guofei.Research status and development trend of nuclear fusion power generation [J].Industrial and Science Tribune,2019,18(8):58-60.[3]㊀闫朝辉.EAST 托克马克往复式快动探针设计与分析[D].淮南:安徽理工大学,2014.YAN Chaohui.Design and analysis on EAST tokamak for fast reciprocating probe system [D].Huainan:Anhui Universityof Science and Technology,2014.㊃754㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期[4]㊀柴竹新,吴宜灿,刘伯学.核聚变装置EAST高可靠性辐射防护控制系统[J].核电子学与探测技术,2005,25(1):28-31.CHAI Zhuxin,WU Yican,LIU Boxue.High reliability radiation protection control system for fusion device EAST[J].Nuclear Electronics and Detection Technology,2005,25(1):28-31.[5]㊀周梦洁,胡立群,钟国强,等.EAST在不同加热模式下的辐射响应研究[J].核技术,2020,43(3):82-88.ZHOU Mengjie,HU 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2015,54(19):4836-4839.㊃854㊃李成勋等:EAST聚变装置长脉冲辐射监测及研究㊀Monitoring and research of long pulse radiation in EAST fusion device LI Chengxun1,2,HUO Zhipeng1,ZHONG Guoqiang1,HU Liqun1(1.Hefei Institutes of Physical Science,Chinese Academy of Sciences,Hefei230031;2.University of Science and Technology of China,Hefei230026) Abstract:EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)conducts plasma fusion by deuterium and deuterium,which releases large amounts of neutrons and secondary gamma rays.In order to accurately understand the spatial distribution of radiation products in the EAST fusion device under the condition of high parameter long pulse plasma discharge,the radiation on-line monitoring system is used to realize the effective monitoring of neutron andγrays.According to protection requirements,13key monitoring areas are arranged inside and outside the EAST installation hall.In terms of monitoring system hardware,radiation neutrons andγrays are detected by ionization chamber based on BF3proportional counter tube and argon respectively,and monitoring data are transmitted to acquisition machine through twisted pair and Ethernet hybrid networking mode.The monitoring system software adopts the control acquisition software based on LabVIEW to collect and store the real-time dose rate and cumulative dose of neutron and gamma rays.The monitoring results show that the maximum radiation dose rate in the hall of the EAST fusion device rapidly increases by more than3orders of magnitude under the long pulse and high parameter plasma operation condition,and then drops to the radiation background level soon after the discharge.The radiation dose rate outside the hall is always kept close to the radiation background level due to the protective effect of the shielding wall.The online radiation monitoring system can not only effectively obtain radioactive data,but also provide data support for radiation safety protection management to ensure the safe development and utilization of fusion energy and personnel safety. Key words:EAST;neutron;γray;radiation monitoring㊃954㊃。

缓发中子虽然份额很少，但缓发时间较长，缓发效应大大
增加了两代中子之间的平均时间间隔，延迟了中子密度的变 化率。反应堆控制正是利用缓发中子的作用才得以实现的。
1. 核反应堆动力学方程
单群中子扩散方程中考虑缓发中子后的中子源项：
6
S(r ,t) (1 )ka(r ,t) iCi (r , t) i 1
只适于反应堆偏离临界状态不远 和扰动不太大的问题。
例：均匀平板反应堆，三个活性区， 在t=0时刻，I区引入一个正反应性 阶跃(增加9.5%)，反应堆超临 界；随后在0.01s 内反应性线性下 降到-。
8.3 阶跃扰动时点堆模型动态方程的解
t=0时刻以前，ρ=0，并引入一阶跃反应性 ρ，如不考虑反 馈效应，点堆方程为一阶线性常系数微分方程组,其解为：
n(t) iCi (t)
i 1,2,,6
定义中子每代时间 l / keff
点堆方程改写为
dn(t )
dt
(t)
n(t)
6 i 1
iCi (t)
dCi (t) dt
i
n(t)
iCi
(t)
i 1,2,,6
3.点堆模型适用范围
点堆模型不适应与空间有关的动力 学效应，如反应性局部扰动和过渡 过程中中子通量密度空间分布随时 间的快速畸变。
迅速下降，而在短时间内瞬变项衰减之后，中子通量密度 将按指数规律下降，其周期约为80 s，即大约每184 s功 率下降一个量级 反应堆停堆时，中子通量密度需下降10个数量级以上，其 关闭时间要求至少30min，反应堆设计需要考虑
中子源
为了在启动时满足最低要求的中子计数率（避免启动 盲区），必须在堆芯装入中子源。
CB1=1100ppm，N1=450cps，N2＝410cps CB2=980ppm，N1’=1050cps，N2’＝1300cps

2.1核辐射测量的分类：一是测量核辐射的粒子数如放射源活度、射线强度及通量密度等；二是测量核辐射粒子的能量。

2.2测量装置包括：辐射源、探测器、电子学记录系统及计算机系统。

2.3低水平放射性测量：辐射防护、环境检测、核电站的辐射测量等通常都是极其微弱的放射性测量被称作低水平放射性测量。

2.4低水平放射性测量通常分3步进行：1.在所关心的地点采集具有代表性的样品；2.用物理或者化学方法处理样品3.测量样品并对测量结果作统计学方面的分析判断。

2.5用于低水平放射性测量的测量装置应该具有这样的特点：能用最少的测量时间得到满足测量精度要求的测量数据，可以探测到的最少样品的放射性活度要大。

（这就需要定义优质因子）2.6本底的主要来源：宇宙射线、周围环境的放射性核素、屏蔽材料及探测器件中的放射性核素2.7降低本底的措施：降低本底，要根据本底的来源，采用不同的措施。

1.铅屏蔽材料中有微量放射性核素，选择放置较长时间的老铅或特殊精练过的铅，可使本底降低2.为减少氡钍射气造成的本底，可以采用有效的通风3.为了降低探测元器件的放射性核素带来的本底，可以采用以石英玻璃代替玻璃壳的光电倍增管，可以先对NAI（T1）晶体经过去钾提纯4.降低宇宙射线中的硬成分的影响可采用反符合屏蔽5.对于接地不良造成的对电子学线路的干扰，可以尽可能缩短放大器与探测器之间的距离，所有电子学仪器都一点接地。

4.1、燃料元件破损监测的方法？①一回路冷却剂γ放射性的连续监测②一回路冷却剂放射性的采样测量③辐照后燃料元件包壳破损的啜漏检测2、燃料元件包壳破损的啜漏检测系统的组成和工作原理？在线：固定在装卸料机上的压缩空气注入单元和抽真空单元；控制和测量单元；记录单元。

离线：水循环采样回路、气体回路、隔热回路；啜漏套筒、过滤器原理：在停堆期间，根据一回路冷却剂放射性跟踪监测提供的信息，将全部或部分燃料燃耗未达到额定值的燃料组件从反应堆卸到燃料水池，先采取在线检测系统对元件包壳破损泄漏监测，进而把泄漏的有破损燃料组件和不带泄漏的完好燃料组件区分开，然后采用离线检测系统定量的测定破损情况。

的重量通过堆芯下栅格板及吊兰传给压力壳支持。
堆芯的尺寸根据压水堆的功率水平和燃料组件装 载数而定。
大亚湾 900 MW 级压水堆第一个堆芯的布置如上
页图。该堆芯共有157个横截面呈正方形的无盒燃料 组件，其中53个核燃料组件中插有控制棒组件，66个 核燃料组件中装有可燃毒物组件，4个燃料组件中插 有中子源组件，其余34个则都装有阻力塞组件。
准圆柱状核反应区高3.65m，等效直径3.04m。
为了提高堆芯功率密度和充分利用核
燃料，现在大型压水堆堆芯一般都采 用按铀-235富集度不同分区装料及局 部倒料的燃料循环方式。
该堆芯首次装料时，由三种不同富集度的燃料
组件，堆芯四周有52个铀-235富集度为3.1%的 燃料组件组成，内区则混合交错布臵52个富集 度为2.4%和53个富集度为1.8%的燃料组件。
每个导向管都是由上下直径不同的Zr-4合金管组成，上 面大直径起导向作用并和控制棒间保持1mm左右的间隙，
冷却剂可以通过该间隙冷却控制棒。占导向管全长约1/7
的下部小直径段，在紧急停堆控制棒快速下插时，起水力 缓冲作用。
（d）测量导管
测量导管：是一根上下直径相同的Zr-4合
金管，它用和控制棒导管一样的方法固定到 定位格架上。
燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。
它是由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧和
上、下端塞组成。燃料芯块在包壳内叠装到
所需要的高度，然后将一个压紧弹簧和三氧
化铝隔热块放在芯块上部，用端塞压紧，再
把端塞焊到包壳端部。
(a) 燃料芯块
芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末（陶瓷型
芯块）冷压成形再烧结成所需密度的圆柱体， 直径为8-9毫米，直径与高度之比为1：1.5。