ADS次临界反应堆核功率和中子通量监测技术研究
核反应堆
核反应堆物理分析第一章核反应堆的核物理基础1、反应堆：能够实现可控、自续链式核反应的装置。
2、反应堆物理：研究反应堆内中子行为的科学。
有时称neutronics。
或：研究、设计反应堆使得裂变反应所产生的中子与俘获反应及泄露所损失的中子相平衡。
3、在反应堆物理中，除非对于能量非常低的中子，都将中子视为粒子，不考虑其波动性及中子的不稳定性。
4、反应堆内，按中子与原子核的相互作用方式可分为三大类：势散射、直接相互作用和复合核的形成；按中子与原子核的相互作用可分为两大类：散射和吸收。
5、σ ：微观截面表示平均一个入射中子与一个靶核发生相互作用的几率大小的一种量度，6、宏观截面：表征一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率；表征一个中子在介质中穿行单位距离与核发生反应的概率。
单位：1/m7、平均自由程λ: 中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离。
或：平均每飞行λ距离发生一次碰撞。
λ= 1/8、核反应率：单位时间、单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数（统计平均值）。
9、中子通量密度：表示1立方米内所有的中子在1秒钟内穿行距离的总和。
10、中子能谱分布：在核反应堆内，中子并不具有同一速度v或能量E，中子数关于能量E的分布称为中子能谱分布。
11、平均截面（等效截面）：12、截面随中子能量的变化：一、微观吸收截面：①低能区（E<1eV）：：中、重核在低能区有共振吸收现象②高能区（1eV<E<keV）：重核：随着中子能量的增加，共振峰间距变小，共振峰开始重叠，以致不再能够分辨。
因此随E的变化，虽有一定起伏，但变得缓慢平滑了，而且数值甚小，一般只有几个靶。
轻核：一般要兆电子伏范围内才出现共振现象，且其共振峰宽而低。
二、微观散射截面：弹性散射截面σe ：多数元素与较低能量中子的散射都是弹性的。
基本上为常数，截面值一般为几靶。
轻核、中等核：近似为常数；重核：在共振能区将出现共振弹性散射。
基于神经网络的核反应堆堆芯热功率预测
第38卷第10期计算机仿真2021年10月文章编号：1006 - 9348 (2021)10 - 0455 - 07基于神经网络的核反应堆堆芯热功率预测张奥鑫，滕婧，琚贄，杨韬燃(华北电力大学控制与计算机工程学院，北京102206)摘要：由于核反应堆经常变负荷运行，为使堆芯热功率与负荷相匹配，保证核电站的安全运行，需要精确预测反应堆堆芯热功率分布，以做出及时调整。
传统方法包括基于核反应机理物理模型和实验模型，难以通过直接分析相关数据，准确预测功率分布。
采用某C A N D U重水堆核电站真实监测数据，根据数据的分布特征，分别构建了基于满功率日时间序列的L S T M循环神经网络和基于特征再提取的卷积神经网络C N N模型，并对网络结构优化，以此来进行核反应堆堆芯热功率预测仿真研究。
相比于传统的B P神经网络，构建的L S T M和C N N模型在预测性能上有显著提升。
在L S T M和C N N的预测结果中，绝对误差小于50M W的数据所占比例分别为97. 63%和96. 31 %，相对误差在5%以内的数据所占比例为98. 73%和98. 42%，平均相对误差均不超过2.65%和2.96%。
仿真研究表明，所提基于L S T M和C N N的模型可有效预测核反应堆堆芯热功率分布。
关键词：核反应堆堆芯热功率;长短时记忆网络;卷积神经网络中图分类号:T P183 文献标识码：BPrediction of Nuclear Reactor Core Thermal PowerBased on A r t i f i c i a l Neural NetworkZHANG Ao - xin,TENG Jing, JU Yun, YANG Tao - ran(School of Control and Computer Engineering,North China Electric Power University,Beijing 102206, China)A B S T R A C T：D u e to the frequent variable load operation of nuclear reactors,in order to match the core thermalpower with the load and ensure the safe operation of nuclear power plants,i t is necessary to accurately predict the reactor core thermal power distribution in order to m a k e timely adjustment.Traditional methods include physical modeland experimental model based on nuclear reaction m e c h a n i s m,which i s difficult to obtain the accurate value of thepower by directly analyzing the relevant data.This study used real monitoring data of a C A N D U heavy water reactornuclear power plant.According to the distribution characteristics of the data,w e constructed a L S T M recurrent neuralnetwork based on full- power daily time series and a C N N model based on feature re- extraction,then completed thenetwork structure optimization,and carried out a simulation study of the nuclear reactor core thermal power predicpared with the B P neural network,the L S T M recurrent neural network model based on full power time series and the C N N based on feature re- extraction significantly improve the performance of thermal power prediction.A m o n g the prediction results of L S T M and C N N,the proportions of data with absolute error less than 50M W are respectively 97. 63%and 96. 31% ,the proportions of data with relative error within 5%are as high as 98. 73%and98. 42%,and the average relative errors do not exceed2.65%and2. 96%.Simulation results prove that the prediction precisions of nuclear power plant core thermal power are significantly improved.K E Y W O R D S：Thennal power of nuclear reactor core；L S T M；C N N基金项目：国家自然科学基金（61503137, 61871181 )，中央高校基金(2017M S035, 2018Z D06)收稿日期:2019-11 -18修回日期:2020-01 -21—455 —1引言1.1核反应堆堆芯热功率预测核电站运行期间，反应堆堆芯热功率分布是十分重要的 状态参数，堆芯热功率分布正常是保证反应堆安全、经济运 行的基础。
核反应堆物理分析(第九讲)核反应堆动力学
3
• 解决反应性的迅速变化引起的中子通量密度 随时间的瞬态变化：中子动力学(neutron kinetics)。 • 反应堆瞬态过程中，存在着一些反馈效应， 本章不考虑。
4
8.1 缓发中子的作用
1.1 基本概念：
裂变中子(fission neutron): 由裂变过程产生 并保持它们初始能量的中子。 分为瞬发和 缓发两种。
39
3.2 常数缓发中子源近似
• 由于先驱核半衰期较长，在某些反应性瞬变 中(e.g.停堆插棒)可以认为缓发中子源保持 为常数：
C (t ) = l / k
i =1 i i
6
n0
eff
• 可得解析解： n0 0 − n(t ) = [ 0 exp( t) − ] 0 − l / keff
36
(p241)
37
8.3* 点堆方程的近似解法
• 方程(iii)、(iv)是个耦合的一阶微分方程组， 同时由于反应性的反馈作用(温度效应、中毒 等)，该方程一般也是非线性的： 6 dn (t ) − = n(t ) + i Ci (t ) (iii )
dt l / keff
i =1
• 缓发中子产生率= i Ci (r , t )
i =1
18
6
• 考虑缓发中子的单群扩散方程：
1 ( r , t ) 2 = D (r , t ) − a (r , t ) + (1 − )k a (r , t ) v t + i Ci (r , t )
t /T
实际使用的还有倍增周期Td,，Td=0.693T
核电厂堆外中子通量测量系统功率量程探测器老化趋势分析和处理
核电厂堆外中子通量测量系统功率量程探测器老化趋势分析和处理文艳辉;王国云;沙洪伟【摘要】本文以大亚湾核电基地堆外中子通量测量系统(RPN) 20多年的运行和维护经验为基础,以201 1年和2016年两起功率量程探测器老化事件的分析处理过程为依据,综合生产厂家(Rolls-Royce公司)、法国国家电力公司(EDF)、国内核仪器厂、研究所等外部经验,对功率量程探测器工作原理、老化机理、维修策略、可用性标准和干预预案进行了深入地分析和总结,希望能为以后同类故障提供经验反馈和参考.【期刊名称】《仪器仪表用户》【年(卷),期】2017(024)012【总页数】6页(P76-81)【关键词】中子通量测量;功率量程探测器;电离室;老化;标准【作者】文艳辉;王国云;沙洪伟【作者单位】大亚湾核电运营管理有限责任公司, 广东深圳518124;大亚湾核电运营管理有限责任公司, 广东深圳518124;大亚湾核电运营管理有限责任公司, 广东深圳518124【正文语种】中文【中图分类】TM623堆外中子通量测量系统（以下简称RPN系统）是核电厂监视和控制核功率的重要系统之一，在功率运行期间，使用功率量程通道，通过测量堆芯泄漏出来的中子数，来监测核功率。
在反应堆功率超过设定的保护阈值时，给出报警和保护动作，保护堆芯安全。
因此，其能否正常工作直接关系着核电厂的核安全。
参考EDF和大亚湾核电站的运行经验，由于RPN系统探测器异常导致的自动或强迫停堆检修事件屡有发生，因此如何确保该系统探测器的正常运行至关重要。
一方面，如果在预防性维修中能提前发现探测器存在的潜在异常，就可以将安全隐患消除在萌芽状态，确保核安全；另一方面，在机组功率运行期间探测器由于老化或制造缺陷等原因也可能发生随机故障，如果在保证核安全的前提下，通过制定相关的预案和干预标准，继续维持反应堆运行避免强迫停堆检修，那么就可以保证核电厂的经济效益。
辐射探测器主要包括：电离室、正比计数管、闪烁体和半导体传感器。
反应堆物理分析
反应前后的质量变化
裂变前
235U
质量(u) 235.124 1.00867
裂变后
95Kr 139Ba
质量(u) 94.945 138.955 2.01734 235.917
n
2n 总计 236.13267
1u的总能量为931兆电子伏
质量亏损：236.132 67-235.917＝0.215（u）=200Mev
4.1.1
235铀核裂变裂变能量的释放
Energy Fission fragment kinetic energy Prompt gamma rays Neutrons Fission product gamma rays Beta particles Neutrinos Total
% 80 4 3 4 4 5 100
MeV 168 7 5 7 8 12 ~207
裂变中放出的能量分布
4%
80%
3%
4%
4% 5% neutrinos
停堆余热计算（堆芯长期冷却）
平均每次裂变的衰变功率与延迟时间的关系：
Pd t 2.66t 1.2 Mev/s
t为裂变发生后的时间
若反应堆在功率水平P运行了T秒，则停堆后τ秒时刻裂 变产物β射线和γ射线释放的总功率为
子的能量
临界能:发生核裂变的最小激发能Ecr 重核的裂变 临界能量小
靶原子核
钍-232 铀-238 易 裂 变 材 料 铀-235 铀-233
(critical energy)
中子的结合能（Mev）
复合核的临界裂变能 (Mev)
6.5 5.5 5.3 4.6
>
5.1
可转换核素
>
chapter08反应堆的物理启动
保系统稳定并满足安全要求。
满功率运行
03
将反应堆提升至满功率运行状态，进行全面的性能测试和验证。
运行监控阶段
参数监控
对反应堆的运行参数进行实时监 控，确保各项参数在安全范围内
波动。
设备维护
定期对反应堆及其附属设备进行检 查和维护，确保设备的正常运行和 延长使用寿命。
应急准备
制定应急预案，组织应急演练，提 高应对突发事件的快速响应能力。
反应堆物理启动的重要性
确保反应堆的安全运行
通过物理启动，可以验证反应堆的设 计和计算，确保反应堆在各种工况下 的安全性和稳定性。
优化反应堆性能
通过物理启动，可以对反应堆的控制 系统、保护系统和辅助系统进行测试 和验证，确保它们在运行过程中能够 正常工作，并优化反应堆的性能。
反应堆物理启动的历史与发展
停堆与关闭阶段
功率降低
在反应堆的运行寿命结束或需要停堆时，逐步降低反应堆的功率 水平。
停堆操作
执行停堆操作，关闭反应堆的核分裂过程，同时继续监控相关运行 参数，确保安全。
废物处理与环境监测
对产生的核废料进行妥善处理，同时持续监测周围环境，确保放射 性物质得到有效控制。
04 反应堆物理启动的挑战与 解决方案
核能应用的拓展与推广
核能发电
核能发电是核能应用的重要领域之一，未来发展中，需要进一步推广核能发电技术，降低 核能发电成本，提高核能发电的竞争力。
核能供热
核能供热是利用核能进行供暖的一种方式，具有高效、环保、安全等优点。未来发展中， 需要进一步推广核能供热技术，满足人们不断增长的供暖需求。
核能海水淡化
启动过程中的控制问题
控制棒插入位置
控制棒在启动过程中的插入深度和位置对反 应堆的启动和运行至关重要，需要精确控制 。
快中子反应堆堆芯物理分析方法的研究现状与发展建议
395.1/0.!S8T-4380-%4U&86T82/.U%4-82-4%&3/2-;3TFT-8/28V&393W3&%U.32-%X2F0&384 323456829/-/T8E364380-%4-6U3-;8-V30%../--39-%93W3&%U8&&%W34-;3Y%4&9':;3 4380-%4U;6T/0T08&0F&8-/%2/T-;3V8T/T%XX8T-4380-%40%4393T/52829-;3439-;393W3&%U.32-%X0%443TU%29/250%.UF-/250%93T843W346/.U%4A -82-/2-;3 Z[P %XX8T-4380-%4-;3%468292F.34/08&T/.F&8-/%2-30;2%&%56'R2-;/T U8U34-;393W3&%U.32-T%X4380-%4U;6T/0T828&6T/T.3-;%9TX%4-;3X8T-4380-%4T3TU3A 0/8&&6-;393W3&%U.32-T/2-;3U8T-)*6384T84343W/3Y39'\643W/3Y/25-;3939/08-39 829532348&0%.UF-/250%93T93W3&%U398-;%.38298V4%89X%4-;3X8T-4380-%4T-;3 U4%543TT%XX8T-4380-%4U;6T/0T828&6T/T-;3%46/T/2-4%9F039'R2T/93-;30%2T/T-3206
反应堆控制原理
▪ 在负荷跟踪运行时，功率调节棒组G1，G2， N1，N2依次插入堆芯并有一定的重叠(图)， 它们的位置取决于根据汽轮发电机组功率转
换而来的整定值，而可溶硼用于补偿因氙、
I NIX
(2)宏观截面
▪ 工程实践上要处理的是中子与大量原子核发 生反应的问题，所以又引入一个新的物理量： 宏观截面，符号为∑，定义是：
∑ =N
▪ (3)中子通量与核反应率密度
▪ 核反应率密度是单位时间内在单位体积中发生的核 反应的次数。核反应率密度一般用R表示。为了导出
R的表达式，定义另一个重要的物理量：中子通量
PID（比例积分微分）英文全称为Proportion Integration Differentiation
反应堆控制系统
▪ 反应堆控制系统(RRC)的功能是：
▪ (1)在稳态运行期间，维持主要运行参数尽可能接近 核电站设计所要求达到的最优值，使电厂的输出功 率维持在所要求的范围内；
▪ (2)使核蒸汽供应系统(NSSS)能适应正常运行的各 种瞬态工况，根据电网的要求和运行的需要，改变 系统的运行状态，保持操作上的灵活性；
▪ (3)在运行的瞬态或设备故障时，保持电厂主要参数 在允许的范围内，以尽可能减少反应堆保护系统的 动作。
▪ 为了满足上述要求，核蒸汽供应系统配置了 以下主要控制系统
▪ ——反应堆功率调节系统； ▪ ——反应堆平均温度调节系统； ▪ ——稳压器压力控制系统； ▪ ——稳压器水位调节系统； ▪ ——蒸汽发生器水位调节系统； ▪ ——蒸汽排放控制系统。
(整理)核反应堆物理分析和原子核物理习题
S(t)：为外中子源强度。
106.解释上题等号右边各项的物理意义。问一临界反应堆阶跃输入一正反应性ρ，试求中子密度的时间响应N(t)，假定无任何反馈，且外中源S(t)＝0。
答案： ：t时刻单位时间内瞬发中子的产生数。
：t时刻第1－6组缓发中子的产生率的总和。
132.试说明次临界反应堆内中子总数表达式的由来？
答案：假定外中子源和中子通量密度分布是均匀的（即点堆模型），设中子源每代发出S个源中子，那么在反应堆内经过增殖后
第一代末的中子数N1=S+SKeff
第二代末的中子数N2=S+SKeff+SK2eff
……
第m代末的中子数Nm=S(1++Keff+K2eff+……+Kmeff)
答案：次临界下稳定后增加公式：
∴ 稳定后有：N=1050×105=1.05×108中子
135.假定全部为新装燃料的反应堆内已测过235U的自发裂变中子强度为50中子/每代。堆的次临界度为1pcm，假定中子不会从堆内泄漏出去，堆外无中子射入反应堆。试从理论上估算：当中子数趋于稳定时，中子总数约为多少？
答案：原子序数Z相同但质量数A不同的核素叫同位素。
铀的同位素有23392U、23592U、和23892U
钚的同位素有23994Pu、24094Pu、和24194Pu
氢的同位素有11H、21H、和31H
140.天然铀中U－238约占99.3%，U－235约占0.7%。
141.天然硼中B－10约占18.83%，B－11约占81.17%，对中子吸收最强的是B－10。
在该区以上是共振区。有多个共振峰存在。在高能区是微观截面的平滑区。103.试说明235U的裂变截面随中子能量的大致变化规律。
燃料管理
核反应堆燃料管理就是对整个核燃料提出安全经济的管理策略，具体包括：堆前燃料管理（指核燃料的勘测和制造）堆内燃料管理（指反应堆运行期间的管理）堆后燃料管理（指对燃烧后的乏燃料的处理管理）转换比：反应堆中每消耗一个易裂变材料原子所产生新的易裂变材料的原子数增殖比：如果CR＞1，反应堆内产生的易裂变元素比消耗掉的还要多，除了维护反应堆本身的需要外，还可以增殖出一些易裂变材料供给其他新反应堆使用，这一过程成为增殖，这时的转换比成为增殖比核燃料循环形式：一次性通过循环（核燃料经过反应堆燃烧后直接作为核废料处理，不再进行回收使用的燃料循环）回收铀循环（轻水反应堆中卸下来的燃料送后处理厂处理，从中提取Pu-239，同时把8%的U235重新加以富集制成新的燃料元件）燃料增殖循环燃料联合循环(把一个反应堆的乏燃料用作另一个反应堆的燃料循环)燃耗深度：装入堆芯的单位质量燃料所产生的总能量的一种量度，也是燃料贫化的一种度量循环长度：一次装料后，反应堆满功率运行的时间循环系列：初始循环过渡循环平衡循环扰动循环初始循环：反应堆首次启动运行的第一个循环，堆芯全部由新燃料组成过渡循环：从第二循环开始一直到初始循环堆芯内的燃料组件全部被全部卸出堆芯为止的运行循环平衡循环：每个循环的性能参数（循环长度新料富集度一批换料量平均卸料燃耗深度）都保持相同，进入到平衡状态扰动循环：-燃料管理的主要内容：1.换料批数n,换料批量N 2.循环长度T 3.新燃料富集度 4.循环功率水平P 5.燃料组件在堆芯的装载方案A 6.控制毒物在堆芯的布置的控制方案P多循环燃料管理：对上述1-4进行变量决策时，相对来说受空间分布影响较小，燃料组件在堆芯的空间影响仅以批的特性加以简单考虑，所谓“点堆”模型，把这部分燃料管理成为多循环燃料管理两种常见的压水堆单循环换料方案优缺点：Out-In装载方案：新料在堆芯外区，堆芯内部为燃烧了一两个循环的燃料组件分散交替排列。
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ADS次临界反应堆核功率和中子通量监测技术研究
加速器驱动的次临界系统(ADS)中,加速器束流轰击散裂靶产生一个很强的
外部散裂中子源,该散裂中子源驱动次临界反应堆里的核裂变链式反应。也就是
说,ADS次临界反应堆的中子空间分布主要由高能散裂中子决定。
然而,常见的商用临界反应堆中的中子空间分布是由边界条件决定,因
此,ADS次临界堆的中子学特征是不同于商用临界反应堆的中子学特征的,ADS次
临界堆的核功率和中子监测方法也将不同于商用临界反应堆的监测方法。本论文
探索ADS次临界堆堆芯和堆外中子的监测方法。
ADS次临界反应堆功率的控制是通过调节高能质子加速器的束流强度来实
现的。ADS堆外中子通量的监测为加速器束流强度的调节和次临界堆功率的控制
提供重要的依据。
而且,堆外中子通量的监测为反应堆控制和保护系统在启动、运行和停堆等
过程中提供必不可少的信息,因此,堆外中子通量监测系统在ADS控制和保护系
统中起着至关重要的作用。本文提出的监测方法是利用三套裂变电离室和三套非
补偿电离室来监测堆外中子通量。
由于裂变电离室可以工作在脉冲、电流和均方电压三个操作模式,裂变电离
室能监测很宽范围的中子通量,其范围包括源量程、中间量程和功率量程。本文
提出的监测方法增加了独立监测信道的冗余度,提高了保护系统的可靠性,并能
获得更多的轴向和径向功率分布的信息。
在商用压水反应堆中,堆芯中子通量的测量通常是由几个可移动式的裂变室
从反应堆压力容器顶部插入堆芯进行测量。考虑到ADS反应堆顶部已经被加速器
束流注入系统和散裂靶冷却系统占用,因此,ADS次临界反应堆堆芯中子通量测
量采用固定式的自给能中子探测器。
由于散裂中子的通量在垂直方向之间的差异达到三个数量级,本文提出通过
监测ADS次临界堆三维堆芯中子通量来进行三维堆芯功率分布的在线再构,其中,
堆芯功率的径向分布通过径向布置的多个测量通道来完成,堆芯功率的轴向分布
通过测量上、中、下三个垂直位置的中子通量来得到。裂变电离室、非补偿电离
室以及自给能中子探测器已经非常成功地应用于商用热中子压水堆,但是中子引
起的反应截面随中子能量的变化而变化,这些用于热中子监测的中子探测器不能
直接用于ADS次临界堆的快中子监测。
为了更准确地监测ADS堆芯和堆外的中子通量,本文提出了一个校准中子探
测器的好方法。提出的校准方法主要分为两个步骤:第一步用一个标准的中子源
校准中子源的中子通量与中子探测器输出信号之间的关系;第二步通过比较ADS
中子能谱和中子源能谱的差异,来计算出一个修正因子。
基于Geant4的仿真结果表明,裂变电离室、非补偿电离室和自给能中子探测
器的修正因子分别为5、42和26。综上所述,本文的三大主要工作为ADS次临界
堆三维堆芯功率分布的在线再构方法、可靠的堆外功率监测方法,以及非常有效
的中子探测器校准方法。