CN111797362B - 一种中子源强度计算方法、存储介质和实时在线反应性仪 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及反应堆测试领域,特别涉及一种中子源强度计算方法、存储介质和实时在线反应性仪。所述一种中子源强度计算方法,包括步骤:测量得深次临界稳定状态下的功率水平n;计算在此深次临界状态下的keff或反应性ρ,及瞬发中子平均代时间l或瞬发中子寿命l0;根据所述ρ、n和l计算中子源强度,在Keff<0.98或ρ<‑2000pcm时,中子源强度的测量误差符合工程应用需求。通过该中子源强度计算方法计算中子源,可保证中子源强度的测量误差,从而保证反应性在低功率状态下计算的正确性和全量程覆盖。
Description
技术领域
本发明涉及反应堆测试领域,特别涉及一种中子源强度计算方法、存储介质和实时在线反应性仪。
背景技术
反应性是反应堆有效增值系数Keff对临界值的相对偏离量,是反应堆物理启动时反映反应堆运行情况的重要参数。它的准确测量对于反应堆的安全运行和发挥其经济效益有其重要意义。
而核反应堆的功率水平变化十几个数量级,用一种探测器无法全部覆盖,故反应性仪需接收多种核测信号支持全量程覆盖,其中逆动态计算中包含中子源强度,从而保证反应性计算的全量程覆盖。故如何计算中子源强度成了亟需解决的问题。
发明内容
为此,需要提供一种中子源强度计算方法,用以解决现有中子源强度计算问题。具体技术方案如下:
一种中子源强度计算方法,包括步骤:
测量得深次临界稳定状态下的功率水平n;
计算在此深次临界状态下的keff或反应性ρ,及瞬发中子平均代时间l或瞬发中子寿命l0;
深次临界状态,即在Keff<0.98或ρ<-2000pcm时,根据所述ρ、n和l计算中子源强度,中子源强度的误差符合工程应用需求;从而也保证了反应性在次临界状态下的测量误差符合工程应用需求。
进一步的,所述“根据所述ρ、n和l计算中子源强度”,还包括步骤:
根据下式计算出中子源强度S:
或
所述反应性ρ定义如下:
所述keff本征值用来描述核反应堆系统的次临界度,所述次临界方程如下:
其中l0=keff*l。
为解决上述技术问题,还提供了一种存储介质,具体技术方案如下:
一种存储介质,其中存储有指令集,所述指令集用于执行:
测量得深次临界状态下的功率水平n;
计算在此深次临界状态下的keff或反应性ρ,及瞬发中子平均代时间l或瞬发中子寿命l0;
根据所述ρ、n和l计算中子源强度,在Keff<0.98或ρ<-2000pcm时,中子源强度的测量误差符合工程应用需求。
进一步的,所述指令集还用于执行:
所述“根据所述ρ、n和l计算中子源强度”,还包括步骤:
根据下式计算出中子源强度S:
或
所述反应性ρ定义如下:
所述keff本征值用来描述核反应堆系统的次临界度,所述次临界方程如下:
其中l0=keff*l。
为解决上述技术问题,还提供了一种实时在线反应性仪,具体技术方案如下:
一种实时在线反应性仪,所述反应性仪用于:计算中子源强度;
所述“计算中子源强度”,包括步骤:
测量得深次临界状态下的功率水平n;
计算在此深次临界状态下的keff或反应性ρ,及瞬发中子平均代时间l或瞬发中子寿命l0;
根据下式计算出中子源强度S:
或
所述反应性ρ定义如下:
所述keff本征值用来描述核反应堆系统的次临界度,所述次临界方程如下:
其中l0=keff*l;在Keff<0.98或ρ<-2000pcm时,中子源强度的测量误差符合工程应用需求。
进一步的,所述反应性仪通过通信连接计算机控制系统,通信连接方式包括以下中的一种或多种:使用modbus RTU协议、使用modbus TCP协议、使用modbus ASCII协议;
所述反应性仪用于:向所述计算机控制系统发送数据读取请求,并接收所述计算机控制系统返回的数据,根据所述返回的数据计算反应性,并发送计算结果至计算机控制系统进行输出显示。
进一步的,所述反应性仪通过通信连接计算机控制系统,通信连接方式包括以下中的一种或多种:使用modbus RTU协议、使用modbus TCP协议、使用modbus ASCII协议;
所述反应性仪用于:接收所述计算机控制系统写入的数据,根据所述写入的数据计算反应性,并接收所述计算机控制系统的读取数据指令,返回计算结果至计算机控制系统进行输出显示。
进一步的,所述反应性仪还用于:获取不同量程通道数据,将所述不同量程通道数据转换至相同单位的数值。
进一步的,所述反应性仪通过串口与所述计算机控制系统进行通信,或所述反应性仪通过TCP/IP网络与所述计算机控制系统进行通信。
本发明的有益效果是:通过该中子源强度计算方法计算中子源,可保证中子源强度的测量误差,从而保证反应性在低功率状态下计算的正确性和全量程覆盖。
附图说明
图1为具体实施方式所述一种中子源强度计算方法的流程图;
图2为具体实施方式所述相对误差随反应性的变化示意图;
图3为具体实施方式所述功率、反应性随时间变化示意图;
图4为具体实施方式所述一种存储介质的模块示意图;
图5为具体实施方式所述一种实时在线反应性仪的模块示意图;
图6为具体实施方式所述界面设置示意图。
附图标记说明:
400、存储介质;
500、实时在线反应性仪。
具体实施方式
为详细说明技术方案的技术内容、构造特征、所实现目的及效果,以下结合具体实施例并配合附图详予说明。
请参阅图1至图3,在本实施方式中,一种中子源强度计算方法可应用在存储介质上,所述存储介质包括但不限于:反应性仪、个人计算机、服务器、通用计算机、专用计算机、网络设备、嵌入式设备、可编程设备等。具体实施方式如下:
步骤S101:测量得深次临界稳定状态下的功率水平n。
步骤S102:计算在此深次临界状态下的keff或反应性ρ,及瞬发中子平均代时间l或瞬发中子寿命l0。
步骤S103:根据所述ρ、n和l计算中子源强度,在Keff<0.98或ρ<-2000pcm时,中子源强度的测量误差符合工程应用需求。在本实施方式中,所谓符合工程应用需求即:在Keff<0.98或ρ<-2000pcm时,用该方法确定的中子源强度的相对误差小于25%。而后续由此反应性的测量(计算)相对误差也小于25%,符合工程应用需求。
所述步骤S103还包括步骤:
根据下式计算出中子源强度S:
或
所述反应性ρ定义如下:
所述keff本征值用来描述核反应堆系统的次临界度,所述次临界方程如下:
其中l0=keff*l。
通过上述流程计算中子源强度,在Keff<0.98或ρ<-2000pcm时,中子源强度的测量误差符合工程应用需求,从而保证反应性在低功率状态下计算的正确性和全量程覆盖。
误差分析表明,在Keff<0.98(或ρ<-2000pcm)时,通过上述中子源强度的计算方法,可保证中子源强度的测量误差符合工程应用需求。在本实施方式中,所谓符合工程应用需求即:在Keff<0.98或ρ<-2000pcm时,用该方法确定的中子源强度的相对误差小于25%。而后续由此反应性的测量(计算)相对误差也小于25%,符合工程应用需求。从而保证反应性在低功率状态下计算的正确性和全量程覆盖。其中反应堆次临界度是反应堆动力学行为的重要物理特征量,通常,用keff本征值来描述核反应堆系统的次临界度。在描述次临界度时,一般此时keff<1,ρ<0。
以下进行具体分析:一般中子源强度S是固定的,根据式(3)可知,反应性ρ与中子密度n(功率水平)成反比。可以分几种情况讨论:
a)接近临界,即反应性ρ接近0,中子密度n很大,此时n的测量相对误差比较小;但是反应性ρ计算有一个比较固定的计算误差即dρ,则此时其相对误差极大。即此时用此方法计算中子源强度S的误差极大,是不合适的。
b)深次临界,即反应性ρ绝对值很大(ρ小于0),中子密度n比较小,此时n的测量相对误差比较大;反应性ρ计算有一个比较固定的计算误差即dρ,由于ρ绝对值大,此时其相对误差大幅减小。即此时用此方法计算中子源强度S的误差较小,是合适的。
c)反应性在以上情况a)和情况b)中间。相比较与情况b),n的测量相对误差减少一半;反应性ρ计算的相对误差增大一倍。n的测量相对误差本身就不大,减少一半贡献有限,因此此时计算中子源强度S的误差比b)大。
例如,根据某反应堆的实测数据,源量程测量的相对误差大约2%,即深次临界状态下,源量程测量值低,保守假设其测量的相对误差为4%,即/>
另外,核设计软件计算反应堆某状态下的反应性ρ或keff的行业允许误差为500pcm,即dρ=500pcm。如果在接近临界状态,如ρ=-100pcm,此时如果深次临界状态,如ρ=-10000pcm,此时/>如果ρ=-5000pcm,此时/>如图2所示,反应性在小于-2000pcm时,反应性计算的相对误差变化比较缓慢;而在大于-2000pcm时,相对误差急剧增加。
以上分析可以知道,用次临界方程获得中子源强度的误差主要取决于反应性计算的相对误差,而这又取决于反应性(次临界度)。当反应性小于-2000pcm时,中子源强度的相对误差小于25%,满足工程应用的要求。一般可以在反应堆刚开始启堆阶段按本方法计算,即反应性在-10000~-5000pcm时,中子源强度的相对误差小于10%,满足工程应用的要求。
例如,某反应堆中子源强度S=2.5e-4,有效增值系数keff=0.9523(反应性ρ=-5000pcm),此时反应堆功率水平为1E-7%FP,瞬发中子平均代时间l=2E-5s。假设计算误差-600pcm,此时计算得到的有效增值系数keff=0.9470(反应性ρ=-5600pcm),测量得到的反应堆功率水平为1E-7%FP,则中子源强度
此中子源强度在反应性仪中参与反应性计算。如果此时反应堆达临界,反应性仪测量的反应性见图3中的“反应性1”,反应性的真值见图3中的“反应性2”,二者的差异见图3中的“反应性差”。此时反应性测量误差最大600pcm,随着反应堆的逐渐逼近临界,误差也逐渐减小。
故本方法解决了中子源强度的计算的误差问题,进而解决了次临界状态下的反应性测量问题,测量误差满足工程应用要求。
为解决上述技术问题,还提供了一种存储介质400,所述存储介质400包括但不限于:反应性仪、个人计算机、服务器、通用计算机、专用计算机、网络设备、嵌入式设备、可编程设备等。具体技术方案如下:
一种存储介质400,其中存储有指令集,所述指令集用于执行:
测量得深次临界稳定状态下的功率水平n;
计算在此深次临界状态下的keff或反应性ρ,及瞬发中子平均代时间l或瞬发中子寿命l0;
根据所述ρ、n和l计算中子源强度,在Keff<0.98或ρ<-2000pcm时,中子源强度的测量误差符合工程应用需求。在本实施方式中,所谓符合工程应用需求即:在Keff<0.98或ρ<-2000pcm时,用该方法确定的中子源强度的相对误差小于25%。而后续由此反应性的测量(计算)相对误差也小于25%,符合工程应用需求。
进一步的,所述指令集还用于执行:
所述“根据所述ρ、n和l计算中子源强度”,还包括步骤:
根据下式计算出中子源强度S:
或
所述反应性ρ定义如下:
所述keff本征值用来描述核反应堆系统的次临界度,所述次临界方程如下:
其中l0=keff*l。
通过存储介质400内的指令集执行:计算中子源强度,在Keff<0.98或ρ<-2000pcm时,中子源强度的测量误差符合工程应用需求,从而保证反应性在低功率状态下计算的正确性和全量程覆盖。
误差分析表明,在Keff<0.98(或ρ<-2000pcm)时,通过上述中子源强度的计算方法,可保证中子源强度的测量误差满足工程应用要求,从而保证反应性在低功率状态下计算的正确性和全量程覆盖。其中反应堆次临界度是反应堆动力学行为的重要物理特征量,通常,用keff本征值来描述核反应堆系统的次临界度。在描述次临界度时,一般此时keff<1,ρ<0。
以下进行具体分析:一般中子源强度S是固定的,根据式(3)可知,反应性ρ与中子密度n(功率水平)成反比。可以分几种情况讨论:
a)接近临界,即反应性ρ接近0,中子密度n很大,此时n的测量相对误差比较小;但是反应性ρ计算有一个比较固定的计算误差即dρ,则此时其相对误差极大。即此时用此方法计算中子源强度S的误差极大,是不合适的。
b)深次临界,即反应性ρ绝对值很大(ρ小于0),中子密度n比较小,此时n的测量相对误差比较大;反应性ρ计算有一个比较固定的计算误差即dρ,由于ρ绝对值大,此时其相对误差大幅减小。即此时用此方法计算中子源强度S的误差较小,是合适的。
c)反应性在以上情况a)和情况b)中间。相比较与情况b),n的测量相对误差减少一半;反应性ρ计算的相对误差增大一倍。n的测量相对误差本身就不大,减少一半贡献有限,因此此时计算中子源强度S的误差比b)大。
例如,根据某反应堆的实测数据,源量程测量的相对误差大约2%,即深次临界状态下,源量程测量值低,保守假设其测量的相对误差为4%,即/>
另外,核设计软件计算反应堆某状态下的反应性ρ或keff的行业允许误差为500pcm,即dρ=500pcm。如果在接近临界状态,如ρ=-100pcm,此时如果深次临界状态,如ρ=-10000pcm,此时/>如果ρ=-5000pcm,此时/>如图2所示,反应性在小于-2000pcm时,反应性计算的相对误差变化比较缓慢;而在大于-2000pcm时,相对误差急剧增加。
以上分析可以知道,用次临界方程获得中子源强度的误差主要取决于反应性计算的相对误差,而这又取决于反应性(次临界度)。当反应性小于-2000pcm时,中子源强度的相对误差小于25%,满足工程应用的要求。一般可以在反应堆刚开始启堆阶段按本方法计算,即反应性在-10000~-5000pcm时,中子源强度的相对误差小于10%,满足工程应用的要求。
例如,某反应堆中子源强度S=2.5e-4,有效增值系数keff=0.9523(反应性ρ=-5000pcm),此时反应堆功率水平为1E-7%FP,瞬发中子平均代时间l=2E-5s。假设计算误差-600pcm,此时计算得到的有效增值系数keff=0.9470(反应性ρ=-5600pcm),测量得到的反应堆功率水平为1E-7%FP,则中子源强度
此中子源强度在反应性仪中参与反应性计算。如果此时反应堆达临界,反应性仪测量的反应性见图3中的“反应性1”,反应性的真值见图3中的“反应性2”,二者的差异见图3中的“反应性差”。此时反应性测量误差最大600pcm,随着反应堆的逐渐逼近临界,误差也逐渐减小。
故本存储介质400解决了中子源强度的计算的误差问题,进而解决了深次临界状态下的反应性测量问题,测量误差满足工程应用要求。
请参阅图5,为解决上述技术问题,还提供了一种实时在线反应性仪500,以下具体展开说明:
一种实时在线反应性仪500,所述反应性仪用于:计算中子源强度;
所述“计算中子源强度”,包括步骤:
测量得深次临界稳定状态下的功率水平n;
计算在此深次临界状态下的keff或反应性ρ,及瞬发中子平均代时间l或瞬发中子寿命l0;
根据下式计算出中子源强度S:
或
所述反应性ρ定义如下:
所述keff本征值用来描述核反应堆系统的次临界度,所述次临界方程如下:
其中l0=keff*l;在Keff<0.98或ρ<-2000pcm时,中子源强度的测量误差符合工程应用需求。在本实施方式中,所谓符合工程应用需求即:在Keff<0.98或ρ<-2000pcm时,用该方法确定的中子源强度的相对误差小于25%。而后续由此反应性的测量(计算)相对误差也小于25%,符合工程应用需求。
通过上述反应性仪计算中子源强度,在Keff<0.98或ρ<-2000pcm时,中子源强度的测量误差符合工程应用需求,从而保证反应性在低功率状态下计算的正确性和全量程覆盖。
误差分析表明,在Keff<0.98(或ρ<-2000pcm)时,通过上述中子源强度的计算方法,可保证中子源强度的测量误差满足工程应用要求,从而保证反应性在低功率状态下计算的正确性和全量程覆盖。其中反应堆次临界度是反应堆动力学行为的重要物理特征量,通常,用keff本征值来描述核反应堆系统的次临界度。在描述次临界度时,一般此时keff<1,ρ<0。
以下进行具体分析:一般中子源强度S是固定的,根据式(3)可知,反应性ρ与中子密度n(功率水平)成反比。可以分几种情况讨论:
a)接近临界,即反应性ρ接近0,中子密度n很大,此时n的测量相对误差比较小;但是反应性ρ计算有一个比较固定的计算误差即dρ,则此时其相对误差极大。即此时用此方法计算中子源强度S的误差极大,是不合适的。
b)深次临界,即反应性ρ绝对值很大(ρ小于0),中子密度n比较小,此时n的测量相对误差比较大;反应性ρ计算有一个比较固定的计算误差即dρ,由于ρ绝对值大,此时其相对误差大幅减小。即此时用此方法计算中子源强度S的误差较小,是合适的。
c)反应性在以上情况a)和情况b)中间。相比较与情况b),n的测量相对误差减少一半;反应性ρ计算的相对误差增大一倍。n的测量相对误差本身就不大,减少一半贡献有限,因此此时计算中子源强度S的误差比b)大。
例如,根据某反应堆的实测数据,源量程测量的相对误差大约2%,即深次临界状态下,源量程测量值低,保守假设其测量的相对误差为4%,即/>
另外,核设计软件计算反应堆某状态下的反应性ρ或keff的行业允许误差为500pcm,即dρ=500pcm。如果在接近临界状态,如ρ=-100pcm,此时如果深次临界状态,如ρ=-10000pcm,此时/>如果ρ=-5000pcm,此时/>如图2所示,反应性在小于-2000pcm时,反应性计算的相对误差变化比较缓慢;而在大于-2000pcm时,相对误差急剧增加。
以上分析可以知道,用次临界方程获得中子源强度的误差主要取决于反应性计算的相对误差,而这又取决于反应性(次临界度)。当反应性小于-2000pcm时,中子源强度的相对误差小于25%,满足工程应用的要求。一般可以在反应堆刚开始启堆阶段按本方法计算,即反应性在-10000~-5000pcm时,中子源强度的相对误差小于10%,满足工程应用的要求。
例如,某反应堆中子源强度S=2.5e-4,有效增值系数keff=0.9523(反应性ρ=-5000pcm),此时反应堆功率水平为1E-7%FP,瞬发中子平均代时间l=2E-5s。假设计算误差-600pcm,此时计算得到的有效增值系数keff=0.9470(反应性ρ=-5600pcm),测量得到的反应堆功率水平为1E-7%FP,则中子源强度
此中子源强度在反应性仪中参与反应性计算。如果此时反应堆达临界,反应性仪测量的反应性见图3中的“反应性1”,反应性的真值见图3中的“反应性2”,二者的差异见图3中的“反应性差”。此时反应性测量误差最大600pcm,随着反应堆的逐渐逼近临界,误差也逐渐减小。
故本反应性仪解决了中子源强度的计算的误差问题,也解决了次临界状态下的反应性测量问题,测量误差满足工程应用要求。
进一步的,所述反应性仪通过通信连接计算机控制系统,通信连接方式包括以下中的一种或多种:使用modbus RTU协议、使用modbus TCP协议、使用modbus ASCII协议;
所述反应性仪用于:向所述计算机控制系统发送数据读取请求,并接收所述计算机控制系统返回的数据,根据所述返回的数据计算反应性,并发送计算结果至计算机控制系统进行输出显示。需要说明的是modbus协议是一个master/slave或客户端/服务器架构的协议,在该方式中,反应性仪作为master或客户端节点,计算机控制系统作为slave或服务器节点,反应性仪用于向计算机控制系统发送数据请求,根据返回的数据计算反应性,并发送计算结果给计算机控制系统,计算机控制系统对计算结果进行显示。
或
进一步的,所述反应性仪通过通信连接计算机控制系统,通信连接方式包括以下中的一种或多种:使用modbus RTU协议、使用modbus TCP协议、使用modbus ASCII协议;
所述反应性仪用于:接收所述计算机控制系统写入的数据,根据所述写入的数据计算反应性,并接收所述计算机控制系统的读取数据指令,返回计算结果至计算机控制系统进行输出显示。在该方式中,反应性仪做为slave或或服务器节点,计算机控制系统作为master或客户端节点,计算机控制系统可直接向反应性仪写入数据,反应性仪无需自己发起数据请求来获取数据,反应性仪被写入数据后,会根据所述写入数据计算反应性,计算完后,计算机控制系统会主动读取计算结果,并对计算结果进行显示。
上述两种方式在modbus协议下均是可行的,可根据实际情况根据具体需要进行个性化设置。
在实际应用场景中,反应性仪通过通信连接的计算机控制系统是核电厂分布式计算机控制系统(DCS),在本实施方式中,所述反应性仪设置有串口,所述反应性仪可通过串口与所述计算机控制系统进行通信,其中modbus RTU、modbus ASCII是基于串口通讯的,modbus TCP是基于TCP/IP网络通讯的。所述反应性仪通过上述任意一种通信协议向所述计算机控制系统发送数据读取请求,并接收所述计算机控制系统返回的数据;根据所述返回的数据计算反应性,将反应性等计算结果写入指定的寄存器,DCS可以实时显示反应性等重要参数。其中通信协议与串口的选择如图6所示,设置有UI界面。
所述反应性仪也通过上述任意一种通信协议接收所述计算机控制系统写入的数据,根据所述写入的数据计算反应性,并接收所述计算机控制系统的读取数据指令,DCS可以实时显示反应性等重要参数。
进一步的,因核反应堆的功率水平变化十几个数量级,一般用3种探测器来覆盖,分别是功率量程(PRC)、中间量程(IRC)、源量程(SRC)。这几个量程给出的功率水平的单位都不一样,在量程切换时,反应性无法连续计算。为此,所述反应性仪还用于:获取核仪表系统不同量程通道数据,将所述不同量程通道数据转换至相同单位的数值。从而使本反应性仪接收不同量程信号后,使用相同单位的数值,保证全量程反应性计算。
所述反应性仪上设置有串口,通过该串口所述反应性仪可通过modbus RTU协议和/或modbus ASCII协议与计算机控制系统进行通信,用于向所述计算机控制系统发送数据读取请求,并接收所述计算机控制系统返回的数据;根据所述返回的数据计算反应性,并发送计算结果至计算机控制系统进行输出显示;或反应性仪用于:接收所述计算机控制系统写入的数据,根据所述写入的数据计算反应性,并接收所述计算机控制系统的读取数据指令,返回数据给计算机控制系统。因所述反应性仪可使用多种modbus协议,并可根据需要设置为master/slave或客户端/服务器,故可根据需要适配不同的计算机控制系统。且所述反应性仪支持modbus RTU协议和modbus ASCII协议,可以避免modbus TCP模式接入带来的安全风险。
进一步的,所述反应性仪支持中子源强度计算,及核测信号归一化计算,从而保证反应性计算的全量程覆盖,并减小反应性的计算误差。
需要说明的是,尽管在本文中已经对上述各实施例进行了描述,但并非因此限制本发明的专利保护范围。因此,基于本发明的创新理念,对本文所述实施例进行的变更和修改,或利用本发明说明书及附图内容所作的等效结构或等效流程变换,直接或间接地将以上技术方案运用在其他相关的技术领域,均包括在本发明的专利保护范围之内。
Claims (6)
1.一种中子源强度计算方法,其特征在于,包括步骤:
测量得深次临界稳定状态下的功率水平n;
计算在此深次临界状态下的keff或反应性ρ,及瞬发中子平均代时间l或瞬发中子寿命l0;
根据所述ρ、n和l计算中子源强度,在Keff<0.98或ρ<-2000pcm时,中子源强度的测量误差符合工程应用需求;具体包括:反应性在-10000~-5000pcm时,根据所述ρ、n和l计算中子源强度,使得中子源强度的相对误差小于10%,满足工程应用的要求;
所述根据所述ρ、n和l计算中子源强度,还包括步骤:
根据下式计算出中子源强度S:
或
所述反应性ρ定义如下:
所述keff本征值用来描述核反应堆系统的次临界度,所述次临界方程如下:
其中l0=keff*l;
获取不同量程通道数据,将所述不同量程通道数据转换至相同单位的数值,使所述反应性仪在接收不同量程信号后,使用相同单位的数值,保证全量程反应性计算的连续性。
2.一种存储介质,其中存储有指令集,其特征在于,所述指令集用于执行:
测量得深次临界状态下的功率水平n;
计算在此深次临界状态下的keff或反应性ρ,及瞬发中子平均代时间l或瞬发中子寿命l0;
根据所述ρ、n和l计算中子源强度,在Keff<0.98或ρ<-2000pcm时,中子源强度的测量误差符合工程应用需求;具体包括:反应性在-10000~-5000pcm时,根据所述ρ、n和l计算中子源强度,使得中子源强度的相对误差小于10%,满足工程应用的要求;
所述指令集还用于执行:
所述“根据所述ρ、n和l计算中子源强度”,还包括步骤:
根据下式计算出中子源强度S:
或
所述反应性ρ定义如下:
所述keff本征值用来描述核反应堆系统的次临界度,所述次临界方程如下:
其中l0=keff*l;
获取不同量程通道数据,将所述不同量程通道数据转换至相同单位的数值,使所述反应性仪在接收不同量程信号后,使用相同单位的数值,保证全量程反应性计算的连续性。
3.一种实时在线反应性仪,其特征在于,所述反应性仪用于:计算中子源强度;
所述“计算中子源强度”,包括步骤:
测量得深次临界状态下的功率水平n;
计算在此深次临界状态下的keff或反应性ρ,及瞬发中子平均代时间l或瞬发中子寿命l0;
根据下式计算出中子源强度S:
或
所述反应性ρ定义如下:
所述keff本征值用来描述核反应堆系统的次临界度,所述次临界方程如下:
其中l0=keff*l;
在Keff<0.98或ρ<-2000pcm时,中子源强度的测量误差符合工程应用需求;具体包括:反应性在-10000~-5000pcm时,根据所述ρ、n和l计算中子源强度,使得中子源强度的相对误差小于10%,满足工程应用的要求;
获取不同量程通道数据,将所述不同量程通道数据转换至相同单位的数值,使所述反应性仪在接收不同量程信号后,使用相同单位的数值,保证全量程反应性计算的连续性。
4.根据权利要求3所述的一种实时在线反应性仪,其特征在于,所述反应性仪通过通信连接计算机控制系统,通信连接方式包括以下中的一种或多种:使用modbus RTU协议、使用modbus TCP协议、使用modbus ASCII协议;
所述反应性仪用于:向所述计算机控制系统发送数据读取请求,并接收所述计算机控制系统返回的数据,根据所述返回的数据计算反应性,并发送计算结果至计算机控制系统进行输出显示。
5.根据权利要求3所述的一种实时在线反应性仪,其特征在于,所述反应性仪通过通信连接计算机控制系统,通信连接方式包括以下中的一种或多种:使用modbus RTU协议、使用modbus TCP协议、使用modbus ASCII协议;
所述反应性仪用于:接收所述计算机控制系统写入的数据,根据所述写入的数据计算反应性,并接收所述计算机控制系统的读取数据指令,返回计算结果至计算机控制系统进行输出显示。
6.根据权利要求4或5所述的一种实时在线反应性仪,其特征在于,
所述反应性仪通过串口与所述计算机控制系统进行通信,或所述反应性仪通过TCP/IP网络与所述计算机控制系统进行通信。
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