[发明专利]用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法有效
| 申请号： | 201710908689.1 | 申请日： | 2017-09-29 |
| 公开（公告）号： | CN107731326B | 公开（公告）日： | 2019-07-02 |
| 发明（设计）人： | 宋小明;吕焕文;景福庭;杨洪润;谭怡;于红;高希龙;程诗思;刘嘉嘉;肖锋;李兰;杨舒琦;朱建平 | 申请（专利权）人： | 中国核动力研究设计院 |
| 主分类号： | G21C17/04 | 分类号： | G21C17/04 |
| 代理公司： | 成都行之专利代理事务所(普通合伙) 51220 | 代理人： | 高俊 |
| 地址： | 610000 四*** | 国省代码： | 四川;51 |
| 权利要求书： | 查看更多 | 说明书： | 查看更多 |
| 摘要： | 本发明公开了一种用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法，所述取样机构包括取样管路及串联在取样管路中的取样容器，还包括串联于取样管路中的阀门，所述阀门用于控制取样管路的通断状态。所述测量方法为采用所述取样机构的放射性水平测量方法。采用本装置及方法可对燃料元件破损更为有效的监测。 | ||
| 搜索关键词： | 用于 测量 反应堆 冷却剂 放射性 取样 机构 测量方法 | ||
【主权项】：
1.用于测量反应堆冷却剂放射性的测量方法，其特征在于，该测量方法采用如下取样机构：包括取样管路及串联在取样管路中的取样容器，还包括串联于取样管路中的阀门，所述阀门用于控制取样管路的通断状态；利用γ谱探测器对取样容器中的冷却剂进行放射性测量；该测量方法包括连续测量步骤；所述连续测量步骤为：将取样管路与核反应堆一回路系统相连，打开阀门，通过γ谱探测器探测取样容器中流动的冷却剂的放射性水平；该测量方法还包括判别步骤；所述判别步骤为：将连续测量步骤所得放射性水平与预设阈值进行比较，若所得放射性水平小于或等于所述阈值，则停止对冷却剂的放射性水平测量，若所得放射性水平大于所述阈值，则进行间断衰变测量步骤；所述间断衰变测量步骤为：关闭阀门，使得处于取样容器中的冷却剂滞留于取样容器中；利用γ谱探测器间隔性的多次探测取样容器中所滞留的冷却剂的放射性水平。
下载完整专利技术内容需要扣除积分，VIP会员可以免费下载。
该专利技术资料仅供研究查看技术是否侵权等信息，商用须获得专利权人授权。该专利全部权利属于中国核动力研究设计院，未经中国核动力研究设计院许可，擅自商用是侵权行为。如果您想购买此专利、获得商业授权和技术合作，请联系【客服】
本文链接：http://www.vipzhuanli.com/patent/201710908689.1/，转载请声明来源钻瓜专利网。
- 上一篇：具有低杂散电感的功率半导体模块端子
- 下一篇：用于半导体装置的衬底
- 同类专利
- 一种可以降低腐蚀产物影响的取样装置及方法-201710906452.X
- 吕焕文;景福庭;杨洪润;宋小明;谭怡;于红;高希龙;程诗思;刘嘉嘉;肖锋;李兰;杨舒琦;朱建平 - 中国核动力研究设计院
- 2017-09-29 - 2019-11-12 - G21C17/04
- 本发明公开了一种可以降低腐蚀产物影响的取样装置及方法，所述取样装置包括测量管道，所述测量管道为呈锥体状的直管道；所述取样方法采用所述取样装置，用于核反应堆一回路冷却剂中放射性裂变产物活度水平监测的取样；且在取样过程中，所述测量管道的轴线呈竖直设置；所述测量管道横截面较大的一端为下端；一回路冷却剂在测量管道内的流动方向为由上至下。采用本装置及方法可有效降低燃料元件破损监测的误报警率。
- 能够对源强进行调节的冷却剂活度测量系统-201710964597.5
- 杨洪润;吕焕文;景福庭;宋小明;谭怡;于红;高希龙;郑洪涛;程诗思;刘嘉嘉;肖锋;李兰;杨舒琦;朱建平 - 中国核动力研究设计院
- 2017-10-17 - 2019-09-06 - G21C17/04
- 本发明公开了一种能够对源强进行调节的冷却剂活度测量系统，包括总γ探测器和γ谱探测器，在总γ探测器和γ谱探测器之间设置有与一回路冷却剂连通的取样机构，且总γ探测器、取样机构和γ谱探测器设置在同一直线上，所述取样机构和γ谱探测器之间设置有源强调节机构，通过源强调节机构的转动改变通过源强调节机构的γ射线。本发明设计的带有源强调节机构的冷却剂活度测量系统，能够根据总γ探测器测量的冷却剂活度水平，自动选择合适的准直器，使得透过准直器的γ射线强度在γ谱探测器的最佳测量区间内，从而实现对燃料元件破损的有效监测。
- 一种燃料元件破损监测报警值的设置方法-201710965383.X
- 景福庭;吕焕文;杨洪润;宋小明;谭怡;于红;高希龙;金远;程诗思;刘嘉嘉;肖锋;李兰;杨舒琦;朱建平 - 中国核动力研究设计院
- 2017-10-17 - 2019-08-13 - G21C17/04
- 本发明公开了一种燃料元件破损监测报警值的设置方法，实时测量反应堆功率水平P，形成数据库{P}，实时测量冷却剂中放射性核素的活度水平A，收集冷却剂放射性测量结果和功率水平，形成数据库{A，P′}；分析不同功率水平下典型裂变产物核素放射性测量结果，同一功率水平下，测量结果小于数据库中测量结果的3倍，则在测量期间燃料元件没有破损，这些测量结果代表这一反应堆在燃料元件没有破损时的期望值；针对某一功率水平，分析历史测量结果，得到该功率水平下燃料元件没有破损时的期望值，将期望值乘以3倍后作为这一功率水平下燃料元件破损监测的报警值。本发明能够针对具体的反应堆运行情形，结合历史测量数据，给出与反应堆功率相关的报警值。
- 一种燃料元件破损后裂变气体泄漏测量实验装置及方法-201811567136.5
- 章静;李晨曦;巫英伟;苏光辉;秋穗正;田文喜 - 西安交通大学
- 2018-12-19 - 2019-08-09 - G21C17/04
- 一种燃料元件破损后裂变气体泄漏测量实验装置及方法，该装置包括进水管、下部密封盖、密封罐、抽压室、出水管、固定装置、燃料棒固定环、升降控制台、连接室、燃料棒、密封头和抽压管；其中进水管和下部密封盖相连；下部密封盖和密封罐相连；燃料棒放置于密封罐内，采用燃料棒固定环固定；出水管与密封罐相连；两个固定装置用于固定整个密封罐；密封罐和抽压室相连；抽压室与升降控制台通过连接室相连；升降控制台控制密封头在抽压室内升降；上述装置整体结构简单易加工，为燃料元件破损后裂变气体泄漏特性研究提供了测量方案；本发明还提供该测量实验装置的试验方法。
- 用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法-201710908689.1
- 宋小明;吕焕文;景福庭;杨洪润;谭怡;于红;高希龙;程诗思;刘嘉嘉;肖锋;李兰;杨舒琦;朱建平 - 中国核动力研究设计院
- 2017-09-29 - 2019-07-02 - G21C17/04
- 本发明公开了一种用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法，所述取样机构包括取样管路及串联在取样管路中的取样容器，还包括串联于取样管路中的阀门，所述阀门用于控制取样管路的通断状态。所述测量方法为采用所述取样机构的放射性水平测量方法。采用本装置及方法可对燃料元件破损更为有效的监测。
- 一种基于16N的燃料元件破损监测的稳峰和功率测定的方法-201710964579.7
- 吕焕文;景福庭;杨洪润;宋小明;谭怡;于红;高希龙;胡建军;程诗思;刘嘉嘉;肖锋;李兰;杨舒琦;朱建平 - 中国核动力研究设计院
- 2017-10-17 - 2019-05-21 - G21C17/04
- 本发明公开了一种基于16N的燃料元件破损监测的稳峰和功率测定的方法，在反应堆一回路系统中设置旁通回路，将含有16N的冷却剂从一回路引出，并通过管道流经破损监测系统，然后返回一回路系统；在旁通回路的阀门打开时，采用燃料元件破损监测系统测量冷却剂中的16N，测得峰位对应的道址D1，16N特征峰对应的道址D2，峰位偏移ΔD＝D1‑D2，峰位偏移ΔD用于稳峰或探测器的测量修正；采用反应堆热功率测量系统对反应堆功率和16N进行标定，形成功率和16N之间的对应关系，完成标定后，通过测量16N活度水平获得反应堆的功率。本发明通过在主回路中引出冷却剂，将冷却剂中的16N用于燃料元件破损监测探测的稳峰，从而取消外放射源，另外也可用于反应堆功率的监测。
- 全能谱中子辐照损伤精确模拟系统及其算法-201710434233.6
- 邹俊;吴宜灿;胡丽琴;郝丽娟;尚雷明 - 中国科学院合肥物质科学研究院
- 2017-06-09 - 2018-12-18 - G21C17/04
- 本发明公开了一种全能谱中子辐照损伤精确模拟系统，该系统主要包括辐照损伤核数据模块、高能物理核反应模块以及辐照损伤计算模块。本系统的算法包括以下步骤：第一步输入中子通量、材料成分或者选择固定的辐照环境；第二步，将中子通量、材料成分数据输入辐照损伤核数据以及高能物理核反应模块，进行辐照损伤截面调用与计算，生成指定核素全能谱的中子辐照损伤DPA及气体产生截面；第三步，根据第二步调用或计算的中子辐照损伤截面，输入到辐照损伤计算模块，结合材料的辐照时间以及中子通量、材料成分，实现在任意辐照环境下的全能谱中子辐照损伤精确计算。本发明所涉及的系统可以充分满足多种核能系统的辐照损伤计算与模拟。
- 一种核电站燃料元件包壳破损监测方法及系统-201510204682.2
- 单陈瑜;贾运仓;吕炜枫;熊军;唐邵华;潘跃龙;杨林君 - 中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司
- 2015-04-27 - 2018-10-16 - G21C17/04
- 本发明公开了一种核电站燃料元件包壳破损监测方法及系统，解决了现有技术中不能在线连续监测，或不能准确诊断燃料元件包壳破损形状等缺陷的技术问题，所述监测方法包括步骤：S1、在线监测获取堆芯运行状态数据和一回路冷却剂中特征核素的放射性活度浓度数据；S2、基于所述堆芯运行状态数据和放射性活度浓度数据，以及包壳破损的经验数据，进行N次循环迭代计算获得包壳破损的第N组实际诊断数据；S3、在第N组实际诊断数据与第N‑1次循环迭代计算获得的第N‑1组实际诊断数据的收敛系数小于等于预设值时，确定第N‑1组实际诊断数据为最终监测诊断结果；实现了在线连续监测和诊断燃料元件包壳是否破损及其破损性状、燃耗区域位置的技术效果。
- 一种测量阀门微泄漏率的装置及方法-201610445981.X
- 李俊;蒋彦龙;周年勇;徐雷;王瑜 - 苏州科技大学
- 2016-06-21 - 2017-11-17 - G21C17/04
- 本发明提供一种测量阀门微泄漏率的装置，其包括，与隔离阀活动连接的快速接头及与所述快速接头相连的保压容器，所述隔离阀与安全壳外墙相连接，其中所述保压容器，包括设有环形顶盖的中空腔体和沿所述中空腔体内壁上下活动且与所述中空腔体相匹配的活塞，所述活塞向上运动抵顶至环形顶盖底部停止，在所述活塞上设有用于测定所述中空腔体内所述被测蒸汽的温度和压力的温度传感器和压力传感器，通过所述温度及所述压力计算可以从所述隔离阀泄漏的所述被测蒸汽的平均泄漏率。本发明还提供了一种测量阀门微泄漏率的方法，通过本发明提供的测量阀门微泄漏率的装置及方法实现了在不停机的工况下精确测量隔离阀微泄漏率的目的。
- 重水堆破损燃料水下检查装置-201621284232.5
- 蒋军建;吴伟;刘大银;卓成金;谢峥 - 中核核电运行管理有限公司;秦山第三核电有限公司
- 2016-11-28 - 2017-07-14 - G21C17/04
- 本实用新型属于核电厂核燃料技术领域，具体涉及一种重水堆破损燃料水下检查装置，目的在于研制一套重水堆核电厂破损燃料水下检查装置，查找真正破损的原因及部分，以便于后续从各个环节进行控制，确保燃料棒束的完整性，保护公众，保护环境。其特征在于，它包括长杆操作工具、摄像头驱动装置、棒束转台和支撑部件；摄像头驱动装置和棒束转台均固定在支撑部件上，摄像头驱动装置位于棒束转台的上方，棒束转台位于摄像头驱动装置前方；长杆操作工具位于摄像头驱动装置和棒束转台上方。本实用新型安全可靠，使用方便，稳定性强、图像清晰，可直接观察棒束元件的磨损情况，并进行相应录像，便于后续分析，确保后续燃料棒束破损率下降可接受状态。
- 套管型燃料元件破损判断方法-201510449025.4
- 李子彦;陈启兵;邹德光;于得军;刘剑;刘鹏;李广辉;石雷刚;刘孜睿;赵家强 - 中国核动力研究设计院
- 2015-07-28 - 2017-04-05 - G21C17/04
- 本发明公开套管型燃料元件破损判断方法，包括以下步骤步骤1、选取关键核素，做出关键核素的活度浓度与反应堆功率的关系趋势图，步骤2、选取包壳材料中的基准核素，做出K值与反应堆功率的关系趋势图，其中K值等于关键核素的活度浓度除以基准核素的活度浓度；步骤3、设置关键核素的警告值和关键核素的控制值；关键核素的活度浓度超过关键核素的警告值的炉段区间为破损时间区间，在破损时间区间内视为元件破损或包壳腐蚀；步骤4、根据破损时间区间做出K值的警告值和K值的控制值的曲线；步骤5、当K值超过K值的控制值，该破损时间区间为区间A，视为元件破损；当K值低于K值的警告值时，该破损时间区间为区间B，视为元件正常。
- 核电站燃料元件包壳完整性的检测方法和系统-201611161278.2
- 王骄亚;孙瑜;凌君;周欣建;刘洪涛;李磊 - 中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司
- 2016-12-15 - 2017-03-22 - G21C17/04
- 本发明公开了一种核电站燃料元件包壳完整性的检测方法和系统，其包括用于检测一回路冷却剂中所含的惰性气体的活度浓度并输出的探测组件；用于接收输出的所述检测到的活度浓度，并将检测到的所述活度浓度与预设的报警阈值条件进行比对，若符合报警阈值条件，则产生报警信号并发送的比对组件；以及用于接收发送的报警信号，按照预设的报警模式进行报警的报警组件。本发明可通过监测一回路冷却剂中的惰性气体的活度浓度来对燃料元包壳的破损率进行检测，具有更高的可行性和灵敏度，可以避免由于非燃料元件破损原因而可能导致的误测量；同时可设定1个或多个报警阈值，可实现对核电厂安全运行所关心的燃料元件包壳破损率限值进行定量监测。
- 一种燃料元件破损典型核素监测仪-201410481051.0
- 程翀;许浒;代传波;罗鹏;廖武;蔺常勇;吴荣俊;郭智荣 - 武汉海王核能装备工程有限公司
- 2014-09-19 - 2017-02-15 - G21C17/04
- 本发明属于辐射监测技术领域，提供一种燃料元件破损典型核素监测仪，该监测仪基于燃料元件破损典型裂变核素探测法实现，包括探测取样装置和信号处理装置，所述探测取样装置由螺旋状取样管路、铅屏蔽体和探测器芯体组成，所述信号处理装置包括主放大器、采样单元和主机单元。本发明监测仪采用了能谱测量技术，能够对一回路冷却剂中的典型裂变核素进行定量监测，从而准确及时判断燃料元件是否破损，具有精度高、响应快、实时性好、简单易用等特点。
- 一种测量阀门微泄漏率的装置-201620609496.7
- 李俊;蒋彦龙;周年勇;徐雷;王瑜 - 苏州科技大学
- 2016-06-21 - 2016-11-23 - G21C17/04
- 本实用新型提供一种测量阀门微泄漏率的装置，其包括，与隔离阀活动连接的快速接头及与所述快速接头相连的保压容器，所述隔离阀与安全壳外墙相连接，其中：所述保压容器，包括设有环形顶盖的中空腔体和沿所述中空腔体内壁上下活动且与所述中空腔体相匹配的活塞，所述活塞向上运动抵顶至环形顶盖底部停止，在所述活塞上设有用于测定所述中空腔体内所述被测蒸汽的温度和压力的温度传感器和压力传感器，通过所述温度及所述压力可以计算出从所述隔离阀泄漏的所述被测蒸汽的平均泄漏率。通过本实用新型提供的测量阀门微泄漏率的装置实现了在不停机的工况下精确测量隔离阀微泄漏率的目的。
- 百万千瓦级核电站破损乏燃料组件修复辐射防护控制方法-201510641308.9
- 周智慧;武慧园;杨俊武 - 大亚湾核电运营管理有限责任公司;中国广核集团有限公司;中国广核电力股份有限公司
- 2015-09-30 - 2016-02-03 - G21C17/04
- 本发明涉及一种百万千瓦级核电站破损乏燃料组件修复辐射防护控制方法，其包括以下步骤：A1、对破损乏燃料组件进行啜漏试验以及超声或涡流检查；A2、根据试验结果及检查结果分析辐射源项；A3、根据辐射源项分析结果制定辐射防护最优化行动单以及控制点文件，完成辐射防护控制文件工作；A4、基于所述辐射防护控制文件在破损乏燃料组件修复过程中进行辐射防护控制。本发明能够结合实践经验及采用科学合理的辐射防护手段进行规范操作，从而防止在破损乏燃料组件修复过程中造成放射性物质的意外释放，并减少对作业人员的辐射风险。
- 内置电磁阀盒的核燃料组件的性能检测台-201110243779.6
- 慎重喆;禹尚均;柳济成;宋政昊;徐承源 - 韩电原子力燃料株式会社
- 2011-08-23 - 2013-01-09 - G21C17/04
- 本发明涉及内置电磁阀盒的核燃料组件的性能检测台，检测核电站使用的核燃料是否异常的装置作为工作台设置于水中储存槽规定位置，为驱动工作台，将与外部引入的两条空压软管连接的电磁阀盒一体式设置于XYZ轴检测台上，仅将两个简化的气体供给软管及气体排出软管连接检测台，驱动空压发动机时与周边部件无干扰，装置简单，准确迅速定位正确位置，方便检测。该性能检测台包括：工作台，将核燃料检测装备安装到用于装载并检测核燃料组件的基台上；检测台，依靠各气压发动机驱动可在X，Y，Z轴方向上移动，以在工作台上检测核燃料组件；电磁阀盒，在检测台内形成为四边形盒状，其一侧连接两条空压软管，内置有电磁阀及自动控制器等各种控制器件。
- 压水堆核燃料棒中子照相检测装置-201120221669.5
- 魏国海;韩松柏;郝丽杰;武梅梅;贺林峰;王雨;刘蕴韬;王洪立;孙凯;吴立齐 - 中国原子能科学研究院
- 2011-06-28 - 2012-01-04 - G21C17/04
- 本实用新型涉及核反应堆燃料棒的检测技术，具体涉及一种压水堆核燃料棒中子照相检测装置。该装置包括设置在屏蔽底座上的核燃料棒通路、束流通路、转换屏通路，其中，所述的核燃料棒通路竖直设置在屏蔽底座内，核燃料棒通路的开口位于屏蔽底座的顶部；所述的束流通路沿中子束流方向设置在屏蔽底座内，束流通路的开口位于屏蔽底座朝向中子束流的侧面上，束流通路与核燃料棒通路连通；所述的转换屏通路沿垂直于中子束流的方向设置在屏蔽底座内，转换屏通路与束流通路的末端相接。本实用新型完全可以满足通过间接成像的方法获得核燃料棒的中子照相检测成像的要求。
- 次临界反应性测量方法-200980149463.1
- P·J·塞巴斯蒂亚尼 - 西屋电气有限责任公司
- 2009-10-05 - 2011-11-16 - G21C17/04
- 本发明提供一种确定反应堆临界态所使用的空间校正的反计数率(SCICR)的确定方法，其从源区段探测器输出中减去背景噪声信号。该方法在源区段中，随着反应堆功率输出增加，监测探测器输出的瞬变部分期间两个不同堆芯温度水平下的源区段探测器信号。该信息被用来分析确定背景噪声信号，然后从探测器输出中减去该背景噪声信号，以获得SCICR反应性测量值。
- 用于核反应堆乏燃料破损检测的水下啜吸装置-201010155864.2
- 罗文广;李劲松;陈启兵;彭军;袁志敏;李文钰;唐坤林;谢小明 - 中国核动力研究设计院
- 2010-04-22 - 2011-11-09 - G21C17/04
- 本发明属于核反应堆乏燃料元件破损检测装置，具体是乏燃料元件破损检测水下啜吸装置。该装置包括啜吸容器、快速接头、进排气管线、进排气阀门和排水管线等，主要材质为不锈钢。该装置可在短时间内批量收集乏燃料元件破损检测所需的放射性气体样品，检测效率高。
- 核电站燃料棒破损在线探测系统-201010620504.5
- 张应超;陈彭;季松涛;高永光;韩传斌;殷振国 - 中国原子能科学研究院
- 2010-12-23 - 2011-08-31 - G21C17/04
- 本发明属于核电技术领域，具体涉及一种核电站燃料棒破损在线探测系统，包括硬件单元和软件单元，所述硬件单元包括γ射线探测仪器、γ谱仪，所述软件单元包括接口软件模块和破损分析软件模块，由γ谱仪对γ射线探测仪器所探测到的信号进行分析，并将分析结果通过接口软件模块传输到破损分析软件模块。所述硬件单元还包括用于冷却γ射线探测仪器的冷却器。所述破损分析软件模块包括：数据获取模块，核电站燃料棒破损性状分析模块和接口控制模块。本发明提供的核电站燃料棒破损在线探测系统克服了现有技术的不足，能够实时、连续地监测核电站一回路冷却水中各种放射性裂变产物核素γ剂量。
- 一种快堆燃料破损探测高温钠的气体提升泵取样装置-201020270716.0
- 刘玉璞;王琳;刘浩杰 - 中国原子能科学研究院
- 2010-07-22 - 2011-01-26 - G21C17/04
- 本实用新型公开了一种快堆燃料破损探测高温钠的气体提升泵取样装置，带有金属熔封法兰的绝热套管(1)与提升泵导入管(2)连成一体，提升泵导入管(2)焊接在反应堆容器(3)上，提升管(4)与注气管(5)固定在一起且下部连通构成提升泵，提升泵贯穿在绝热套筒(1)和提升泵导入管(2)内，提升泵的下端在反应堆钠液中，钠容器(8)焊接在提升管(4)上，在钠容器(8)与提升管(4)之间安装有导流筒(9)，导流筒(9)上方为喇叭口，喇叭口、环状挡板(10)及透气孔(11)构成了气液分离室(13)。该实用新型提供了一种结构简单、体积小、使用寿命长、便于安装和拆换的快堆燃料破损探测高温钠的气体提升泵取样装置。
- 检验中子源驱动机构-200820132807.0
- 刘玉璞;刘浩杰 - 中国原子能科学研究院
- 2008-08-06 - 2009-07-29 - G21C17/04
- 本实用新型公开了一种检验中子源驱动机构。该装置包括动力传动机构、检验中子源。动力传动机构包括电机、大滑轮、限位开关及挡块等几部分，其中电机的控制是通过改变电机的供电极性，即改变电机的转动方向，配合二极管及限位开关来实现；限位开关由正电极、负电极以及绝缘片组成，正电极、负电极固定在绝缘片上，二者弹性接触，吊绳从正电极、负电极之间穿过，其下部固定挡块，吊绳的上下运动带动挡块并使负电极的弹性触点与正电极脱离接触，电机停转，中子源到位。本实用新型所提供的技术方案中，中子源的升降靠改变电机的供电极性，并配和二极管及限位开关，只用一条单心电缆即可实现全部控制，使电路非常简单，同时，中子源停放的位置准确。
- 燃料破损缓发中子探测装置-200820132806.6
- 刘玉璞;刘浩杰;蒋廷三;李蔚方 - 中国原子能科学研究院
- 2008-08-06 - 2009-05-20 - G21C17/04
- 本实用新型公开了一种探测燃料元件破损用的缓发中子探测装置。该装置包括探测站、探测器、放大器和成形器、处理器、显示与报警终端等几部分，各部分之间通过电缆连接。其中探测站为长方形，在长方形外壳的中间放置中子探测器及探测器导管，围绕探测器导管设有针对缓发中子的慢化层，内侧设有阻挡γ射线的板状铅屏蔽。为了消减本底中子的干扰，除了朝向反应堆堆芯的内侧外，在的长方形外壳的上、下、前、后及外侧都设有针对本底中子的板状慢化层及吸收层。本实用新型的铅屏蔽、慢化层及吸收层都采用板状，可叠放改变厚度，插拔方便，便于安装和拆换。同时避免了将钠引出所带来的安全风险。
- 专利分类
