CN101156213A - 具有可变长度铑发射器的中子检测器组件 - Google Patents

Abstract

提供一种用于测量核燃料组件中的中子通量的系统，该系统包括：至少两个置于核燃料组件中的检测器，这些检测器中的每一个具有外壳和内部的发射器，该发射器具有用于接收中子并提供电信号的结构，该外壳形成放置发射器的内部空间；外部引线；和至少一个与各发射器连接的引线，该引线将信号从发射器传送到外部引线，其中，所述的至少两个检测器具有不同的长度。

Description

具有可变长度铑发射器的中子检测器组件

技术领域

本发明涉及测量核电站的反应堆芯中的中子通量值的领域。更特别地，本发明提供具有可变长度铑发射器的中子检测器组件、用于测量核电站中的中子通量的检测器组件、位于核燃料组件隔板网格(nuclear fuel assembly spacer grid)之间的可变长度铑发射器。

背景技术

为了在堆芯操作过程中精确地监视反应堆状况(condition)，在燃料组件中安装或放置用于核反应堆的检测器组件。用于监视反应堆中的这些核状况的检测器组件可由两种不同的检测器单元制成，每个检测器单元由不同的材料即铂和钒组合物、铑和钒组合物或钴和钒组合物制成。

现有检测器组件的某些设计测量从核电站的堆芯发出的伽马辐射。通过这些检测器进行的伽马辐射的测量使得核电站操作员能够粗略地确定特定时间的堆芯内的核放射性(activity)的量。但是，这些检测器组件的缺点在于，通过使用伽马辐射测量堆芯放射性，会遇到各种低效率。在普通的核芯中，燃料组件中的铀或其它材料的裂变提供伽马辐射的源。但是，堆芯中的其它材料也在堆芯操作中也变得具有辐射性，由此提供与作为燃料的结果出现的裂变过程无关的附加的伽马辐射。随着时间的过去，更多的材料变得具有辐射性，因此，背景伽马辐射分量变得更大。由于核燃料的裂变的轴以外的源存在这种伽马辐射，因此这种附加的背景伽马辐射导致核放射性的测量不准确。为了补偿这种附加的伽马能量背景读数，必须从由检测器测量的伽马辐射的总量减去附加背景辐射的估计，以提供在核芯中存在的估计的放射性的量。为了确定堆芯中的核放射性的量，各单个伽马辐射检测器的输出必须然后被计算机解释。计算机进行的对信号的解释通过由各单个辐射检测器产生的信号的复杂的数学分析被执行。这种复杂的数学分析尽管有好的意图，也会将不确定性引入在核芯中出现的核放射性的量的分析。因此，由于测量的伽马辐射值和随后确定的核芯放射性水平只是实际堆芯状况的粗略估计，因此对于电站操作员来说使用这种伽马能量检测器和伴随它们的使用的假设具有明显的缺点。

这些现有的检测器组件设计具有位于核燃料组件中的隔板之间的各单个检测器。核燃料组件的隔板之间的各单个检测器的位置允许不受阻碍地接收来自核芯的伽马辐射，使得可以进行核放射性的确定。位于隔板元件之间的各单个检测器长度相等，并被认为是点测量装置。在其它的燃料组件设计中，等长伽马能量检测器沿核燃料组件的轴向的间隔被放置，而一组伴随的钒检测器沿燃料组件的整个轴向长度被放置。在另一配置中，钴检测器沿着核燃料组件的轴向长度被放在相等的长度上。间隔相等的伴随的钒检测器也被放在隔板网格元件之间。这些检测器组件设计都不在核燃料组件中的更远的区域中即各单个隔板之间的间隔具有不均匀配置的组件的顶部或底部提供检测能力。由于这些位置不被监视，因此这些检测器系统假定核燃料组件的顶部或底部的核通量状况在期望的参数内。如果局部化的反应在这些顶端或底端区域更大，那么会出现潜在的燃料损伤。目前不通过这些系统执行这些区域的测量。

现有的核燃料组件检测器系统以在分析上简单的方式处理这些配置。这些系统在分析上将检测器处理为在核芯中的特定点上测量伽马辐射能量。作为使用这种分析技术和检测器系统的结果，在核燃料组件内测量五个点或六个点，并且不执行沿核燃料组件的轴向出现的核放射性的总体分析。

铂被用于一些核燃料组件检测器系统中，以测量在核芯中存在的伽马辐射。如上所述，由于在核芯中存在可对伽马辐射场有贡献的几种辐射源，因此核燃料组件中的伽马辐射放射性的测量易于出错。铂不被用于确定总体中子通量。由于钒提供非常小的根据其可获得任何测量的堆芯量的信号，因此在检测器组件设计中使用钒还限制检测器组件设计的总体效果。为了获得可觉察的量的信号，钒部件必须具有相当大的尺寸以传送分析用信号。本领域技术人员很容易理解，核燃料组件的紧凑的设计是优选的，而非体积庞大而效率较低的燃料组件系统。

某些现有的检测器系统测量反应堆燃料组件中的中子通量。这些检测器系统提供填充诸如氦的气体的外壳，使得阳极和阴极位置分别在系统的中心和外壳的边缘上。这些检测器系统被放在核燃料组件内，但是检测器系统不被安装在核燃料组件的边缘区域内。测量中子通量的其它的检测器系统被设计为迅速插入核燃料组件内(即，它们在堆芯内是可移动的)，但具有不在堆芯内长期提供中子通量场的分析的明显的缺点。这些可移动的检测器系统在暴露于堆芯内的常驻的辐射之后迅速劣化，并且不被配置为或设计为在核芯内长时间驻留。

因此，需要提供将允许监视具有不均匀间隔的核燃料组件的部分中的核通量状况的检测器配置系统。

还需要提供在操作过程中自供能并且需要最少的维护的核燃料组件检测器系统。

还需要提供将直接测量中子通量能力并且不会出现如现有检测器配置中那样由于测量伽马辐射背景水平而给出的错误的核燃料组件检测器系统。

还需要提供将测量沿核燃料组件的整个轴向长度的中子通量水平并且不限于提供在现有的检测器配置中给出的点基准计算的核燃料组件检测器系统。

还需要提供允许在使检测器系统的总体尺寸最小化的同时监视燃料组件中的中子通量的核燃料组件检测器系统。

还需要提供将在堆芯的整个寿命中测量燃料组件的端部的中子通量场的核燃料组件检测器系统。

发明内容

因此，本发明的目的在于，提供将允许监视具有不均匀间隔的核燃料组件的部分中的核通量状况的检测器配置系统。

本发明的另一目的在于，提供在操作过程中自供能并且需要最少的维护的核燃料组件检测器系统。

本发明的另一目的在于，提供将直接测量中子通量能力并且不会出现如现有检测器配置中那样由于测量伽马辐射背景水平而给出的错误的核燃料组件检测器系统。

本发明的另一目的在于，提供将测量沿核燃料组件的整个轴向长度的中子通量水平并且不限于提供在现有的检测器配置中给出的点基准计算的核燃料组件检测器系统。

本发明的另一目的在于，提供允许在使检测器系统的尺寸最小化的同时监视燃料组件中的中子通量的核燃料组件检测器系统。

本发明的另一目的在于，提供将在堆芯的整个寿命中测量燃料组件的端部的中子通量场的核燃料组件检测器系统。

本发明的目的如示出和说明的那样被实现。本发明提供一种用于测量核燃料组件中的中子通量的系统，该系统包括：置于核燃料组件中的至少两个检测器，所述检测器中的每一个具有外壳和内部的发射器，所述发射器具有用于接收中子并提供电信号的结构，所述外壳形成放置发射器的内部空间；外部引线；和与各发射器连接的至少一个引线，所述引线将信号从发射器传送到外部引线，其中，所述至少两个检测器具有不同的长度。

本发明还包含用于测量使用根据本发明提供的检测器测量中子通量的方法。本发明提供一种中子通量的测量方法，该方法包括：设置核燃料组件，该核燃料组件具有至少两个隔板，其中，隔板将核燃料组件至少分成顶端部分和底端部分；在核燃料组件中设置至少三个检测器，检测器中的至少第一个被置于核燃料组件的顶端部分中，并且这些检测器中的至少第二个被置于核燃料组件的底端部分中；使核燃料组件暴露于中子通量场；和用至少三个检测器测量中子通量场。

中子通量的测量方法还可被补充，其中，通过激活置于至少三个检测器中的每一个中的内部发射器，执行用至少三个检测器测量中子通量场的步骤，该内部发射器被配置为将来自物质的信号发送到引线。

本发明还提供以下步骤：识别沿核燃料组件的轴向的核燃料组件中的隔板的位置；将检测器中的第一个置于核燃料组件的顶部的区域中，使得第一检测器暴露于离开隔板的中子通量；和将检测器中的第二个置于核燃料组件的底部的区域中，使得第二检测器暴露于离开隔板的中子通量。中子通量的测量方法还可提供通过将至少三个检测器插入核燃料组件中的工作管中将至少三个检测器置于核燃料组件中的步骤。

附图说明

图1示出用于测量在核燃料组件中存在的伽马能量的现有的检测器组件，其中，核燃料组件的顶端和底端部分不被测量。

图2示出用于根据本发明测量核反应堆芯中的中子通量的铑检测器组件系统。

图3示出具有内部铑发射器的单一铑检测器，该内部铑发射器被伴随的外壳覆盖。

具体实施方式

参照图1，示出现有的伽马能量辐射监视系统10。现有的伽马能量辐射监视系统10提供位于中心燃料组件位置14上(即，不在燃料组件的端部)的各单个检测器12。伽马能量辐射监视系统10对这些位置测量核芯中的伽马辐射。在这些系统10中，由于精确监视的限制，检测器从燃料组件20的顶部和底附近的边缘区域16、18被去除。并且，如果伽马辐射特征(signature)在某些规定的极限内，则燃料组件20的该区域中的任何放射性均被假定为在操作参数内。该设计10的限制在于，由于对于这些顶部18和底部20区域进行假定，因此不能实现堆芯状况的精确的测量。并且，提供的系统10通常被处理为点测量系统，并且不在检测器的轴向长度上提供总体的测量能力。因此，由于核芯状况通过比较沿燃料组件20的轴的各单个点测量值被确定，因此这些系统10严重受限。

参照图2，示出用于监视核反应堆的中子通量的系统100。系统100由位于核燃料组件104内的各单个检测器102构成，其中，这些核燃料组件检测器102中的每一个被配置为监视中子通量的总量。检测器102的数量可改变，使得检测器102可覆盖不具有核燃料棒隔板元件106的核燃料组件104的所有区域。为了清楚起见，燃料组件104内的检测器102的位置被示为偏离燃料组件104。特别地，本发明提供在整个核燃料组件104中被定位的检测器102。检测器102被定位在核燃料组件104的最上面的象限(quadrant)108或空间和/或核燃料组件104的最下面的部分110中。本发明提供这种与其它已知类型的监视设备不同的配置。本发明提供大量的足以识别在整个核燃料组件中出现的中子放射性的核检测器。为了使检测器102位于不被核燃料组件燃料棒隔板106占据的空间中，检测器可具有位于燃料组件中的不同的长度。核燃料棒隔板106提供对于来自燃料棒后面的其余的燃料棒112的中子通量的屏蔽。结果，当中子通量的局部化的边缘效应变化时，燃料棒隔板106附近的中子放射性的测量不被执行。

参照图3，各检测器300具有被配置为保护检测器300的内部部件304的外壳302。外壳302可以具有任意几何形状，以允许检测器300被加入不同类型的核燃料组件中。在示出的实施例中，外壳302具有棒状形状。在示出的实施例中，系统100被安装在核燃料组件的工作管(instrument tube)中，其中，系统100在核反应过程中通过操作员在燃料组件中升高或降低。系统100的插入通过在当前的示出的实施例中用于加压的水反应堆的燃料组件的下部被实现。外壳302具有具有较低的中子捕获断面的材料，以防止在中子进入由外壳302限定的中心体积内之前进行不希望有的对中子的捕获。外壳302由抗蚀材料制成，以防止腐蚀产品进入核反应堆冷却水中。可用作外壳302的材料的非限制性例子包含锆合金和不锈钢合金。外壳302的厚度也可改变，以提供足够的压力保持能力，以允许系统耐受由于压力、温度、中子轰击和与冷却剂损失事件和地震条件有关的预期的偶发负载条件产生的力。对于各单个检测器300提供引线306。引线306提供从检测器300向诸如计算机的其它部件传送信号以解释提供的信号的能力。引线306穿过工作管的长度以提供所需要的信号。引线306与热以及与其它的中子放射性隔开，以防止当引线306穿过核燃料组件内的区域时产生任何可能寄生信号。引线对于中子不敏感。

检测器300是自供能(self-powered)单元。检测器300位于燃料组件内或附近，其中，检测器300等待中子反应的出现。中子反应的出现和由此释放的中子导致检测器300中的发射器310开始被激励。发射器310由铑制造，因此提供可被用于精确确定中子通量的存在的信号强度。由于铑可以在不需要其它的电力的情况下产生信号，因此在该配置中使用铑允许系统100在未供能状态下被使用。本发明中的铑发射器310被配置为图3所示的管状元件310。另外，在发射器310配置中使用铑具有优于仅测量伽马辐射的现有技术配置的其它优点。使用铑就不再需要使用较大的钒电极，该钒电极对在燃料组件中遇到的中子产生较弱的信号。另外，同样由于本发明测量中子放射性，对此使用铂部件的单元不适合，因此避免了使用铂。铑还具有其它的益处，包含提供比铂高的熔点，因此提供更安全的总体设计。铑还是高度耐腐蚀的材料，因此可应用于核环境中。并且，铑具有比铂低的密度，由此使燃料组件中的系统100的总体安装重量最小化。虽然被示为管状元件，但其它的配置也是可能的，因此示出的配置只是一个示例性的替代方案。

检测器300沿提供的方向310从组件的顶部或底部被安装在受压的水反应堆核燃料组件中。各检测器300可被单独地置于燃料组件中的工作管的端部，使得来自各检测器300的信号可被计算机分析。作为替代方案，检测器300可与共用的引线连接，并被计算机分析，以确定在检测器位置存在的中子通量的量，并建立这些检测器的简档(profile)。在示出的实施例中，各检测器的总体长度为约12.8cm。为了使核燃料组件中的隔板之间的覆盖范围(coverage vary)最大化，可以使用例如40厘米的较长的检测器。由于获得对于在检测器中给出的总质量的非常严格的控制，因此在本发明中给出的铑检测器被仔细制造。检测器的外部物理尺寸通过X射线被测量以确定单元的精确长度。附加的引线308也可以以与引线306并联的关系被加入。附加的引线308不具有任何固定的发射器。附加引线308的目标在于复制由于由引线306遇到的伽马辐射导致的寄生信号。使用这种配置，在引线306、308上表现出的伽马辐射的量可被确定，使得可以进行更精确的测量。

检测器300也可被安装在核燃料组件中，使得共用的外壳被设置在所有的内部的铑发射器上。对于位于核燃料组件中的所有发射器存在共用的外壳允许发射器在单一时间被插入和/或从核燃料组件中被抽出。

本发明提供许多优于用于测量核电站环境中的伽马辐射的现有系统的优点。本发明在整个核燃料组件中提供监视位置，由此提供堆芯的总体中子发射性的更精确和更详细的分析，而现有的系统不在固定的全部时间的基础上测量核燃料组件的端部的任何堆芯性能。核反应堆中的中子能量水平的监视提供。由于中子产生直接归因于核裂变过程，因此核反应堆中的中子通量水平的监视提供当前堆芯状况的更精确的指示，然而，由于位于燃料组件附近的被激活的材料，诸如管路(piping)、腐蚀淀积物和不直接归因于核裂变过程的其它材料，因此伽马能量水平可存在于反应堆的“背景，，辐射水平中，并且现有的中子测量系统忽略核燃料组件的端部区域。本发明还提供使中子检测器系统的总体尺寸最小化的配置，这对于紧凑设计的核燃料组件是特别有利的。本发明还是“固定的”系统，并在长期的堆芯操作上提供中子监视，而不是当在堆芯中时会迅速劣化的可移动的检测器系统。

在以上的说明书中，已参照本发明的特定实施例说明了本发明。但很显然，在不背离在所附的权利要求中阐述的本发明的更宽的精神和范围的条件下，可以对其提出各种修改和变更方案。因此说明书和附图应被视为解释性而不是限制性的。

Claims (6)

1.一种用于测量核燃料组件中的中子通量的系统，包括：

置于核燃料组件中的至少两个检测器，所述检测器中的每一个具有外壳和内部的发射器，所述发射器具有用于接收中子并提供电信号的结构，所述外壳形成放置发射器的内部空间；

外部引线；和

与各发射器连接的至少一个引线，所述引线将信号从发射器传送到外部引线，其中，所述至少两个检测器具有不同的长度。

2.根据权利要求1的用于测量中子通量的系统，其中，所述至少两个检测器由铑制成。

3.一种中子通量的测量方法，包括：

设置核燃料组件，所述核燃料组件具有至少两个隔板，其中，所述隔板将核燃料组件至少分成顶端部分和底端部分；

在核燃料组件中设置至少三个检测器，所述检测器中的至少第一个被置于核燃料组件的顶端部分中，这些检测器中的至少第二个被置于核燃料组件的底端部分中；

使核燃料组件暴露于中子通量场；和

用所述至少三个检测器测量中子通量场。

4.根据权利要求3的中子通量的测量方法，其中，通过激活置于所述至少三个检测器中的每一个中的内部发射器，执行用至少三个检测器测量中子通量场的步骤，所述内部发射器被配置为将来自物质的信号发送到引线。

5.根据权利要求3的中子通量的测量方法，其中，在核燃料组件中设置至少三个检测器的步骤包括：

识别沿核燃料组件的轴向的核燃料组件中的隔板的位置；

将检测器中的第一个置于核燃料组件的顶部的区域中，使得第一检测器暴露于远离隔板的中子通量；和

将检测器中的第二个置于核燃料组件的底部的区域中，使得第二检测器暴露于远离隔板的中子通量。

6.根据权利要求3的中子通量的测量方法，其中，在核燃料组件中设置至少三个检测器的步骤包括：

通过将所述至少三个检测器插入核燃料组件中的工作管中，将所述至少三个检测器置于核燃料组件中。

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