CN102246242A - 次临界反应性测量方法 - Google Patents

Abstract

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。

Description

次临界反应性测量方法

技术领域

本发明涉及一种测量核反应堆的次临界中子增殖因数Keff的方法，更具体地讲，涉及一种确定在核反应堆芯处于次临界时发生的所有反应性变化的方法。

背景技术

在压水反应堆发电系统中，由于支撑在堆芯内的多个燃料棒中所发生的裂变链式反应，在压力容器芯内产生热。燃料棒在燃料组件内保持一定的空间关系，使得燃料棒之间的空间形成含硼水所流经的冷却剂通道。冷却剂水内的氢使燃料内的浓缩铀所发射的中子减速，以增加核反应次数，从而提高该过程的效率。控制棒导向管占据燃料棒位置散布在燃料组件内，并用于引导控制棒，这些控制棒能够插入堆芯或从堆芯抽出。当插入时，控制棒吸收中子，从而减少核反应次数和堆芯内产生的热量。冷却剂穿过组件流出反应堆之外，流到蒸汽发生器的管侧，然后热被传递给低压的蒸汽发生器的壳侧中的水，从而生成用于驱动涡轮机的蒸汽。按照闭环循环，从蒸汽发生器的管侧流出的冷却剂被主冷却剂泵驱动回到反应堆中，以重新开始上述过程。

核反应堆的功率级通常分为三个区段：源或启动区段、中间区段和功率区段。对反应堆的功率级进行连续监测，以确保安全运行。此类监测通常利用中子探测器来进行，所述中子探测器设置在反应堆芯外部和内部，用于测量反应堆的中子通量。由于反应堆中任意点处的中子通量均与裂变速率成比例，所以中子通量也与功率级成比例。

已经使用裂变和电离室来测量反应堆源区段、中间区段和功率区段中的通量。典型的裂变和电离室能够在所有的正常功率级下工作，然而，它们的灵敏度通常不足以精确地探测源区段中发射的低级中子通量。因此，当反应堆的功率级处于源区段时，通常使用单独的低级源区段探测器来监测中子通量。

当处于适当能级的自由中子撞击包含在燃料棒内的裂变材料的原子时，发生堆芯内的裂变反应。该反应导致释放大量热能(该热能被反应堆冷却剂从堆芯吸走)，并且导致释放额外的自由中子，这些自由中子可用于产生更多的裂变反应。这些释放的中子中的一些从堆芯逃逸或被中子吸收体(例如，控制棒)吸收，因此不会引起传统的裂变反应。通过控制存在于堆芯中的中子吸收材料的量，可控制裂变速率。裂变材料中总是会发生随机的裂变反应，但当堆芯停堆时，释放的中子以如此高的速率被吸收，使得不会发生持续的连串反应。通过减少中子吸收材料，直到给定反应级中的中子数等于前一反应级的中子数，该过程变为自持链式反应，反应堆被称为处于“临界”。当反应堆处于临界时，中子通量比反应堆停堆时高6个数量级左右。在一些反应堆中，为了使停堆的堆芯中的中子通量加速增加，以达到实际转变间隔，人造中子源被植入反应堆芯中包含裂变材料的燃料棒之间。该人造中子源带来中子通量的局部增加，以帮助使反应堆达到功率区段。

在不存在中子源的情况下，一个反应级中的自由中子数与前一反应级中的自由中子数之比被称作“中子增殖因数”(K_eff)，并用作对反应堆反应性的度量。换句话讲，核堆芯临界性的度量为K_eff，即，中子产生量与由毁灭和损失二者引起的总中子损失之比。当K_eff大于1时，产生的中子多于毁灭的中子。类似地，当K_eff小于1时，毁灭的中子多于产生的中子。当K_eff小于1时，反应堆被称作处于“次临界”。直到最近，仍没有直接的方法从源区段芯外探测器测量临界态将何时发生。核电站操作员通常通过多种方法来估计临界态将何时发生。一种估计临界态将何时发生的方法是将从源区段探测器获得的计数率的反比绘制为用于使核电站达到临界的条件改变(例如，抽出控制棒)的函数。当核电站达到临界时，源区段计数率接近无穷大，因此，计数率反比(ICRR)趋于零。由于反应堆芯内发生的反应的物理特性，ICRR曲线几乎总是凸的，有时是凹的。因此，从ICRR曲线估计核电站将达到临界的条件常有很多不确定性，而且还易受美国核管制委员会和核电运行协会相当大的审查。

新近，已设计出一种方法来直接预测反应堆将何时达到临界。该方法描述于美国专利6,801,593中。根据该方法，在监测源区段探测器的输出时，反应堆芯的反应性增加。在输出的瞬变部分期间周期性地确定得自探测器输出的计数率反比。向计数率反比数据应用校正因数，将数据绘制为时间的函数。校正因数使计数率反比线性化，以使得该曲线能够预测地外推。因此，该方法描述了空间校正的反计数率堆芯反应性测量过程。然而，此方法没有解决堆芯反应性测量的精度问题，该精度取决于测量的中子辐射水平的精度。具体地讲，精确地确定测量的中子水平的微小变化非常重要。正确工作的中子辐射探测器中最大的中子测量误差分量通常是由所谓的“背景信号”引起的。背景信号在探测器测量中引起非源中子引起的响应。这导致测量的堆芯反应性变化的误差。为了改善中子群测量的精度，并相应地改善计数率反比反应性测量处理的精度，有必要在使用测量值计算反应性变化之前，从测量值中去除背景信号分量。就这一点，目前仍没有直接的方法来从商业核电站所使用的典型中子探测器确定中子信号测量值中的背景信号内容。

因此，期望有一种方法，其能够精确地确定商业核电站中所测量的中子信号的背景内容。另外，还期望有这样的一种方法，其不需要对现有的商业核电站设备或运行实践进行任何改变。

发明内容

本发明通过提供一种确定核反应堆的临界态接近度的方法来满足上述目的，所述核反应堆具有位于反应堆容器的堆芯区中的控制棒构造以及穿过堆芯循环的冷却慢化剂。所述方法的步骤首先在源功率区段，监测探测器输出的瞬变部分期间的源区段探测器信号，以获得冷却慢化剂处于与第一温度对应的密度时堆芯的中子辐射水平。然后将堆芯的温度升高至第二温度，监测第二源区段探测器信号，以获得冷却慢化剂处于与第二温度对应的密度时堆芯的中子辐射水平。该方法根据以下关系基于监测的第一和第二源区段探测器信号确定背景非中子信号分量：

$N=\frac{\{\frac{K_{\mathrm{eff}}^H-K_{\mathrm{eff}}^C}{1-K_{\mathrm{eff}}^H}+\frac{R\left(T_H\right)}{R\left(T_C\right)}+\frac{F_H}{F_C}-1\}{C}_{\mathrm{MC}}-C_{\mathrm{MH}}}{\{\frac{K_{\mathrm{eff}}^H-K_{\mathrm{eff}}^C}{1-K_{\mathrm{eff}}^H}+\frac{R\left(T_H\right)}{R\left(T_C\right)}+\frac{F_H}{F_C}-1\}-1}$

然后，从第二温度下获得的监测的中子辐射水平去除背景非中子信号分量，以获得背景调节的中子辐射水平，然后将其用于反计数率以确定临界态接近度。

可取的是，在第一源区段探测器信号的监测和第二源区段探测器信号的监测之间所述控制棒构型和所述慢化剂的浓度保持不变。在一个优选实施例中，在确定背景非中子信号分量的步骤中，由监测的第一和第二源区段探测器信号值之比近似得出1/ICRR_EH项，以获得背景非中子信号分量(N)的初始值。然后，优选地从第一和第二源区段探测器信号值减去N的初始值，并计算N的残值。然后重复所述处理，将堆芯的温度升高到第三温度，并监测探测器输出的瞬变部分期间的第三源区段探测器信号，以获得冷却慢化剂处于与第三温度对应的密度时堆芯的中子辐射水平。然后，如上所述处理第二源区段探测器信号和第三源区段探测器信号以计算N的新残值。所述处理重复，直到确定N的最终残值小于源区段信号测量的分辨率极限。然后，根据用于生成N的最终残值的所有N值之和确定N的最终值。

附图说明

通过结合附图阅读下面对优选实施例的描述，可以进一步理解本发明，其中：

图1是核能发电系统的一次侧的示意图；以及

图2是相对源区段探测器信号作为反应堆冷却剂系统温度的函数的图表。

具体实施方式

图1示出核能发电站10的一次侧，其中核蒸汽供应系统12供应蒸汽以驱动涡轮发电机(未示出)产生电力。核蒸汽供应系统12具有压水反应堆14，其包括容纳于压力容器18内的反应堆堆芯16。反应堆堆芯16内的裂变反应产生热，这些热被穿过堆芯的反应堆冷却剂(例如水)吸收。受热的冷却剂穿过热管段20循环至蒸汽发生器22。反应堆冷却剂从冷管段26通过反应堆冷却剂泵24从蒸汽发生器22返回到反应堆14。通常，压水反应堆具有至少两个，常为三个或四个的蒸汽发生器22，通过热管段20向各蒸汽发生器供应受热冷却剂，与冷管段26和反应堆冷却剂泵24一起形成一次回路。各一次回路向涡轮发电机供应蒸汽。图1中示出了两个这样的回路。

返回到反应堆14的冷却剂通过环形下降管向下流，然后通过堆芯16向上流。通过可选择性地插入堆芯中的控制棒短期控制堆芯反应性，因此控制反应堆14的功率输出。通过控制溶解于冷却剂中的中子慢化剂(例如硼)的浓度来调节长期反应性。由于冷却剂穿过整个堆芯循环，硼浓度的调节均匀地影响整个堆芯上的反应性。另一方面，控制棒影响局部反应性，因此导致堆芯16内轴向和径向功率分布的不对称。

通过若干不同的传感器系统来监测堆芯16内的条件。这些传感器系统包括芯外探测器系统28，其测量从反应堆容器14逃逸的中子通量。芯外探测器28包括在反应堆停堆时使用的源区段探测器、在启动和停堆期间使用的中间区段探测器、以及反应堆高于大约5％功率时使用的功率区段探测器。在功率运行期间还通常采用芯内探测器。

如前所述，核电站和其他核设施(例如乏核燃料贮存池)无法精确地直接测量当核电站或核设施处于次临界时的反应性或K_eff。如前所述，通过将从源区段探测器获得的计数率的反比绘制为用于使电站达到临界态的条件变化(例如，抽出燃料棒)的函数，来估计临界态将何时发生。当电站达到临界时，源区段计数率接近无穷大，并且反计数率趋于零。如美国专利6,801,593所述，可以证明如果核堆芯仅为点，则芯外探测器对用于使反应堆达到临界的变化的响应是线性的。核堆芯的维度属性使得ICRR曲线为非线性。根据前述专利中所述的方法，校正因数可用分析法确定并应用于测量的芯外探测器响应，以建立对K_eff为线性的函数。因此，由于使反应堆发生变化而引起的K_eff的变化(称作反应性)可随K_eff的绝对值一同被确定。线性化的反计数率被称作空间校正的反计数率(SCICR)。这对于实用而言具有巨大价值，因为通过该信息，实用中将知道反应堆通过多少反应性而停堆或达到次临界。因此，实用中将知道堆芯的安全程度、堆芯何时趋于临界(K_eff＝1.0)、为了使堆芯达到临界必须作何改变、以及是否满足所有适当的技术规范要求。另外，该方法允许实用中在堆芯处于次临界时测量反应性变化。因此，可以在电站处于次临界时，进行通常在低功率物理测试期间进行的控制和关闭贮料器测量。这将减少核电站停堆以换料的时间，因为进行低功率物理测试是在使电站开始工作并发电之前发生的最后一件事。低功率物理测试测量临界堆芯参数，例如硼浓度、各个控制贮料器的价值以及慢化剂温度系数，以说明设计裕量足够，这是允许反应堆返回工作之前的必要步骤。本发明将美国专利6,801,593中所描述的方法增加了一个步骤：确定测量的源区段探测器信号的恒定“噪声”或“背景”分量，以提供更确切的测量值，从而减小由于与该确定相关的不确定性而为临界态构建的裕量。

因此，根据此方法，可将反应堆冷却剂系统(RCS)温度处于大约90°F(即，冷却条件)时，换料停机期间在堆芯换装完成之后某一时间测量的源区段(SR)计数率表征如下：

C_MC＝冷却条件下反应堆测量的SR计数率＝Φ+N    (1)

符号Φ表示在完成堆芯装载并且完成SR探测器工作电压和甄别器设置调节时，在SR探测器附近堆芯中的热中子通量。变量N表示测量的SR计数率信号的非中子诱导部分。N分量由SR探测器有效体积内的高能γ射线相互作用所引起的SR脉冲、以及包含在测量的SR信号中的电“噪声”所引起的脉冲构成。假设在测量的SR信号(C_MC)中没有非中子诱导的信号分量，则反应堆温度增加之后应该存在的SR计数率的值(C_EH)由下式给出：

C_EH＝MC_MC＝M(Φ+N)         (2)

因数M的值包括假设没有非中子诱导的SR信号分量，随着反应堆冷却剂温度增加，反应堆水密度的变化、堆芯反应性的变化、以及堆芯功率分布的变化对测量的SR计数率的预期变化的影响。

如果存在非中子SR信号分量，可能背景信号由高能γ辐射和电噪声诱导的脉冲的组合构成。大多数高能γ辐射来自反应堆容器。潜在的电噪声源有许多，并且在反应堆容器外部。因此，这些非中子信号分量均不可能受反应堆冷却剂温度变化的显著影响。因此，在温度增加之后测量的实际SR计数率(C_MH)可更好地表达为：

C_MH＝MΦ+N              (3)

在假设“纯”中子信号的情况下预期的温度增加之后的计数率值与测量的温度增加之后的计数率(分别为C_EH和C_MH)之差可用于确定非中子信号分量N的值。此计算的代数如下：

C_EH-C_MH＝M(Φ+N)-(MΦ+N)

或

C_EH-C_MH＝MN-N             (4a，b，c)

或

C_EH-C_MH＝N(M-1)

解出N：

$N=\frac{C_{\mathrm{EH}}-C_{\mathrm{MH}}}{M-1}---\left(5\right)$

根据等式2，C_EH的值可以用MC_MC来表达，使N表达为：

$N=\frac{{\mathrm{MC}}_{\mathrm{MC}}-C_{\mathrm{MH}}}{M-1}---\left(6\right)$

必须在确定背景值N之前计算M的值。M的值是在加热期间初始和最终温度之间发生的反应堆冷却剂密度变化的函数。M的值还是加热期间可能发生的反应性变化以及由于RCS温度的空间再分布效应和加热期间的硼浓度变化引起的SR计数率变化的函数。确定M的值的一种方便方式是建立先前等式2中定义的预期在温度增加之后存在的SR计数率的分析模型。C_EH的值可利用微分变化方法来建模，如下：

$C_{\mathrm{EH}}=C_{\mathrm{MC}}+\frac{\∂C}{\∂T}\mathrm{\ΔT}+\frac{\∂C}{\∂K_{\mathrm{eff}}}{\mathrm{\ΔK}}_{\mathrm{eff}}+\frac{\∂C}{\∂F}\mathrm{\ΔF}---\left(7\right)$

利用在热和冷温度下计数率及K_eff的变化将K_eff微分项表示为：

$\frac{\∂C}{\∂K_{\mathrm{eff}}}=\frac{C_{\mathrm{EH}}-C_{\mathrm{MC}}}{K_{\mathrm{eff}}^H-K_{\mathrm{eff}}^C}---\left(8\right)$

空间校正的ICRR的表达式可用于表示计数率的微分。假设基准条件计数率为C_MC，则热条件下的预期ICRR(ICRR_EH)为：

${\mathrm{ICRR}}_{\mathrm{EH}}=\frac{C_{\mathrm{MC}}}{C_{\mathrm{EH}}}=\frac{1-K_{\mathrm{eff}}^H}{1-K_{\mathrm{eff}}^C}---\left(9\right)$

此式可重新整理，以用C_MC来表达C_EH。该式为：

$C_{\mathrm{EH}}=\frac{1-K_{\mathrm{eff}}^C}{1-K_{\mathrm{eff}}^H}{C}_{\mathrm{MC}}---\left(10\right)$

等式10中的表达可被代回等式8中，以生成下式：

$\frac{\∂C}{\∂K_{\mathrm{eff}}}=\frac{[\frac{1-K_{\mathrm{eff}}^C}{1-K_{\mathrm{eff}}^H}-1]C_{\mathrm{MC}}}{K_{\mathrm{eff}}^H-K_{\mathrm{eff}}^C}---\left(11\right)$

将等式11乘以预期的K_eff变化，生成表示当反应堆温度增加时，由于预期反应性变化引起的预期计数率总变化的项。该式为：

$\frac{\∂C}{\∂K_{\mathrm{eff}}}{\mathrm{\ΔK}}_{\mathrm{eff}}=[\frac{1-K_{\mathrm{eff}}^C}{1-K_{\mathrm{eff}}^H}-1]C_{\mathrm{MC}}---\left(12\right)$

等式12还可表达为：

$\frac{\∂C}{\∂K_{\mathrm{eff}}}{\mathrm{\ΔK}}_{\mathrm{eff}}=[\frac{K_{\mathrm{eff}}^H-K_{\mathrm{eff}}^H}{1-K_{\mathrm{eff}}^H}-1]C_{\mathrm{MC}}---\left(13\right)$

温度微分项是仅由于反应堆水密度变化引起的计数率变化。在次临界棒价值测量(SRWM)期间水密度变化对测量的计数率的影响可利用确定下降管温度衰减因数(DTAF)所使用的方法来导出。图1示出了相对计数率与从场址A处Westinghouse 4回路反应堆所使用的DTAF模型确定的RCS温度增加(R(T))之间的关系。

图1上还示出了从数据导出的多项式拟合。R的多项式可用于导出计数率变化与RCS温度变化之间的关系的所需表达式。等式7中所示的温度微分项可由下式表示：

$\frac{\∂C}{\∂T}=\frac{C_{\mathrm{MC}}}{R\left(T_C\right)}\frac{\mathrm{dR}}{\mathrm{dT}}---\left(14\right)$

由于温度增加导致的C_EH值的总变化现在可表示为：

$\frac{\∂C}{\∂T}\mathrm{\ΔT}=\frac{C_{\mathrm{MC}}}{R\left(T_C\right)}\frac{\mathrm{dR}}{\mathrm{dT}}(T_H-T_C)=\frac{C_{\mathrm{MC}}}{R\left(T_C\right)}\left\{\frac{R\left(T_H\right)-R\left(T_C\right)}{T_H-T_C}\right\}(T_H-T_C)---\left(15\right)$

等式15简化为：

$\frac{\∂C}{\∂T}\mathrm{\Δ}\≅C_{\mathrm{MC}}\{\frac{R\left(T_H\right)}{R\left(T_C\right)}-1\}---\left(16\right)$

以与温度变化项类似的方式来生成由空间校正因数(F)变化引起的预期的冷计数率变化的表达式。F的微分项可近似为：

$\frac{\∂C}{\∂F}\≅\frac{C_{\mathrm{EH}}-C_{\mathrm{MC}}}{F_H-F_C}---\left(17\right)$

由于温度变化而预期的C_EH的值可利用下式以C_MC来表达：

$C_{\mathrm{EH}}=\frac{F_H}{F_C}{C}_{\mathrm{MC}}---\left(18\right)$

F_H和F_C分别为热和冷温度条件下的空间校正因数。将等式18代入等式17并重新整理，从而生成下式：

$\frac{\∂C}{\∂F}\mathrm{\ΔF}\≅C_{\mathrm{MC}}\{\frac{F_H}{F_C}-1\}---\left(19\right)$

将得自等式13、16和19的乘积表达式代入等式7的适当位置，产生下面的C_EH的表达式：

$C_{\mathrm{EH}}=\{\frac{K_{\mathrm{eff}}^H-K_{\mathrm{eff}}^C}{1-K_{\mathrm{eff}}^H}+\frac{R\left(T_H\right)}{R\left(T_C\right)}+\frac{F_H}{F_C}-1\}{C}_{\mathrm{MC}}---\left(20\right)$

等式2将C_EH定义为M和C_MC的乘积。检查等式20发现M的值一定等于：

$M=\{\frac{K{-}_{\mathrm{eff}}^H-K_{\mathrm{eff}}^C}{1-K_{\mathrm{eff}}^H}+\frac{R\left(T_H\right)}{R\left(T_C\right)}+\frac{F_H}{F_C}-1\}---\left(21\right)$

等式21可被代入等式6，以产生N的新表达式。等式6变为：

$N=\frac{\{\frac{K_{\mathrm{eff}}^H-K_{\mathrm{eff}}^C}{1-K_{\mathrm{eff}}^H}+\frac{R\left(T_H\right)}{R\left(T_C\right)}+\frac{F_H}{F_C}-1\}{C}_{\mathrm{MC}}-C_{\mathrm{MH}}}{\{\frac{K_{\mathrm{eff}}^H-K_{\mathrm{eff}}^C}{1-K_{\mathrm{eff}}^H}+\frac{R\left(T_H\right)}{R\left(T_C\right)}+\frac{F_H}{F_C}-1\}-1}---\left(22\right)$

为了精确地确定N，重要的是等式22中所列的每一参数是已知的，或者这些参数的变化保持很小，从而使其效果能够被忽略而不影响N的值。与K_eff和F的变化相关联的参数基于核设计模型计算。直到SRWM完成之后，才能建立核设计模型的有效性。因此，K_eff和F参数的有效性直到使用这些参数计算N的需要过去之后才能知道，意味着这些参数的变化应该保持很小，以使N的值不受显著影响。

此方法应用于从工作循环21期间场址A的机组1以及工作循环16期间机组2获得的RCS加热数据。两个机组的背景值均利用在恒定的硼浓度和棒位置下、从大约90°F至大约180°F的温度增加数据而导出。表1示出了所确定的背景计数率调节对临界硼结果的影响。表1示出的结果表明，应用利用本发明的方法计算的背景校正能够显著提高所计算的All-Rods-Out(ARO，所有控制棒抽出)临界硼相对于实际ARO临界硼浓度的精度。在两个场址A机组均观察到这种精度改进。

表1

尽管已经详细描述了本发明的具体实施例，本领域技术人员将理解，根据本公开的总体教导，可对那些细节开发出各种改型和替代方式。因此，本文所公开的具体实施例仅是示意性的，而非限制本发明的范围，本发明的范围由所附权利要求及其所有等同物给出。

Claims (7)

1.一种确定核反应堆的临界态接近度的方法，所述核反应堆具有位于核反应堆容器的堆芯区中的控制棒构造以及穿过堆芯循环的冷却慢化剂，所述方法包括以下步骤：

监测探测器信号的瞬变部分期间的第一源区段探测器信号C_MC，以获得冷却慢化剂处于与第一温度对应的密度时堆芯的中子辐射水平；

将堆芯的温度升高至第二温度；

监测探测器信号的瞬变部分期间的第二源区段探测器信号C_MH，以获得冷却慢化剂处于与第二温度对应的密度时堆芯的中子辐射水平，监测的第一源区段探测器信号和监测的第二源区段探测器信号各具有背景非中子信号分量N；

根据以下关系基于监测的第一和第二源区段探测器信号确定背景非中子信号分量：

$N=\frac{\{\frac{K_{\mathrm{eff}}^H-K_{\mathrm{eff}}^C}{1-K_{\mathrm{eff}}^H}+\frac{R\left(T_H\right)}{R\left(T_C\right)}+\frac{F_H}{F_C}-1\}{C}_{\mathrm{MC}}-C_{\mathrm{MH}}}{\{\frac{K_{\mathrm{eff}}^H-K_{\mathrm{eff}}^C}{1-K_{\mathrm{eff}}^H}+\frac{R\left(T_H\right)}{R\left(T_C\right)}+\frac{F_H}{F_C}-1\}-1};$

从第二温度下获得的监测的中子辐射水平去除背景非中子信号分量，以获得背景调节的中子辐射水平；以及

基于背景调节的中子辐射水平确定所述临界态接近度。

2.根据权利要求1所述的方法，其中所述核反应堆是压力轻水反应堆。

3.根据权利要求2所述的方法，其中慢化剂是含硼水。

4.根据权利要求1所述的方法，其中在第一源区段探测器信号的监测和第二源区段探测器信号的监测之间所述控制棒构造和慢化剂的浓度保持不变。

5.根据权利要求4所述的方法，其中在确定背景非中子信号分量的步骤中，由监测的C_MH和C_MC值之比近似得出1/ICRR_EH项，以获得N的初始值。

6.根据权利要求5所述的方法，包括以下步骤：从C_MH和C_MC值减去N的初始值，并计算N的残值。

7.根据权利要求6所述的方法，包括以下步骤：

将堆芯的温度升高到第三温度；

监测探测器信号的瞬变部分期间的第三源区段探测器信号，以获得冷却慢化剂处于与第三温度对应的密度时堆芯的中子辐射水平；

利用1/ICRR_EH的近似值由第二源区段探测器信号和第三源区段探测器信号确定N；

计算N的新残值；

重复上述处理，直到确定N的最终残值小于源区段信号测量的分辨率极限；以及

根据用于生成N的最终残值的所有N值之和确定N的最终值。

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