CN103827973B

CN103827973B - 堆内仪孔道组件

Info

Publication number: CN103827973B
Application number: CN201280048039.XA
Authority: CN
Inventors: M·D·海贝尔; D·P·基斯特勒; J·V·卡瓦哈尔
Original assignee: Westinghouse Electric Corp
Current assignee: CBS Corp
Priority date: 2011-10-04
Filing date: 2012-10-04
Publication date: 2016-11-09
Anticipated expiration: 2032-10-04
Also published as: EP2764517A1; US10438708B2; EP2764517A4; US20130083879A1; KR20140068249A; CN103827973A; RU2609154C2; RU2014117662A; KR102039754B1; WO2013103405A1

Abstract

一种用于监视核燃料组件周围的温度和辐射水平的自供电集成式堆内仪孔道组件，其将输出信号无线发送给远程位置。堆内仪孔道组件通过短时间暴露在反应堆堆芯内而被激活，并在从反应堆堆芯取出燃料组件后保持激活，从而在燃料组件被运输或储存在远程位置时，不需要外部电力源就能提供对燃料组件的远程监控。

Description

堆内仪孔道组件

相关申请的交叉引用

本申请基于35U.S.C.§119(e)要求享有2011年10月4日提交的题为“POWER SUPPLYELEMENT FOR IN-CORE ELECTRONICS”（用于堆内电子器件的供电元件）的美国临时申请61/542941的优先权。

技术领域

本发明总体上涉及一种具有监视燃料组件周围温度和辐射环境的堆内仪孔道组件的核燃料组件；更具体地涉及一种自供电且能将所监测到的辐射和温度信息无线发送给远程位置的堆内仪孔道组件。

背景技术

在很多现有的核反应堆中，堆内传感器被用于在多个轴向高度上测量堆内的放射性。所述传感器被用于测量反应堆堆芯内侧的径向和轴向功率分布。所述功率分布的测量信息被用于确定反应堆是否运行在核功率分布极限内。被用于执行所述功能的典型堆内传感器是产生与传感器周围发生的裂变量成比例的电流的自供电探测器。这种类型的传感器不需要外部电力源来产生电流，并且通常被称为自供电探测器，在受让给本发明受让人的1998年4月28日授予的美国专利5745538中更完整地描述了该自供电探测器。图1提供了在自供电探测器元件10中产生电流I（t）的机构的图。中子敏感材料（比如钒）被用于发射体元件12，并响应于中子的辐射而发射出电子。通常，自供电探测器被集中在仪孔道组件内。代表性的堆内孔道组件在图2中示出。由图1所示的基本非耗尽的中子敏感发射体12所产生的信号水平很低，但是单个具有完整堆芯长度的中子敏感发射体元件不需要复杂昂贵的信号处理器就能提供足够的信号。通过分配具有不同长度的γ射线敏感元件14（其限定堆芯轴向区域）所产生的信号，来确定由不同堆芯轴向区域所贡献的单个中子敏感发射体元件产生的全长度信号的比例，并在图2中示出。使分配信号成比率，这消除了由裂变产物产生的很多延迟性γ辐射的影响。堆内仪孔道组件还包含用于测量离开燃料组件的冷却剂的温度的热电偶18。来自反应堆堆芯内每个堆内仪孔道组件中的自供电探测器和热电偶的电信号输出在电连接器20处进行收集，然后发送给远离反应堆的位置进行最后的处理，然后用于产生被测堆芯的功率分布。

图3示出了当前由Westinghouse Electric Company LLC,Cranberry,PA所出售的产品名为WINCISE^TM的堆内监视系统的示例，其在堆芯内的燃料组件的仪孔道中采用固定的堆内仪孔道组件16来测量堆芯的功率分布。缆线22从仪孔道组件16经安全壳密封台24延伸到信号处理柜26，在信号处理柜26处，输出被调制、数字化以及复合，然后经安全壳壁28传输到计算机工作站30，在计算机工作站30处，所述输出被进一步处理和显示。来自堆内仪孔道组件的热电偶信号还被发送给参考接头单元32，所述参考接头单元将信号传输给堆芯不充分冷却监视器34，所述堆芯不充分冷却监视器与同样连接到所述工作站30的工厂计算机36通信。由于安全壳壁28内的有害环境，信号处理柜26必须设置为距离堆芯非常远，信号必须通过极其昂贵的具有特殊构造的缆线从探测器16发送到信号处理柜26，并且长距离传输降低了信噪比。不幸的是，所述长距离缆线传输已被证明是必要的，因为用于信号处理的电子器件必须与堆芯区域周围的高辐射性环境屏蔽开。

在以前的核电站设计中，堆芯探测器从下半球端进入反应堆容器，并且从底部燃料组件喷嘴进入燃料组件的仪孔道。在至少一些最新代核电站设计（比如AP1000核电站）中，堆内监视入口位于反应堆容器的顶部，这意味着燃料补给期间在接近燃料之前所有的堆内监视缆线都需要被拆除。自包含在燃料组件内并将所监视到的信号无线传输给远离反应堆容器位置的无线堆内监视器允许直接接近燃料，而无需在接近燃料组件之前将堆内监视缆线断开、撤出和收存、以及在燃料补给程序完成之后恢复所述连接这些耗时耗力的程序。因此无线替代方案节约了在燃料补给停役的关键路线中的天数。无线系统还允许每个燃料组件被监视，这极大增加了可用的堆芯功率分布信息的数量。

但是，无线系统要求电子部件位于反应堆堆芯处或附近，在该位置处γ射线和中子辐射以及高温将使半导体电子器件在很短的时间内就无法工作。已知真空管对辐射不敏感的，但是真空管的尺寸和电流要求使得其使用不现实，直到最近。微电机装置的最新研究已经允许真空管缩小到集成电路元件的尺寸且明显降低了功耗需求。在2011年1月7日提交的题为“Wireless In-core Neutron Monitor”（无线堆内中子监视器）的美国专利申请12/986242（代理所标签NSD2010-009）中描述这样的系统。前述专利申请所公开的实施例中信号传输电气硬件的主电力源是作为示范电力源一部分被示出的可重复充电电池。通过使用由包含在电力源内的专用电力源自供电探测器元件所产生的电力保持对所述电池的充电，从而反应堆中的核辐射成为所述装置的最终电力源，并且只要专用电力源自供电探测器元件暴露给堆芯内的辐射强度就一直持续下去。另外有利的是，堆内仪孔道组件即使在从反应堆堆芯中取出燃料组件后仍在燃料组件内保持激活，从而在废燃料储存池、贮存罐或在运输到最终储存场所的过程中能继续监视燃料组件的状态，以保证避免危险情况以及温度不上升到损坏燃料组件完整性的程度。

因此，本发明的一个目标是提供一种从核反应堆堆芯取出后能被远程无线监视的堆内仪孔道组件。

另外，本发明的目标是提供一种核反应堆堆芯电子器件组件的电力源，其依赖该电力源内裂变产物的中子嬗变来对该电力源供能，以产生足以支持将辐射和温度监视信号无线传输到远程位置的电流。

另外，本发明的目标是提供这样一种电力源，其仅在主要受到核反应堆堆芯内的裂变γ射线相互作用的第一次辐射后就产生基本可测量的电流。

发明内容

通过一种用于核反应堆堆内电子器件组件的电力源实现所述和其他目标，所述电力源在受到外部辐射源的辐射之前不产生能驱动堆内电子器件组件的基本可测量的电流，并且在受到外部辐射源的辐射之后持续产生能驱动电子器件组件的电力。所述电力源包括：自供电电力源元件，所述自供电电力源元件包括材料，所述材料仅在受到外部辐射源的辐射后才产生基本可测量的电流，并且在从外部辐射源去除后持续产生基本可测量的电流。电力源元件被密封地封闭在电力源壳体内，以将电力源元件与核反应堆堆芯内的冷却剂流体隔离开。理想地，在自供电电力源元件从外部辐射源去除后，自供电电力源元件通过依靠由包含在电力源元件内的材料在受到外部辐射源辐射后生成的中子嬗变或裂变产物所产生的补充辐射，来产生基本可测量的电流。优选地，外部辐射源是存在于反应堆堆芯中的辐射。理想地，自供电电力源元件包括仅在主要受到核反应堆堆芯内的裂变γ射线相互作用的辐射后才产生基本可测量的电流的材料。

在一个实施例中，自供电电力源元件包括被钴-59套管基本周向地围绕的电导线，所述钴-59套管被基本周向地包封在铂护套内。优选地，铂护套被周向地包封在钢外护套内，且电绝缘体被插入在铂护套和钢外护套之间。理想地，电绝缘件是氧化铝。在另一个优选实施例中，电力源中的电导线被涂覆钴-59，然后再涂覆铂。

还通过一种核燃料组件实现所述和其他的目标，该核燃料组件具有自供电堆内仪孔道组件，所述自供电堆内仪孔道组件由集成在核燃料组件内的上述电力源元件激活。自供电堆内仪孔道组件还包括：均位于堆内仪孔道组件内的分开的中子敏感自供电探测器元件和γ射线敏感自供电探测器元；以及位于核燃料组件的顶部喷嘴附近中的堆内仪孔道组件内的热电偶传感器。分开的中子敏感自供电探测器元件和γ射线敏感自供电探测器元件以及热电偶被配置成提供自供电无线信号，所述自供电无线信号能被无线传输至处理站，并且从所述自供电无线信号能确定燃料组件的堆芯功率分布、危险的接近度、温度分布或K_eff。理想地，自供电堆内仪孔道组件被配置成提供信息，从所述信息能确定在废燃料储存容器中燃料组件内的裂变产物衰变热的总量和分布。另外，在另一个实施例中，燃料组件内的自供电堆内仪孔道组件被配置成提供信息，当燃料组件被放置在废燃料池中时，从所述信息能确定相关冷却剂池的温度分布并以持续的自供电的无线的方式追踪相关冷却剂池的温度分布。理想地，热电偶传感器以及分开的中子敏感自供电探测器元件和γ射线敏感自供电探测器元件被分别容纳在被配置为具有共同电气接地的分开的壳体内，所述分开的壳体被配置成使得热电偶传感器以及中子敏感自供电探测器元件和γ射线敏感自供电探测器元件都保持电隔离。

附图说明

当结合附图阅读时从下面优选实施例的描述能得到对本发明的进一步理解，其中：

图1是自供电辐射探测器的示意图；

图2A是堆内仪孔道的平视图；

图2B是图2A的堆内仪孔道组件的前护套内部的示意图；

图2C是在图2A的堆内仪孔道组件的后端处的电连接器的剖视图；

图3是堆内监视系统的示意布局；

图4是使用本发明的核反应堆系统一次回路的简化示意图；

图5是使用本发明的核反应堆容器和内部组件的局部剖面正视图；

图6是包含本发明的堆内仪孔道组件的核燃料组件的局部剖面正视图；

图7是配合本发明使用的电子器件的框图；

图8是配合本发明的电力源元件使用以给图7中所示的电路供电的电力源电路的示意性电路图；

图9是本发明电力源元件的一个实施例的轴向剖视图；

图10是图9中所示实施例的径向剖视图；

图11是包含本发明一个实施例的堆内仪孔道组件的内部的示意图；以及

图12是根据本发明的自供电无线堆内仪表堆芯功率分布测量系统的示意布局。

具体实施方式

用加压水冷却的核发电系统的一次侧包括与用于产生有用能量的二次侧间隔开并与二次侧成热交换关系的闭合回路。一次侧包括用于包封堆芯内部结构的反应堆容器，所述堆芯内部结构支撑多个包含裂变材料的燃料组件、换热蒸汽发生器内的主回路、加压器的内侧容积、循环加压水的泵和管道；所述管道将每个蒸汽发生器和泵独立地连接到反应堆容器。包括蒸汽发生器、泵和连接到反应堆容器的管道系统在内的每个一次侧的部件构成了一次侧循环。

为了展示，图4示出了简化的核反应堆一级系统，其包含大致圆柱形压力容器40，所述压力容器40具有包封核反应堆堆芯44的封头42。液体反应堆冷却剂（比如水）通过泵46被泵入容器40经过堆芯44，在堆芯44处热能被吸收然后排出到换热器48（通常被称为蒸汽发生器），在换热器48处热量被传递给利用回路（未示出）（比如蒸汽驱动的涡轮发电机）。然后反应堆冷却剂返回到泵46，从而完成一级循环。通常，多个上述循环通过反应堆冷却剂管道50被连接到单个反应堆容器40。

在图5中示出能使用本发明的示范性反应堆设计。除了由多个平行垂直共同延伸的燃料组件80所构成的堆芯44之外，为了描述起见，其他容器内部结构被分为下内部构件52和上内部构件54。在常规设计中，下内部构件的功能是支承、对准和引导堆芯组件和仪表，以及引导容器内的流动。上内部构件54约束燃料组件80（在图中为了简明仅示出两个燃料组件）或为燃料组件提供次级约束，并支承和引导仪表和组件（比如控制棒56）。在图5所示的示范反应堆中，冷却剂通过一个或多个入口喷嘴58进入反应堆容器40，向下流过反应堆容器40和堆芯筒60之间的环形空间，在下部反应堆容器室61中转向180°，向上流过下部支撑板和燃料组件80所处的下部堆芯板64，然后围绕燃料组件流过。在某些设计中，下部支撑板62和下部堆芯板64由单个结构（具有与62相同高度的下部堆芯板）来取代。离开堆芯44的冷却剂沿着上部堆芯板66的下侧流动，然后向上经过上部堆芯板66中的多个孔68。然后冷却剂向上径向地流到一个或多个出口喷嘴70。

上内部构件54能由容器或容器封头42支撑，并包含上部支撑组件72。负载主要经多个支撑柱74在上部支撑组件72和上部堆芯板76之间传递。每个支撑柱在指定的燃料组件80和上部堆芯板66中的孔68上方对齐。

可直线运动的控制棒56通常包含通过控制棒引导管79被引导通过上内部构件54并进入对准的燃料组件80中的中子毒物棒的驱动轴76和机架组件78。

图6是大致上用附图标记80表示的燃料组件的竖直缩短正视图。燃料组件80是在压水反应堆中使用的类型，并且具有在其下端处包含底部喷嘴82的结构骨架。底部喷嘴82支撑核反应堆堆芯区域内的下部堆芯支撑板64上的燃料组件。除了底部喷嘴82，所述燃料组件80的结构骨架还包含在其上端处的顶部喷嘴84、以及在底部喷嘴82和顶部喷嘴84之间纵向延伸并在相对端处刚性地附接到底部喷嘴82和顶部喷嘴84的多个导向管或套管86。

燃料组件80还包含沿着引导套管86（也称为导向管）轴向间隔开并安装到引导套管86的多个横向格架88、以及由所述格架88支撑的横向间隔的细长燃料棒90的组织化阵列。虽然在图6中看不到，但是所述格架88通常由以方格形图案交织的正交条带形成，其中四根条带的相邻界面限定了大致正方形的支撑单元格，通过该单元格以彼此成横向间隔关系支撑燃料棒90。在很多常规设计中，弹簧和凹痕被冲压在形成支撑单元格的所述条带的相对壁上。弹簧和凹痕径向延伸到支撑单元格内，并抓住单元格之间的燃料棒；在燃料棒包壳上施加压力以保持燃料棒到位。另外，所述组件80还具有位于组件中心处的仪表管92，所述仪表管92在底部喷嘴82和顶部喷嘴84之间延伸，并被安装到底部喷嘴和顶部喷嘴。通过所述的部件布置，燃料组件80形成一种不用损坏部件组装就能方便操纵的一体式单元。

如前所述，在组件80的燃料棒阵列中的燃料棒90被沿燃料组件长度间隔开的格架88彼此保持间隔的关系。每个燃料棒90包含多个核燃料芯块94，并在其相对端处被上端塞96和下端塞98闭合。燃料芯块94被设置在芯块堆顶部和上端塞96之间的室弹簧100保持为堆叠状态。由裂变材料构成的燃料芯块94负责产生反应堆的反应功率。包围芯块的包壳作为屏障，以防止裂变副产物进入冷却剂进而污染反应堆系统。

为了控制裂变进程，多个控制棒56在位于燃料组件80内预定位置处的引导套管86中往复运动。具体地，被定位在顶部喷嘴84上方的棒束控制机构（也被称为机架组件）78支撑控制棒56。棒束控制机构具有带多个径向延伸爪或臂104的内螺纹圆柱形毂构件102，所述臂与控制棒56一起形成之前关于图5所提到的机架组件78。每个臂104与控制棒56相互连接，从而控制机构78能在连接到控制棒毂102的控制棒驱动轴76（图5中示出）的电机功率下在导向套管中竖直移动控制棒，从而控制燃料组件80中的裂变进程，以上操作都是以公知的方式进行。

如前所述，在AP1000核电站设计中，堆内监视入口穿过反应堆容器的顶部，这明显不同于之前的设计，之前的设计将固定的堆内探测器缆线供给通过反应堆容器的底部，并通过下部燃料喷嘴进入燃料组件仪孔道。设计的改变意味着在燃料补充期间在接近燃料前需要拆除所有常规的堆内监视缆线。本发明提供了无线堆芯监视器，所述无线堆芯监视器被完全包含在燃料组件内的仪孔道中，而无需任何在堆芯外侧延伸的线，并且无需经过费时费力的缆线拆除和再连接步骤而允许接近燃料组件。另外，本发明提供一种燃料组件传感器系统，所述燃料组件传感器系统在从堆芯取出燃料组件后仍能持续监视燃料组件的辐射和温度水平。根据本发明，堆内仪孔道组件以框图形式在图7中被示出，并且除了固定的堆内中子探测器之外还包括自包含电力源和无线传输电路。在一个实施例中，在所述传输电路内，中子探测器输出电流被直接送入放大器112，从而消除缆线需求。在放大器112内优选地采用真空微电子装置提供一级或多级放大。真空二极管优选地被设置在放大器的栅极电路中，以使得所述放大器算法地响应，从而使电子器件能从起动到全功率跟上中子通量。放大后的信号被供给到电流电压转换器114。电流电压转换器114的输出电压被用作将电压转换成频率输出的电压受控振荡器118的输入。当中子通量发生变化时，对电压受控振荡器的电压输入也发生改变，这将会改变输出频率。真空微电子电抗管能被用于所述电压受控振荡器118。这种布置方案提供了被中子探测器10所监视的中子通量和电压受控振荡器118的输出频率之间的准确关联。类似的放大和频率转换能被用于热电偶传感器的输出，从而提供被放大器120放大的输出，所述放大器的输出被通信给堆内仪孔道组件16中的无线发射器122。堆内仪孔道组件16能由容纳热电偶、中子探测器、电力源和传输电路在内的单个单元构成，或者堆内仪孔道组件16分别由模块化单元（例如自包含的电力源、热电偶和中子探测器以及传输电路）构成。

用于信号传输电气硬件的主电源是可重复充电电池132，其作为示范电力源的一部分在图8中被示出。通过使用包含在电力源130内的专用电力源自供电元件134所产生的电力来维持电池132上的充电，所述电力源130集成到堆内仪孔道组件。因此，集成无线发射器138由集成到根据本发明实施例的堆内仪孔道组件的一种新颖组合的裂变γ射线-中子嬗变产物γ射线电流发生器供电。自供电电力源元件134在图9和10中被示出更多的细节，并将在之后被更详细地描述。此外，根据所述实施例，分别通过单独的中子敏感自供电探测器元件142和γ射线敏感自供电探测器元件140（在图11中示出）来获得中子和γ射线辐射测量值，这两种传感器都位于堆内仪孔道组件中，所述堆内仪孔道组件能被设置在燃料组件仪孔道中，并将在整个有效堆芯区域144上延伸。由于所述发射器电力源134的设计，根据本发明构造的堆内仪孔道组件将在其整个工作寿命期间（包含在废燃料池中以及任何后续储存设施中的停留期间）在燃料组件内保持工作。所有被测燃料组件中的中子、γ射线和热电偶传感器信号被测得并被无线传输给中央处理站，在中央处理站处所述信号可以被用于产生正在运行的堆芯的功率分布、或危险接近的指示、以及在反应堆40中或在燃料组件的工作寿命结束后在废燃料池148中（图12中所示）的废燃料组件阵列的温度分布。另外，受监视的信号能提供表示废燃料池中的极限K_eff的计算所得的K-effective（K_eff）。通过对当前控制棒束组件毂设计102做适当的改动，所述堆内仪孔道组件设计将允许用传感器来测量堆内的每个燃料组件，因此能够调节堆芯功率测量不确定性（其对反应堆堆内被允许产生的反应堆功率数造成限制），从而在不增加堆芯燃料U-235平均浓缩度的前提下增加了堆芯的容许功率输出。所述信息也可被用于连续地追踪废燃料池中的相关冷却剂池温度分布、以及裂变产物衰变热的总量和分布，而无需依赖于在电站停役情况下可能无法工作的传感器。本发明的应用最大化了被安全储存在废燃料池中的燃料数量，并在电站停役的情况下极大地增加了可利用的堆芯和废燃料池状况的信息。

本发明的堆内仪孔道组件的一个优选实施例在图11中示出，且包含i）被定位在燃料组件内特定位置处的中子敏感自供电探测器元件140和/或γ射线敏感自供电探测器元件142；ii）被轴向定位在燃料组件内有效燃料区域144的顶部处的K型堆芯出口热电偶146，所述堆芯出口热电偶146和自供电探测器元件140,142都被包含在具有共同电气接地152的单独金属外护套150内，从而所述元件全部保持电绝缘；iii）电力源元件134，当堆内仪孔道组件被包含在运行中的反应堆堆芯的燃料组件内侧时，电力源元件134依靠主要由裂变γ射线相互作用所产生的电流来产生电流，并且在短时间位于运行中的反应堆堆芯内之后或者当燃料组件被储存在废燃料池或燃料组件储存罐内时，电力源元件134有时依靠被包含在该电力源元件内的材料的中子嬗变或裂变产物所产生的补充辐射来产生电流；iv）信号处理电子器件136（比如之前被描述用于传输自供电探测器和堆芯出口热电偶信号信息的信号处理电子器件），定位成使得密闭且环境合格的电子器件包被定位在燃料组件顶部喷嘴区域84内；v)天线包，所述天线包被配置成允许信号处理电子器件122发送能被反应堆上封头区域42内的接收天线124所接收的信号，这允许所述信号被传递出反应堆容器，由此所述信号能被发射器-接收器138转发给反应堆安全壳建筑外侧的接收器116；以及vi)金属外护套154（比如图2C中所示的现有外护套），金属外护套154包含所述实施例的元件（i）到（v），保护这些元件不直接暴露给反应堆冷却剂或其他湿气侵入源，同时给堆内仪孔道组件提供不受机械损伤的保护以及不受外部的电磁和/或射频干扰源干扰的电气隔离。

更具体地，图11示出了被配置用于由Westinghouse Electric Company LLC,Cranberry,Pennsylvania所提供的小型模块化反应堆设计中的堆内仪孔道组件的一个优选实施例的示意性布局。图10示出了图11中所给出的电力源元件134的实施例的示意性实例。在图9和10所示的电力源元件中，在所述装置内产生的作为时间函数的主电流源I(t)是由运行中的反应堆堆内的裂变和裂变产物所产生的_γ射线辐射在空心钴-59线上的铂涂层156中所产生的康普顿散射和光-电散射电子。在通常的反应堆运行循环期间，在堆内仪孔道组件已位于运行中的反应堆堆芯内一段相对短的时间后，钴-59吸收中子时生成的钴-60衰变所产生的γ射线和β射线辐射将开始对经中央电导线160被输送给电池132的输出电流产生额外的贡献。明显地，由钴-59所生成的钴-60的数量足以提供给自供电探测器信号发射器138供电所需的电流，即使在反应堆被关停后或者含有堆内仪孔道组件的燃料组件被从反应堆堆芯中取出后。所述运行原理能利用其它电力源元件材料实现，并且本文中所描述的原理不表示仅限于使用钴-59。所述堆内仪孔道组件设计的一个关键新颖点是使用一开始不具有放射性的材料，所述一开始不具有放射性的材料被放置于运行中的反应堆堆芯中后能产生电力，并且使材料实质上增殖（breed），以使电力源元件所产生的电力增加到足以允许电力源元件提供足够的电力给堆内仪孔道组件发射器，以在从反应堆堆芯中取出燃料组件后允许堆内仪孔道组件发射器能够充分地发挥作用。

能优化被包含在电力源元件134内的信号产生材料和电绝缘体的尺寸、厚度和质量，以产生满足发射器电子器件的最宽比率和信号幅度的电力消耗要求的电力输出和输出比。因为所述堆内仪孔道组件设计甚至在燃料组件被放置于废燃料池内的情况下也能驻留在燃料组件内，所以受辐射的堆内仪孔道组件（其具有很大一部分由于电力源元件的被中子激活的部件而由该电力源元件所产生的电流）可以被从一个燃料组件传递到另一个，从而保证特定最小量的电力可用于支持如下两种使用：即在刚刚放入废燃料池中具有相对较高水平裂变产物γ射线辐射源的燃料组件内的使用，以及在已被放入废燃料池很长时间允许裂变产物γ射线辐射水平降低多个数量级的燃料组件内的使用。

应当注意到，可以通过在信号导线160上涂覆钴-59然后涂覆铂156来将信号导线160附接到钴-59材料。所述方法得到一种比通过将信号导线蒸制或卷曲到钴-59线上而容易获得的电力源元件更牢固更耐用的电力源元件。绝缘件（比如氧化铝绝缘件162）被插入外护套150和铂涂层156之间并围绕整个组件与外护套150的交界。这种类型的装置能被用于所有类型的反应堆，并为运行中的反应堆提供额外的测量效率和安全性。

图12是根据前述本发明的一个实施例构造的自供电无线堆芯探测仪表堆芯功率分布测量系统的示意布局。除了以下情况之外，图12中所示的示意布局与图3中所示的常规堆内监视系统的示意布局相同：即所述堆内仪孔道组件旋转180°从而探测器元件的电连接器更靠近无线发射器信号的接收器，并且缆线被无线发射器122,124,138和接收器116取代；并且堆内安全壳电子器件26和32已经分别被位于安全壳28外侧的自供电探测器信号处理系统108和堆芯出口热电偶信号处理系统106所取代。在其他方面，所述系统是相同的。

从图12能明白的是，来自堆内仪孔道组件16的无线发射器122的信号由反应堆容器封头42下侧上的天线124接收，该天线与反应堆封头42上的组合无线接收器和再发射器138通信。通过这种方式，能在所述堆内仪表不构成障碍的情况下拆除反应堆封头42并接近燃料组件。发射天线在反应堆容器上的设置取决于反应堆设计，但是其意图是在不妨碍接近燃料组件的位置处紧靠反应堆容器进行发射。然后中子信号由再发射电路138重新发射给靠近安全壳外壁的接收器116。因为组合接收器和再发射器138紧靠反应堆容器，所以组合接收器和再发射器138应当类似地由真空微电子器件构造；但是，接收器116和处理电路106和108能由常规固态元件构成，并且可以位于远离反应堆容器的安全壳以内或安全壳外侧。此外，燃料组件16被示意性地示出位于废燃料池148中，以说明该燃料组件在从反应堆移除到废燃料储存设施之后能被持续地监视。

虽然本发明的具体实施例已经被详细地描述，但是本领域技术人员应当明白根据本申请的教导可以对那些细节进行各种改动和替换。所以，所公开的具体实施例仅是示意性的，而不是限制本发明的范围，本发明的范围由后附权利要求及其所有等同物给出。

Claims

1.一种用于核反应堆堆内电子器件组件(16)的电力源，所述电力源在受到外部辐射源的辐射之前不产生能驱动堆内电子器件组件的基本可测量的电流，并且在受到外部辐射源(44)的辐射达一段相对短的时间周期之后产生所述基本可测量的电流，即使在从暴露于外部辐射源的辐射的状态去除后也是如此，所述电力源包括：

自供电电力源元件(134)，所述自供电电力源元件包括材料(158)，所述材料在受到辐射之前不产生所述基本可测量的电流，并且在受到外部辐射源(44)的辐射达所述一段相对短的时间周期之后产生所述基本可测量的电流，即使在从暴露于外部辐射源的状态去除后也是如此；

电力源壳体(150)，所述电力源壳体密封地封闭自供电电力源元件(134)，以与核反应堆堆芯内的冷却剂流体隔离开；以及

导电连接器，所述连接器能够连接到堆内电子器件组件，以将所述基本可测量的电流传输到堆内电子器件组件，其中，所述基本可测量的电流足以驱动堆内电子器件组件，并且在无需来自堆芯外部的辅助电力输入的情况下将堆内电子器件组件的输出连通至核反应堆外的位置。

2.根据权利要求1所述的电力源，其中，在自供电电力源元件从暴露于外部辐射源达所述一段相对短的时间周期的状态去除后，自供电电力源元件(134)通过暴露于由包含在自供电电力源元件内的材料(158)生成的中子嬗变或裂变产物所产生的辐射，来产生所述基本可测量的电流。

3.根据权利要求1所述的电力源，其中，自供电电力源元件(134)在于反应堆堆芯(44)内受到辐射后产生所述基本可测量的电流。

4.根据权利要求1所述的电力源，其中，自供电电力源元件(134)包括在主要受到由核反应堆堆芯内的裂变相互作用而产生的γ射线辐射的辐射后产生所述基本可测量的电流的材料。

5.根据权利要求1所述的电力源，其中，自供电电力源元件(134)包括被钴-59套管(158)基本周向地围绕的电导线(160)，所述钴-59套管被基本周向地包封在铂护套(156)内。

6.根据权利要求5所述的电力源，其中，铂护套(156)被周向地包封在钢外护套(150)内，且电绝缘体(162)被插入在铂护套和钢外护套之间。

7.根据权利要求6所述的电力源，其中，电绝缘体(162)是氧化铝。

8.根据权利要求5所述的电力源，其中，电导线(160)用钴-59(158)进行涂覆，然后在用铂(156)进行涂覆。

9.一种核燃料组件(80)，所述核燃料组件具有堆内电子器件组件(16)，所述堆内电子器件组件由核燃料组件内的仪孔道内的根据权利要求1所述的电力源元件(134)激活，堆内电子器件组件包括：

均位于堆内电子器件组件(16)内的分开的中子敏感自供电探测器元件和γ射线敏感自供电探测器元件(140,142)；以及

基本位于核燃料组件(80)的顶部喷嘴(84)处的仪孔道的上部部分内的堆内电子器件组件(16)内的热电偶传感器(146)；

其中，分开的中子敏感自供电探测器元件和γ射线敏感自供电探测器元件(140,142)以及热电偶(146)被配置成提供自供电无线信号，所述自供电无线信号能被无线传输至堆芯外的处理站(106,108)，并且从所述自供电无线信号能确定燃料组件的堆芯功率分布、临界的接近度、温度分布或K_eff。

10.根据权利要求9所述的核燃料组件(80)，其中，堆内电子器件组件(16)被配置成提供信息，从所述信息能确定在废燃料储存容器中燃料组件内的裂变产物衰变热的总量和分布。

11.根据权利要求9所述的核燃料组件(80)，其中，堆内电子器件组件(16)被配置成提供信息，当燃料组件被放置在废燃料池(148)中时，从所述信息能确定相关冷却剂池的温度分布并以持续的自供电的无线的方式追踪相关冷却剂池的温度分布。

12.根据权利要求9所述的核燃料组件(80)，其中，热电偶传感器(146)以及分开的中子敏感自供电探测器元件和γ射线敏感自供电探测器元件(142，140)被分别容纳在被配置为具有共同电气接地(152)的分开的壳体内，所述分开的壳体被配置成使得热电偶传感器以及中子敏感自供电探测器元件和γ射线敏感自供电探测器元件电隔离。