CN1080776A

CN1080776A - 固定堆内探测器

Info

Publication number: CN1080776A
Application number: CN93107446A
Authority: CN
Inventors: 小艾伯特·J·英平克; 路易斯·R·格罗比迈尔; 肯尼思·G·伦茨; 斯蒂芬·N·托尔
Original assignee: Westinghouse Electric Corp
Current assignee: CBS Corp
Priority date: 1992-06-22
Filing date: 1993-06-22
Publication date: 1994-01-12
Anticipated expiration: 2013-06-22
Also published as: US5251242A; CN1051397C; GB9312413D0; ES2100784B1; JPH0659045A; KR100301297B1; GB2268316A; GB2268316B; ES2100784A1

Abstract

本发明是一种用于核反应堆的探测器组件，它包括在反应堆组件内头尾连接地轴向分布的铂探测器段(30—40)和同一组件内的空间上全等的钒探测器段(42—52)。钒探测器校准铂探测器信号以消除裂变产物的通量成分。全长钒探测器(62)和全长铂探测器(90)可补替换和用于确定对铂探测器段(30— 40)的补偿。经过补偿的铂探测器信号可以用于反应堆堆芯保护的目的。

Description

本发明涉及一种使用相互毗邻的γ射线敏感探测器元件和中子敏感探测器元件的自给能固定堆内探测器组件，和一种使用堆内探测器组件来校准和监测的方法，而更具体地说，本发明涉及第一实施例中的探测器组件，它包括在堆芯同一半径位置上轴向排列的短铂探测器段和空间上全等的短钒探测器段;并针对第二实施例中的探测器组件，它包括分段的带钒探测器的铂探测器，钒探测器至少延伸到铂段堆积物的全长，并连同与钒探测器有相等长度且空间上全等的铂探测器一起延伸到堆芯高度。

以用来估算堆芯功率分布的中子学算法为基础的甚快三维节点扩散理论的最新发展，如像可以从西屋电气公司商用核燃料部买到的BEACON系统，已经导致对用于压水反应堆（PWR）堆芯功率分布的监督的久已确立的方法的重新评价。

过去，在当时可资使用的两种堆芯功率分布在线监测方法中的一种或另一种曾用于每座运行中的PWR。在一种方法中建立了来自堆外中子敏感探测器的输出信号与预先算出的限制局部功率密度的最坏可信情况之间的关系。实质上，这种方法假定，如果轴向通量差和扇形座的功率倾斜比（二者皆由堆外中子探测器得出并在运行电厂技术规范里定义）都保持在预先规定的范围内，则峰值核功率密度不曾超过并且在最近的将来也不会超过一个确定的可接受值。在另一种方法中，建立起了固定堆内探测器响应信号与周围燃料中的局部核功率密度之间的关系。在这种方法中，用一种比较简单的和直截了当的插值法，以根据在直接测量位置附近“测得的”核功率密度，来估算堆芯未监测位置的核功率密度。像在第一种方法中一样，把直接测得及插值得到的局部核功率密度与预先确定的极限进行对比，以保证不会由于继续运行而产生不可接受的后果。除了通过离线分析判定之外，在两种情况下都可以考虑局部燃耗、局部慢化剂浓度或例如氙和钐浓度的局部变化的影响。体现在如象BEACON系统提供的计算机软件包中的、最新推出的甚快中子学计算机算法，使得在给出堆芯中所有点处的局部功率密度的估算时，可以在线考虑局部燃耗、局部核反馈及局部瞬时吸收剂的影响。这些局部功率密度要比用仍在普遍使用的老方法得出的估计值准确得多。准确度的提高直接转化为局部功率密度估算值中的不确定度的降低并最终转化为运行量和/或提高的储备量增加，这对以压水反应堆为主的核电厂所有者来说有重要价值。

成功运用新近推出的中子学算法的一项重要的因素，在于随着堆芯运行的进行，根据得自堆内和/或堆外的堆芯功率分布监测仪器的信息，在线调整算出的三维堆芯功率分布。因此，若是堆芯功率分布参数的测量表明，也许由于很小的模型缺陷使算出的堆芯功率分布稍有误差，则对算出的堆芯功率分布进行调整，以使从实际测量得出的参数值与根据在线计算的三维堆芯功率分布得出的对应参数值之间保持一致。这样，联系着诸如逐点的氙和钐浓度、局部慢化剂密度及局部燃烧燃耗之类反馈参数的全部中子学不断地接近于与堆芯实际状态一致，而所存在的任何模型缺陷实际上被降低。在线计算机方法的现有应用中，算出的堆芯功率分布调整取两种不同的形式。根据可动堆内探测器所进出的堆芯局部区域中的计算的中子探测器反应速度分布与从可动探测器系统得到的实测反应速度的对比，而进行详细的长期调整。这种详细调整的系数值是以几个月的时间间隔随着确定合适的堆内通量图而定期更新的。根据得自堆外仪器也就是两部分功率范围中子探测器渠道和堆芯出口热电偶系统的积分参数值，对计算的堆芯功率分布或多或少地连续进行另一种较简单的调整。用于调整计算的堆芯功率分布的两种方法都容易出误差。第一种方法的问题是因为经过通量图之间很长的时间间隔，维芯特性可能显著改变，而且如果存在着模型缺陷，在通量图之间的时间间隔里，这种缺陷可能随时间严重传播和发展。第二种方法的问题，同样是因为短期调整系根据积分参数，尤其在轴向尺寸上，而这样做不能很好地反映详细计算的与实际的堆芯模型功率分布的差异。

在得自装在堆芯中的一些串固定堆内探测器的信息的使用中可以发现，从BEACON之类的系统得到了对在线调整实时计算的堆芯功率分布的方法的提高。由于固定堆内探测器始终存在于堆芯内并且始终响应于当时的堆芯状态（在输出信号中或许有某种短期缓发分量），有关确定可动堆内探测器通量图之间时间间隔较长的担心可以肯定地排除了。由于各个探测器段在反应堆堆芯到处空间分布，故可在局部基础上而不是在空间积分基础上对计算的堆芯功率分布进行短期调整。

为了像在本发明中那样使用组合的空间上对等的γ射线敏感固定堆内探测器和热中子敏感固定堆内探测器对，其中中子敏感探测器在很大程度上用于补偿γ射线敏感探测器的响应，以便从甚快响应γ射线探测器的输出响应信号中尽可能地消除缓发γ源的影一条更重要的理由在于直接出于堆芯保护的目的而使用带补偿的γ射线探测器的响应的潜力。就这点来说，BEACON或它的等效物实现主要的（但未及保护程度）功能，提供探测器响应，或在本发明的行文中更确地说是得自探测器响应的局部功率密度，与附近未直接监测的燃料组件中的局部功率密度之间的在线连续更新的关系。

所以，我们已经考虑两种类型的固定堆内探测器，即中子敏感探测器和γ射线敏感探测器。如果我们遵循现行做法，我们倾向于传统的中子敏感探测器，因为来自这种探测器的响应信号与探射器紧邻的核燃料中的局部核功率密度很好地联系起来。然而，目前使用的传统中子敏感固定堆内探测器的使用寿命在5至10年之间，而且必须随着探测器照射的增加对探测器输出信号进行重大的分析修正。此外，产生实际电子输出信号的核过程不在中子俘获时即刻发生。而是，它在中子的最初俘获以后的某个随机的时刻发生。衰变过程通常可用半衰期来表征。最常用的中子敏感探测器发射物质铑有两个衰变渠道，一个产生43秒的半衰期而另一个包含两个相继的半衰期，第一个为4.41分而第二个为43秒。相比之下，从γ射线敏感探测器产生输出信号的过程，主要牵涉到原子的电子而不是核子，因而信号是在发生γ射线相互作用之后几乎立即产生的，而作为中子诱发嬗变的结果的探测器退化不一定是值得注意的考虑因素。因此，我们似乎应强烈推荐使用γ射线敏感固定堆内探测器。然而，γ射线探测器信号与局部核功率密度的关系不如用中子敏感探测器时发现的强，因为在压水反应堆堆芯中瞬发裂变和俘获γ射线的平均自由程较长。这种较弱的相互关系被以下事实进一步削弱，即在动力反应堆中，γ射线通量的一个不可忽略的部分由在放射性裂变产物及活化核素的衰变中发射的γ射线来补充这一事实，因而，当功率分布处于瞬态时或经过燃料更换停役刚刚重新起动之后，倾向于反映不久前的而不是当时的堆芯状态。不过，由于γ射线敏感固定堆内探测器对我们来说将是一种所希望的替换物，故我们考虑了一个把这种探测器的已知缺点减至最小的方案。

把自给能堆内探测器用于连续监测压水核动力反应堆中的核功率分布是公知的。在美国，由康涅狄格州Windsor Locks的燃烧工程（CE）公司及弗吉尼亚洲Lynchburg的Babcock andWilcox（B&W）公司提供的并配备了这种探测器的核供汽系统至少已经工作了二十年，且利用来自这种探测器的输出信号来保持对堆芯功率分布的监督的概念已被公认是成立的，并被美国核子管制委员会认可用于核电厂运行。

在建立可据以认可中子敏感固定堆内探测器的数据库的过程中，必要面对由于中子诱发的嬗变使探测器输出信号随着时间退化的问题。已知一家反应堆卖主（B&W）曾经用组合堆内仪器套筒装备若干个较早的电厂，该套筒包含一些紧密接近中心内套筒轴向布置的铑基探测器段，必要时一个中子敏感可动堆内探测器可在最多几分钟内插入内套管或抽出。由于可动探测器在堆芯的活性区内度过很短的时间，嬗变和信号退化可忽略不计。于是，随着探测器移过仪器套筒的长度而得到的“通量轨迹”被用作来自周围铑基探测器的逐渐退化的输出信号与它对比的基准。

纽约州Horseheads的图象和传感技术公司已销售，而且另一家卖主（CE）已使用过一种由若干个独立的比较短的铑探测器10～16和一个全长的钒基探测器18组成的探测器配置，如图1所示。钒有一个低的但不能忽略的中子吸收截面（在2200m/s下为4.5靶恩，可与铑的156靶恩相对比），因而比较大的钒发射体能产生一个有用信号而且仅经历很慢的嬗变退化。与铑的两个衰变渠道相比，钒只有一个半衰期为225秒的衰变渠道，而且没有像钴那样的残留放射性。原理上，我们认识到，也许有可能用来自长钒探测器的输出信号作为各个铑探测器段产生的信号与之对比的基准，以便探明铑探测器因中子诱发嬗变而退化的速度。然而，我们没有发现这样做过甚至被提出过的公开的证据。实际上，来自单个的长钒探测器的输出信号仅代表一个有些复杂的时变轴向功率分布的空间积分，而这样把各个铑探测器信号与钒探测器信号联系起来不如第一种方法中那么直接。实际使用这种铑一钒探测器配置的唯一已知的公开文献清楚地表明了一种与本发明大不相同的应用，像在《核技术（Nechear Technology）》第22卷1974年5月号上由Corcoran等人写的“抑‘缅因州北佬反应堆’中的氙振荡”一文中所述的那样。

随着时间的推移，必要的数据库被组装，必要的关系被建立，对铑探测器灵敏度随照射而逐渐降低的主动监测被放弃。

在另一种方法中，Seabrook核电厂仅采用短铂段，用可动堆内探测器系统周期性地校准这些短铂段。一篇最新发表的文章（1991年宾夕法尼亚州匹兹堡，美国核能学会数学、计算技术及反应堆物理学中的进展专题会议文集，J.Gorski等的“在Seabrook电站用的铂堆内探测器监测堆内功率”）声明在一个典型的运行电厂用γ射线敏感自给能固定堆内探测器得到的可靠性和准确度。

很多外国公司，例如Studvik核能公司，还采取如图2所示的一种不同的探测器设计方法。在这种探测器配置中，短钴探测器20～23与稍长的钒探测器段24～27一起布置在反应堆里。结果，探测器20～23和24～27不是空间全等的。所用的典型配置是针对处于不同组件中的钴和钒探测器，但该公司宣称这两种类型可以处于同一组件中。钴产生几乎即刻的响应，但作为固定堆内探测器使用时带来一个问题，因为它比较快地耗尽，变成高度放射性的过程，并且必须比较经常地更换。

在可用的探测器材料的范围内，我们已经确认铂不仅对拟监测的裂变反应所产生的γ射线敏感，而且对裂变产物后来释放的γ射线也敏感，不过，铂响应是几乎即刻的，而且它的残留活化度很低。我们还发现铑和钒对热中子敏感并且因前面讨论的各自的问题而受到损害。虽然钴像前面讨论的那样，通过牵涉到释放一个γ射线的中子俘获和释放一个电子的γ射线俘获的过程，而提供与中子通量成比例的信号，但是我们认识到必须在对电厂雇员很危险的情况下频繁地更换钴探测器。所希望的是长寿命、取出时的放射性低、反应时间快且通量比例信号稳定的堆内探测器配置。

本发明的一个目的，在于提供一种长寿命、低残留放射性、反应快且灵敏度稳定的探测器配置。

本发明的另一个目的在于提供一种容易校准的探测器配置。

以上目的可通过一种探测器来实现，它包括与同一组件中的、空间上全等的对应长度的钒探测器段一起在反应堆总成中轴向分布的铂探测器段。该钒探测器被用来校准铂探测器信号，以便从铂探测器响应信号中消除衰变产物的γ射线通量的影响。一个有反应堆全长的铂探测器连同一个全长或者几乎全长的、至少与堆积的铂段一样长的钒探测器，可以代替短钒探测器段。全长铂探测器可针对全长的空间全等的钒探测器加以校准，并可转而用来确定对短铂段的补偿。

这些目的连同后面将是显而易见的其他目的和优点，随着下文对照构成本文一部分的附图进行的更充分的描述和权利要求，而存在于结构和工作原理的细节之中，附图中相同的标号到处都代表同一部分。

图1示出了一种先有技术的铑和钒探测器配置;

图2示出了另一种先有技术的钴和钒探测器配置;

图3示出了根据本发明的一种探测器配置，它在同一组件中采用短铂探测器段和空间全等的短钒探测器段;

图4是根据本发明的一种探测器配置的侧视图;

图5是根据本发明的一种探测器配置的俯视图;

图6画出本发明的探测器在堆芯中的最佳布置;

图7画出根据本发明的另一种探测器配置;

图8是图7探测器组件的外形图;

图9画出图7组件的俯视图;

图10是图7探测器组件的另一种配置的俯视图。

如图3所示，本发明包括轴向排列的铂探测器30～40和轴向排列的、具有与同一组件中的铂探测器30～40相同的长度（空间全等）并处于同一高度的钒探测器42～52。利用钒探测器42～52对γ射线敏感固定堆内探测器30～40的连续在线校准，尽可能地消除了因轻水反应堆堆芯中γ射线的较长平均自由程及由反应堆内任何点处总γ通量的时变衰变γ分量引起的不良影响。在此第一实施例中，有一些在每个半径位置上轴向排列的短铂探测器段30～40和相同数量的在同一半径位置上轴向排列的短钒探测器段42～52，而每个钒探测器段在有效长度与高度上都与相应的铂探测器段相几何匹配，以致于两个匹配的探测器段都报告与堆芯的同一区域内的平均核功率密度有关的一个量。

图4是图3的实施例的侧视图，其中所有的引线段54（一般有12根）作为直线段穿过一个空心的中央芯棒56而向下到芯棒56中的连接窗口或槽口58。探测器的有效部分，例如34和46，成对卷绕在芯棒56的外侧并在槽口处连接于引线54。所有的引线54应有与有效探测器相同的材料和相同的直径。此图中没有画出外壳。

图5是穿过短有效区的探测器组件59的一片。此视图画出一个两段探测器组件，其中使用两对钒和铂探测器。在此片中，无效段60和62穿过芯棒63内的有效区，其中64和66表示钒和铂有效对卷绕在芯棒63上并在外壳68内。每个探测器，无论在有效区还是在无效区内，都包括一个绝缘材料70。不在有效区内时，绝缘70包围着导线72和补偿导线74。有效对的探测器也包括一根补偿导线76，但钒探测器64包括一根钒导线78而铂探测器66包括一根铂导线80。

为了用上述探测器组件提供对反应堆的高效覆盖，应提供如图6中所示的固定堆内探测器组件点阵。在此图中，FID代表固定堆内探测器组件的位置，而阴影块表示控制棒或停堆棒的位置，有点块表示灰体棒的位置。探测器的其他配置是可能的，但这是一种典型的配置。

在上述讨论的本发明实施例中，描述了一种带有可用于功率分布监测的钒和铂自给能堆内探测器的固定堆内探测器系统。这两种材料的组合在为堆芯监督的目的而确定有效输入方面具有优点。设计成包括中子敏感钒探测器以克服γ射线敏感铂探测器使用中的两个问题。具体说，铂探测器不能在瞬发裂变及俘获γ源与缓发衰变γ源之间进行辨别，而γ射线对中子的长平均自由程使显示与各自局部功率之间的关系退化。用另外方法增强解决以上两个问题的能力的一种实施例，是与铂探测器段30～40一起提供一个长钒探测器82和一个长铂探测器84，如图7中所示。此第二实施例有一组短铂探测器段30～40，一个长铂探测器84和一个几何全等的单个长钒探测器段82，二者至少与段30～40的总跨度一样长;此实施例对稍有改动的和短期的压水反应堆或许还有西屋AP600之类的改进型反应堆是较好的。把长铂探测器段的响应与几何全等的长钒探测器段的响应联系起来是直截了当的，如下文所讨论的那样。图7组件的一个典型明效段示于图8中，其中表示出与长铂探测器84及长钒探测器82重叠的短段探测器36。

可以把探测器和引线都卷绕在一个实心或空心的芯棒上，如图9所示。此视图示出环绕一个芯棒86或棒周围的用于无效短铂段的无效引线88，一个带有配套的补偿导线92的短铂发射体90，一个全长铂发射体94和补偿导线96，以及一个全长钒发射体98和围绕芯棒86的配套补偿导线100。

作为以上讨论的方法的一种替代方法，可以把六个短铂探测器卷绕在内芯棒上，其中图10画出一个有效短铂探测器102和五个无效短铂探测器104～112。芯棒内部是一个直线的长铂探测器114和两个直线的长钒探测器116和118。两个钒探测器116和118加大了钒信号强度。

按几何上几乎全等的钒探测器连续在线校准铂探测器响应的一组适当的公式在下面提出并用于这里讨论的铂和钒的等长段。在使用期间，系统对中子探测器和γ射线探测器采样，并补偿γ射线探测器的信号，以产生一个功率分布。此补偿如下面讨论的那样包括补偿信号误差的瞬发源、计算热沉积速度和响应于热沉积速度而调整γ射线信号。

由中子敏感自给能钒探测器产生的输出信号基本上与探测器套管中的热中子通量强度成正比，因而非常密切地关联着套管紧邻域燃料中的裂变速度。然而，由γ射线敏感自给能铂探测器产生的输出信号更近似地正比于探测器套管中的γ射线通量。γ射线通量含有由以下各项产生的分量：a）套管邻域的裂变;b）套管邻域非裂变材料中的中子俘获;以及c）套管邻域的裂变产物及活化产物核子的衰变，这里的“邻域”可以从探测器发射体中的一个给定点沿所有方向延伸到充分越过燃料组件宽度（一般为8.5英寸）的距离。因此，用局部裂变密度来修正γ射线敏感自给能探测器的输出信号强度颇不如用中子敏感探测器来得直接。

在堆芯中任何点处的总γ射线通量的俘获γ射线分量在任何时候都正比于裂变γ射线分量，除非一根含有银一铟-镉或铪的控制棒被插进测量点邻域。如果这样一根控制棒不是插进与γ射线敏感探测器同一个燃料组件，则局部γ射线通量的增加就不会过大，并且由于为目前的目的所有控制棒的轴向位置都是已知的，故传统的解析补偿可用于受影响的探测器输出信号，以便考虑任何控制棒的存在。

与γ射线的长平均自由程关联的不确定度（即在何处发生了产生被探测器发射体捕获的γ射线的裂变或俘获）及与总γ射线通量的时变衰变γ射线分量关联的不确定度（即在何时发生了终将产生被捕获的γ射线的裂变或俘获）仍然存在。考虑这些影响而调整探测器输出信号，正是在同一组件里至少有一个中子敏感钒自给能探测器与每串铂探测器相组合的目的。如前面所讨论的那样，钒探测器对反应堆中的通量变化的响应有几分钟的滞后，而铂探测器基本上即刻响应但却包含一个很大的不是由反应堆中待测的通量变化引起的信号分量。钒探测器使得可以清除铂探测器信号的不需要分量。虽然一个项数不多的补偿公式在下文得到讨论并且它对功率分布监测来说是足够的，因为反应堆的变化比较慢而补偿基本上是一种似稳状态补偿，但是一个高阶的补偿公式是可能的。

为了改善γ射线探测器输出信号与局部功率密度的关系，必须满足几个初始条件。（a）必须知道实际使用类型的一个典型的γ射线探测器的、以比如说安培/单位γ射线通量/厘米为单位的、与γ射线能量有关的响应函数。1991年4月宾夕法尼亚州匹兹堡，美国核能学会数学、计算技术及反应堆物理学中的进展专题会议文集，Napolitano等的“Seabrook电站的堆内铂探测器的灵敏度”一文中介绍了一种确定响应函数的解析方法，该文在此被引作对比文献。（b）必须知道装在堆芯内的所有各个铂探测器段的相对灵敏度。确定相对灵敏度像确定每个探测器段内发射体材料的相对数量一样简单。（c）还必须确定来自装在堆芯内的每个钒探测器的输出信号与局部热中子通量之间的绝对关系。必须知道以微安/厘米/纳伏之类为单位的每个钒探测器的灵敏度值。假定能实行合理的制造质量控制，在已知的热中子场中校准典型钒探测器的一个代表性的短段是足够简单的。（d）还必须针对堆芯内的每个探测器位置知道探测器内的热中子通量强度与周围燃料中的功率密度之间的绝对关系。此项要求可以通过运用公知的解析方法来以例行的方式满足。此外，必须知道某些单独的铂探测器段和相应的几何上匹配的钒段的相对长度和相对位置。

在补偿期间，作出一项假设，即在典型的压水反应堆内γ射线通量中的缓发分量以与衰变热源大致相同的方式进行历时响应。换句话说，缓发射γ射线源是所有衰变热源的一个大子集。这样一来，就可以检查美国核能委员会衰变热模型（ANSI/ANS-5.1-1979《美国国家标准轻水反应堆中的衰变热功率》，美国核能委员会，1979年8月29日）中接收源项的产量和半衰期，并发现几乎三分之二的压水反应堆衰变热源有比钒-52的半衰期还要短的半衰期。也就是说，这意味着来自γ射线敏感自给能固定堆内探测器（即最佳铂探测器）的总信号有大约15%是缓发的，然而却比起最佳热中子敏感自给能固定堆内探测器（即钒探测器）的输出信号要响应得更快一些，而上述探测器是作为用来校准γ射线探测器的用于推断局部热沉积速度的输出信号的在线数据源提供的。

对由空间全等的快响应γ射线敏感和热中子敏感探测器组成的自给能固定堆内探测器配置，我们建立了并将在下文提出一种合理的方法，用于根据局部γ射线敏感固定堆内探测器的响应来动态推断局部热沉积速度，并用于每当堆芯状态名义上稳定几分钟时，通过局部热中子敏感固定堆内探测器的响应来校准局γ射线敏感固定堆内探测器对局部热沉积速度的响应。

在一个传统压水反应堆堆芯内核燃料组件的高热沉积速度区中的局部热沉积速度的重要成分开列于下。不考虑直接在冷却剂中的热沉积，因为当热被直接吸收进冷却剂时本来就未涉及传热，还不考虑在结构材料、可燃毒物棒或插入的控制棒中的热沉积，因为虽然涉及了某些传热，但该传热在设计上不起限制作用。在燃料组件中的高能量沉积速度区里，局部热沉积速度的重要成分是：

瞬发源

a）裂变，其中热沉积机理包括在裂变作用的紧邻域中高能裂变碎片的减慢，及在裂变作用的近邻域中瞬发裂变γ射线和裂变中子的非弹性散射中产生的γ射线的退化和吸收;

b）燃料组件中的中子俘获作用、冷却剂氢与硼中的中子俘获作用及附近控制棒中的中子俘获作用，所有这些都产生大部分在燃烧的高原子序号材料中被退化和吸收的瞬发γ射线;以及

c）燃料芯块上的硼覆层中的中子吸收事件，其中锂和氦反应产物的反冲能量在堆芯的业已高热沉积速度区中被吸收。

缓发源

d）核燃料中的裂变产物、超铀元素核及活化产物的放射性衰变，其中热沉积机理包括在缓发衰变过程中释放出来的γ射线的衰变作用的近邻域中发射的β和α粒子的减慢，及在衰变作用的近邻域中的退化和吸收。为了记录，我们将把与某些β衰变过程有关而发射的缓发中子的非弹性散射产生的γ射线包括在前述γ射线中;以及

e）燃料组件结构材料中的活化产物的放射性衰变，产生的γ射线在活化结构材料的近邻域中的高热沉积速度区（即燃料棒）中被退化和吸收。

重要的是要注意，对于给定了初始燃料浓集并给定了局部燃耗的标准压水反应堆的燃料来说，瞬发热沉积的不同成分之间的混合在很大的程度上可在是物理上预先确定的并可用解析方法求值。例如，虽然共振中子非弹性散射和吸收可能在可探测的程度上取决于局部燃料温度和慢化剂密度，裂变产物的中子俘获可能在可探测的程度上取决于局部氙-135和钐-149的浓度，而控制棒中的中子俘获显然取决于在近邻域中的控制棒的存在，但是局部瞬发热沉积源的混合体中的这些变化，大部分被由热中子诱发裂变和俘获反应造成的主流“硬件”成分所掩盖了。于是我们可以离线地在需要之前分配瞬发热沉积速度的不同可识别源发出的分量的相对水平。另一方面，重要的是要认识到，局部热沉积速度的缓发成分虽然不大，但取决于近期的局部核功率级历程，历而不能在电厂实际运行之前可靠地进行预测。

在任何时刻t的局部热沉积速度的瞬发和缓发成分组合，可表达成以下形式：

式中LHDR（t）是局部热沉积速度，Φ（t）是局部时间依赖热中子通量，∑a是个考虑裂变、非弹性散射和中子俘获作用的局部平均宏观中子吸收截面，K_Prompt是个把局部中子吸收速度与局部瞬发热沉积速度联系起来的乘子并且与传统的K因子相似，即与裂变速度有关又不取决于它，λ_n是第n次衰变热前身的衰变常数，D_n（t）是关联前身的时间依赖局部浓度，而K_n是把第n次前身核的衰变速度与总局部热沉积速度的第n次前身分量联系起来的乘子。∑a和K_Prompt的值，或者可能是组合∑aK_Prompt的值，主要取决于燃料类型、初始浓集和局部燃耗，并且如上面所指出的那样，可以作为这些变量的函数在燃料设计过程中方便地求值。λ_n和K_n的值根据作为ANS/ANSI衰变热模型的部分给出的数据直接求出（《美国国家标准轻水反应堆中的衰变热功率》，美国核能学会作为ANS/ANSI标准5.1于1979年8月发布，在此作为对比文献）。

在衰变热模型中，第n次衰变热前身的局部浓度的时间相关变化D_n（t）与局部中子吸收速度的时间依赖变化Φ（t）∑a可以用以下形式联系起来：

dD_n（t）/dt＝Φ（t）∑_aβ_n-λ_nD_n（t），（2）

式中β_n是与中子吸收速度而不是与裂变速度有关的先驱物产生概率。

接下来我们要根据局部γ射线的关联成分重新考虑核燃料中局部热沉积速度的每个瞬发和缓发成分。影响局部热沉积速度的每种核反应中所发射的γ射线的数目和能量分布是充分已知的。此外，在堆内的高热沉积速度区里，看来没有局部γ射线通量的重要成分不同时是局部热沉积速度的重要成分。我们认识到，用于γ射线通量的局部成分中的“局部”，包含了堆芯的区域几何上大于用于局部热沉积速度中的“局部”所包围的区域。不过，相对尺寸上的差异可以恰当地表达为对γ射线来说的“稍大于燃料组件间距”和对热沉积速度来说的“略小于燃料组件间距”。下面我们将会看到，通过适当定义一组可解析推导的、以预定的方式随局部燃耗而变化的参数来正确地解决“局部”的不同定义问题。

上述议论的出路在于，给定几个有关局部燃料类型（带或不带包覆燃料芯块）、局部初始浓集和局部燃耗的细节（这里“局部”被定义为一个燃料组件座），如果我们把瞬发成分整块地从为了方面按半衰期或特征缓发时间个别取出的缓发成分区分出来的话，则在γ射线通量的局部成分与热沉积速度的局部成分之间可以建立起一种直接的关系。分别把热沉积速度和γ射线通量的瞬发成分从缓发成分区分出来的主要理由在于以下事实，即核燃料中瞬发γ射线的退化与吸收引起总瞬发热沉积速度的比较小的一部分（大概不超过10%），而缓发γ射线可能构成总关联γ射线探测器信号的四分之一左右。

有关在不同的中子激发的放射性衰变过程中发射的γ射线的数目和能谱的细节，能在可公开获得的技术报告中查到，例如由橡树岭国立实验室出版并于1973年首次公开的题为“OR NL-4628，ORI-GEN-ORNL同位素生成和贫化规程”的报告，补充它的另一份报告于1975年出版，题为RSIC DCL-38“ORYX-E：ORIGEN产额和截面-核嬗变和衰变数据，摘自ENDF/B-N”。可公开获得的ENDF/B核数据档案随着新的核数据在公开文献上发表而不断更新。

很显然，如果我们把一个γ射线敏感固定堆内探测器嵌入堆芯内的一个局部区域中，而且如果我们能够：a）把构成“瞬发”γ射线的成分的名义上即刻γ射线敏感探测器响应信号的分量从构成“缓发”γ射线的成分的公量区分出来，而且如果我们还能够：b）根据半衰期或特征时间来区分探测器响应信号的不同“缓变”γ射线分量的话，我们就可以在分解局部γ射线敏感固定堆内探测器的响应信号时，通过运用局部热沉积速度成分对局部γ射线通量各个分量的强度的已知比值，来确定堆芯的高热沉积速度区内的局部热沉积速度。

所以，作为压水反应堆的、就局部γ射线输运而论名义上是均匀的堆芯内时间依赖γ射线通量的简化模型，考虑由与直接从中子诱发裂变和俘获产生的当前局部瞬发热沉积速度成正比的一个瞬发分量和取决于从近邻域内早些时候的裂变和俘获作用产生的放射性核的当前浓度的一些缓发分量组成的一个伪γ射线通量。我们将与ANS/ANSI标准对应地假设，衰变分量卷入γ射线前身的单渠道衰变及嵌入γ射线通量的固定γ射线探测器的响应与能量无关。没有一项假设对后面的东西是关键的，但采用这两项假设能简化符号表示并允许在目前省略表达式的复杂因子。

在堆芯的任一给定的局部区域内，假定的快响应γ射线敏感固定堆内探测器的输出信号的瞬发分量的强度，与乘积Φ（t）∑_aη_Prompt成比例，其中η_Prompt是代表与单次局部中子吸收作用同时出现的局部可探测到的γ射线通量中的平均增量的产量因子。作为燃料类型、初始浓集和局部燃耗的函数，η_Prompt的求值可以在燃料设计过程中方便地进行。

给定一个探测器灵敏度因子F_pt，我们可以写出：

S_Prompt（t）＝1/F_ptΦ（t）∑_aη_prompt（3）

式中S_Prompt（t）是探测器输出信号的瞬发分量。γ射线敏感固定堆内探测器的输出信号的各个缓发分量的强度与乘积λ_nD_n（t）η_n成比例，其中η_n是代表与探测器近邻域内单次局部γ射线前身核的衰变同时出现的局部可探测到的γ射线通量中的平均增量的产量因子。为了方便，假定同一测量器灵敏度F_pt，可以把构成第n次衰变γ射线源的，由γ射线敏感固定堆内探测器产生的输出信号的分量S_n（t）用以下形式描述：

S_n（t）＝（1/F_Pt）λ_nD_n（t）η_n（4）

于是总探测器输出信号强度简化为：

S_{pt} (t) = S_{prompt} (t) Σ_{n = 1}^{N} S_{n} (t) - - - (5)

或

注意，虽然探测器响应信号S_pt（t）含有构成瞬发和缓发γ射线源的分量，但是要求响应信号本身是基本上即刻的，就是说信号强度要始终与局部γ射线通量水平成正比，或者等效地与局部γ射线发射速度成正比。用以铂为有效敏感材料的γ射线敏感探测器不难满足此项要求条件。

我们应该指出，参数集合η_Prompt和若干个η_n隐含有它们各自的考虑了涉及局部热沉积速度的“局部”与涉及γ射线通量的局部成分的“局部”之间的差异的定义中。虽然在计算由具体的γ射线敏感固定堆内探测器所测到的构成γ射线通量的衰变γ射线前身的概率时考虑γ射线输运概率，有点超出了常规的堆芯设计活动，但是完成必要的计算的能力完全处于普通技能的分析人员的能力范围之内。

接下来我们要提供在名义上稳态和迅变动态条件下，一个可观察的γ射线敏感堆内探测器响应信号与相应的局部热沉积速度之间的联系。如果计算时间间隔dt比起特征时间λ^-1 _n来是短的，则描述第n次衰变γ射线前身浓度的时间演变的微分方程有如下解：

D_{n} ( t ) = D_{n} ( t - d t ) e^{{- λ}_{n}d t} +

{( ( φ ( t ) Σ}_{a} β_{n} + φ (t - d t ) Σ_{a} β_{n}) / 2 ) ( 1- e^{{- λ}_{n}d t} {/λ}_{n})

（7）

代回式（6），得到：

S_pt(t) = (1/F_pt) (φ(t) Σ_aη_prompt+

Σ_{n = 1}^{N} η_{n} {λ_{n} D_{n} (t - dt) e^{- λ_{k} dt} +

{φ ( t ) Σ}_{a} β_{n} (1-e^{{- λ}_{n}d t}) / 2 +

{φ ( t - d t ) Σ}_{a} β_{n} ( 1 - e^{{- λ}_{n}d t}) / 2 ) } )

（8）

经过变换，最后得到 φ(t) Σ_a=

于是，假定一个比如为1秒的计算更新时间dt，很容易：a）用γ射线响应信号的当前值S_pt（t）和相应的先驱物浓度的最新计算值Dn（t-dt）及中子吸收速度Φ（t-dt）∑_a来计算当前中子吸收速度Φ（t）∑_a;b）用上面确定的当前中子吸收速度Φ（t）∑_a连同在前一个时间间隔的末尾得到的中子吸收速度值Φ（t-dt）∑_a及前身浓度D_n（t-dt）来计算前身浓度的当前值D_n（t）;以及c）用局部中子吸收速度的当前值Φ（t）;以及c）用局部中子吸收速度的当前值Φ（t）∑_a和局部前身浓度D_n（t）按前面指出的式（1）的形式计算局部热沉积速度。我们可以注意到，如果计算更新时间dt严格取成某个具体的可接受的值，比如说1秒，则在符号表示中和在实际计算中可以引入有用的简化。具体地说，形如

η_{n} λ_{n} e^{{- λ}_{n}d t}

和

η_{n} β_{n} ( 1 - e^{{-λ}_{n}d t})

的因子变成了预先算好的常数。

虽然上述逐个时间间隔的程度是直截了当的，并且只利用可以在公开文献中得到的或者用公知的解析方法不难求出的核数据，但是每个前身微分方程解的初始条件仍然需要考虑。已经公知，所选初始条件对由式（2）的前身方程式所代表的这类微分方程的逐个时间间隔解的正确性的影响，在经过各自前身的三个半衰期左右的时间间隔后，实际上已逐渐消失。然而，也已经公知，许多衰变热/衰变γ射线先驱物有从几分钟到许多小时的半衰期。因此，假定这样的事实，即总γ射线探测器响应信号的所有缓发衰变γ射线成分的合成量很大，则即使局部热沉积速度的相应衰变γ射线成分很小，也有这样的可能性，即在计算的流程被比如说传感器信号夹失或计算机故障所中断之后，局部热沉积速度的计算值可能在无法接受的时期内有无法接受的误差，尤其出于堆芯保护的目的时更是这样。

将考虑以钒为其有效元件的自给能固定堆内探测器的响应特征。天然钒几乎全由单一同位素⁵¹V组成。天然形成的轻同位素⁵⁰V只不过靠中子吸收嬗变成稳定的⁵¹V，同时发射一个俘获γ射线。⁵¹V用个比较小的像本教科书的中子吸收截面来表征，用解析方法表达该截面轻而易举。表示⁵¹V中的中子吸收及后来的恢复稳定性的核过程为

51_V+n→52_V+Y（10）

于是，⁵¹V中的中子吸收，以对应于3.45分的半衰期的时间延迟，造成能构成探测器响应信号的高能电子的发射。浸没在热中子通量场中的钒自给能探测器的响应信号S_v（t）可表达为

S_v（t）＝（1/F_v）λ₅₂V₅₂（t）（12）

式中F_v是钒探测器灵敏度系数，λ₅₂是⁵²V同位素的衰变常数而V₅₂（t）是⁵²V核的局部浓度。⁵²V核的产生和衰变动力学遵循以下关系

dV₅₂（t）/d（t）＝Φ（t）σ₅₁V₅₁-λ₅₂V₅₂（t）（13）

式中σ₅₁是⁵¹V核的微观中子吸收截面，而V₅₁是⁵¹V核的局部浓度，由于σ₅₁值很小，在所考虑的时期内可认为V₅₁基本恒定。乘积项Φ（t）σ₅₁V₅₁可用等效项Φ（t）∑_aβ₅₂代替，其中产量因子β₅₂只不过是比值

β₅₂＝σ₅₂V₅₁/∑_a（14）

一个在燃料设计中不难求值的燃料类型、初始浓度和局部燃耗的慢变函数。因此我们可写出

dV₅₂（t）/dt＝Φ（t）∑_aβ₅₂-λ₅₂V₅₂（t）（15）

如果比起特征⁵²V衰变时间λ^-1 ₅₂来，所用的计算时间间隔dt很短，比如说我们前面已以提到的1秒，则微分方程的一个适当的解取以下形式：

V_{52} ( t ) = V_{52} ( t - d t ) e^{{- λ}_{5 2}d t} +

{( φ ( t ) Σ}_{a} β_{52} + φ (t - d t ) Σ_{a} β_{52}) / 2 (1 - e^{{-λ}_{5 2}d t} {) / λ}_{52}

（16）

代入式（12）得到

S_{V} ( t ) = 1 / F_{V} ( λ_{52} V_{52} (t - d t)e^{{- λ}_{52}d t} +

{φ ( t ) Σ}_{a} β_{52} (1-e^{{- λ}_{52}d t}) / 2

{+ φ ( t - d t ) Σ}_{a} β_{52} ( 1 - e^{{- λ}_{52}d t}) / 2 )

（17）

与针对典型的衰变热/缓发γ射线前身找出的一般关系紧密对应。进一步变换得

φ(t) Σ_a=

\frac{F_{V} S_{V} {( t ) - (V}_{52} {( t - d t ) λ}_{52} e^{{- λ}_{52}d t} {+ φ ( t - dt ) Σ}_{a} β_{52} {( 1 - e}^{{- λ}_{52}d t} / 2 )}{β_{52} {(1 - e}^{{- λ}_{52}d t}) / 2}

（18）

式中

V_{52} ( t ) = V_{52} ( t - d t ) e^{{- λ}_{5 2}d t} +

{( φ ( t ) Σ}_{a} β_{52} + φ (t - d t ) Σ_{a} β_{52}) / 2 (1 - e^{{-λ}_{5 2}d t} {) / λ}_{52}

（19）

用也许又是1秒的适当的计算更新时间，很容易：a）用钒探测器响应信号的当前值S_v（t）和⁵²V浓度的最新计算值V₅₂（t-dt）及中子吸收速度Φ（t-dt）∑_a来计算当前中子吸收速度φ（t）∑_a;以及b）用上面确定的当前中子吸收速度Φ（t）∑_a连同在前一个时间间隔末尾得到的中子吸收速度值Φ（t-dt）∑_a及⁵²V浓度V₅₂（t-dt）来计算⁵²V浓度的当前值V₅₂（t）。值得指出，即使在动态堆芯条件下，在被中断的逐个时间步计算重新起动大约15分之内，针对当前中子吸收速度φ（t）∑_a得到的值就与假定的初始条件无关了。

于是我们找到了在堆芯的高热沉积速度区内的局部中子吸收速度的两种估算方法，从而通往局部热沉积速度的道路。考虑由自给能γ射线敏感固定堆内探测器产生的响应信号的大小的式（9），体现了表现局部热沉积速度相应迅速增加的重要瞬发探测器响应分量的存在，如果这样一种比较迅速的增加出现的话。然而要想有意义，该式要求对其中长寿命衰变γ射线前身的存在在以数字计算机为基础的任何实用的监督及可能的保护系统中，提出尚待解决的初始条件考虑的缓发γ射线源的重要补偿。考虑由自给能热中子敏感固定堆内探测器产生的响应信号的大小的式（18）不能直接认明局部热沉积速度中迅速增加的存在，如果这样一种迅速的局部增加出现的话。不过，式（18）能用特征时间长数约为225秒的传统的一阶超前补偿来跟踪局部热沉积速度中的更接近于可操作的即比较慢的变化。于是，像式（18）中V₅₂（t-dt）项里的与初始条件的关系最多在钒探测器跟踪重新起动15分钟内消失。

可把式（9）和式（18）合并成以下形式：

还可以把作为γ射线敏感（铂）固定堆内探测器响应信号的重要部分的缓发γ射线的先驱物分成两组，一组包括半衰期比52V半衰期短的先驱物，而另一组包括半衰期比52V半衰期225秒长的先驱物。对衰变热源模型的检查表明，两组之间的分界合理而自然地出现在比如说225半衰期附近。于是我们可以把式（20）改写成以下形式：

\frac{F_{V} S_{V} {( t ) - (V}_{52} {( t - d t ) λ}_{52} e^{{- λ}_{52}d t} {+ φ ( t - dt ) Σ}_{a} β_{52} {( 1 - e}^{{- λ}_{52}d t})/ 2}{β_{52} {(1 - e}^{{- λ}_{52}d t}) / 2} =

-T(t-dt) (21)

或者也许更中肯些：

T(t-dt)

\frac{F_{V} S_{V} {( t ) - (V}_{52} {( t - d t ) λ}_{52} e^{{- λ}_{52}d t} {+ φ ( t - dt ) Σ}_{a} β_{52} {( 1 - e}^{{- λ}_{52}d t})/ 2 )}{β_{52} {(1 - e}^{{- λ}_{52}d t}) / 2}

（22）

在把式（22）写成上述形式时，我们成功地把所有较长寿命γ射线前身的影响合并成一项T（t-dt），它可以不断地在线求值，给出关联的空间全等的γ射线敏感（即铂）和热中子敏感（即钒）固定堆内探测器的频繁读数。所加的唯一要求是，导致对m≤M＜N时的D_n（t-dt）和V₅₂（t-dt）的可靠估计的更新计算必须在当前以前约15分时期内没有明显中断地进行。已观察到随着长寿命γ射线前身接近或离开组合式空间全等双金属固定堆内探测器配置的近领域中的平衡，合并项T（t-dt）的数值缓慢变化。

由于T（t-dt）在预定的计算更新间隔（约为1秒）里变化很小，假设最新计算值T（t-dt）可取值用于t-dt和t之间的任一时刻对于堆芯保护的目的来说是安全的。于是，现实的是利用以下形式的式（9）：

φ(t)Σ_a=

-T(t-dt)（23）

以便根据当前γ射线敏感固定堆内探测器响应信号S_pt（t）、在探测器邻域内几个短寿命γ射线先驱物浓度的计算当前分量、以及由补偿的钒探测器响应信号强度与短期补偿的铂探测器响应信号强度的对比得出的慢变修正项T（t-dt），在间隔中的任一时刻以Φ（t）∑_aK的形式产生局部热沉积速度的可靠估计。如果在堆芯热沉积速度中出现一个快速偏差，则铂探测器响应信号强度中会同时出现一个快速偏差。通过运用式（22）轻而易举地建立起用热沉积速度中快速偏差的幅度对探测器响应信号中的快速偏差幅度的修正。这些公式产生为了引导原子堆芯功率水平和分布保护的目的，利用由响应慢一些的热中子敏感空间全等的固定堆内探测器支持的，瞬发响应γ射线敏感固定堆内探测器的系统。

然而，必须认清一些考虑因素：1）虽然所有与核物理有关的数据，如象γ射线前身对γ射线通量的影响、半衰期、局部中子吸收速度及局部衰变热生成速度与局部热沉积速度的关系之类，都是可以公开得到的，但把这些数据加工成可用于预定的用途却决非易事，不过些任务完全在本领域普通熟练人员的能力之内。2）铪或银-铟-镉控制棒在γ射线探测器近邻域的引入，将作为T（t-dt）值的阶跃变化出现。希望采用某种符号差分析来考虑此阶跃变化，而不是另外考虑γ射线通量的瞬发源。传统的基于热电偶的控制棒位置推断系统（不难制成有接近等级1-Epedigree的）与所提出的固定堆内探测器系统的结合，将解决根据局部热沉积速度的变化来分辨简单控制棒运动的问题。3）时间相关的γ射线谱和γ射线探测器灵敏度系数F_pt值的γ射线先驱物位置驱动的漂移，如果不加补偿的话，将倾向于γ射线探测器响应信号强度对局部热沉积速度的关系恶化。如果在所考虑的堆芯局部区域里，在F_pt下的假定值不再适用，从γ敏感和空间全等的热中子敏感自给能固定堆内探测器（其响应信号的对比随局部热沉积速度的变化而变化）看来，这将明显地体现在局部热沉积速度上。再一次地，将出现一个表明γ射线敏感探测器响应函数已经变化的符号，假定钒自给能固定堆内探测器的热中子了敏感响应函数不难适合于离线解析求值且必要的话以实验室试验为后盾。换句话说，只要或者是在给定探测器内的⁵²V浓度已经达到与局部热中子通量的平衡，或者是补偿钒探测器响应信号所带来的误差对动态效应言目前可以忽略不计，则来自热中子敏感钒自给能探测器的响应信号与局部热沉积速度的关系，必要时可以不费力地从基本原理出发来确定。

Claims

1、一种固定堆内探测器装置，其特征在于：

沿反应堆堆芯组件的长度固定定位的r射线探测器；以及

沿该组件的长度定位并空间上全等于该r射线探测器的中子探测器。

2、如权利要求1中所述的装置，其特征在于：

沿反应堆堆芯组件的长度固定定位的钒探测器被用作中子探测器;且

毗邻该钒探测器的、沿该组件的长度定位并空间上全等于该钒探测器的铂探测器被用作γ射线探测器。

3、如权利要求2中所述的装置，其特征在于该钒探测器和该铂探测器有相同的横截面面积。

4、如权利要求2中所述的装置，其特征在于该铂探测器有个有效区，还在于包围该钒和铂探测器并有位于探测区的槽口的空心芯轴，带有有效区的该钒和铂探测器从该槽口伸出并卷绕在该芯轴周围。

5、一种固定堆内探测器装置，其特征在于：

固定延伸在反应堆堆芯组件的长度上的中子探测器;

毗邻并在空间上全等于该中子探测器的全长度γ射线探测器;以及

毗邻该中子探测器并沿组件的长度定位的分段γ射线探测器。

6、如权利要求5中所述的装置，其特征在于该全长度和分段γ射线探测器由铂组成。

7、如权利要求5中所述的装置，其特征在于该中子探测器由钒组成。

8、一种确定功率分布的方法，其特征在于以下步骤：

（a）采样组件内的中子探测器的输出信号;

（b）采样空间上全等于该中子探测器并处于该中子探测器的组件中的γ射线探测器的输出信号;以及

（c）用中子探测器的输出来补偿γ射线探测器的输出信号，从而产生功率分布信号。

9、一种确定反应堆内的功率分布的方法，其特征在于以下步骤：

（a）采样反应堆的同一组件内的中子和γ射线敏感探测器的信号;

（b）针对信号误差的缓发源来补偿中子和γ射线信号;

（c）为中子和γ射线敏感探测器分别计算第一和第二热沉积速度;以及

（d）当第一速度已达到稳态时响应于第一和第二速度之差调整补偿过的γ信号以反映反应堆的功率分布。