CN114945994A - 用于核反应堆的热功率的实时精确测量的装置和方法 - Google Patents

用于核反应堆的热功率的实时精确测量的装置和方法 Download PDF

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CN114945994A CN202180008811.4A CN202180008811A CN114945994A CN 114945994 A CN114945994 A CN 114945994A CN 202180008811 A CN202180008811 A CN 202180008811A CN 114945994 A CN114945994 A CN 114945994A
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克里斯蒂安·巴克
雅尼娜·哈肯穆勒
格德·赫泽
维尔纳·曼内舒格
赫伯特·斯特雷克
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Abstract

一种方法,包括:测量伽马射线灵敏检测器(60)中的伽马射线计数的数量,伽马射线灵敏检测器(60)被放置在核电站的初级冷却回路(30)附近的生物屏蔽体(10)外部;以及基于在伽马射线灵敏检测器(60)中测量的伽马射线计数的数量来确定核电站的热功率。

Description

用于核反应堆的热功率的实时精确测量的装置和方法
技术领域
本发明涉及核反应堆的热功率测量技术领域,尤其是核反应堆的热功率实时精确测量领域。
背景技术
核反应堆的热功率的控制和测量是这种反应堆的安全运行的关键挑战。由于核反应堆中的核裂变链反应,核反应堆的热功率可以快速增加,因此对控制和安全而言,具有最小延迟的核反应堆的实时热功率的实时数据是非常重要的。
先前已经提出了核电站的热能的实时测量问题的一般方法并且在此提及。例如,已知三种测量核反应堆的热功率的标准方法。一种标准方法是所谓堆芯内/堆芯外仪表,第二标准方法是测量二次冷却循环中的焓,以及第三标准方法是用被中子激活的小金属球填充反应堆内的小管道,不时地移除这些球并且测量活性。
更进一步地,US5774515A公开了一种中子颗粒测量装置,中子颗粒测量装置包括:中子转换器、闪烁体、两个感光部分以及信号处理部分,中子转换器响应于中子的入射而生成α射线;闪烁体接收从中子转换器生成的α射线作为输入以发射和传输闪烁;两个感光部分通过不同的传输路径接收闪烁;信号处理部分根据飞行时间(time-of-flight)方法测量中子分布,中子分布取决于闪烁能够到达感光部分的时间。
US8946645A公开了一种辐射监测诊断描迹仪系统,该系统用于产生运作的、损坏的或关机的核电站的压力容器内部或外部的辐射检测部件的近似图像。
美国专利申请US2003/0026374A1公开了一种固态半导体中子检测器,该固态半导体中子检测器自动地改变其灵敏度以在核反应堆的整个运行范围内提供脉冲输出。通过改变向半导体表面的有源区发射带电粒子的转换器层的厚度或组成来改变灵敏度。
在这种已知技术中,核反应堆的热功率是通过测量来自裂变反应的中子或通过监测次级回路中的热流来确定的,该裂变反应的中子仅可以在该反应堆容器内测量从而使得检测器必须安装在容器内部或附近。在这些计算中最相关的参数是给水的质量流量和蒸汽发生器中的比焓升高,包括校正。
鉴于该已知技术,本发明的目的是在精度和实时需求方面提供一种用于测量核电站的热功率的创新技术。
此外,先前提及的标准装置是昂贵的、笨重的或非常复杂的。需要一种可移动的、易于处理、易于维护以及方便的检测器和方法。
发明内容
根据第一方面,本公开提供了一种方法,该方法包括用伽马射线灵敏检测器测量核电站的热功率,该伽马射线灵敏检测器被放置在核反应堆堆芯的生物屏蔽体外部,该伽马射线灵敏检测器在反应堆启动时间期间也是可触及的。
根据第二方面,本公开提供了一种用于测量核功率的热功率的伽马射线灵敏检测器的应用。
在从属权利要求、以下描述和附图中阐述了进一步的方面。
附图说明
参照附图,通过示例的方式说明实施例,其中:
图1示意性地示出了核电站的功能结构,该核电站使用具有伽马射线灵敏检测器的沸水反应堆类型,该伽马射线灵敏检测器包括锗二极管,该伽马射线灵敏检测器位于反应堆的初级水冷回路附近和钢加强混凝土生物屏蔽体外部;
图2示意性地示出了核电站的屏蔽生物屏蔽体的内侧的功能结构,该核电站使用具有包括锗二极管的伽马射线灵敏检测器的加压水反应堆类型,该伽马射线灵敏检测器位于反应堆的钢加强混凝土屏蔽生物屏蔽体外部;
图3示意性地描述了用于图1的核电站以确定核电站的热功率的伽马射线灵敏检测器60的实施例;
图4示出了根据本发明的装置的测量数据和参考诊断的数据;以及其中
图5示出了实施例的伽马射线灵敏检测器提供核电站的热功率的高精度、实时测量并且因此允许实时诊断。
具体实施方式
以下详细描述的实施例公开了一种方法,该方法包括:在放置在核电站的初级冷却回路附近的生物屏蔽体外部的伽马射线灵敏检测器中测量伽马射线计数的数量;以及基于在该伽马射线灵敏检测器中测量的伽马射线计数的数量来确定核电站的热功率。核电站可以是用核裂变反应的能量来加热水的任何种类的核反应堆。所测量的热功率可以与由核电站的燃料棒内的核裂变反应在反应堆容器中释放的每单位时间的热能的量有关。
本公开允许可移动的、紧凑的并且易于处理、易于维护、方便的实时检测器和方法,这是便宜的、非常可靠的、精确的、在反应堆运行期间的任何时间可安全触及的,因为它可以被定位在反应堆的生物屏蔽体之外。生物屏蔽体内部的操作不是必需的,使得它可以在反应堆运行期间是可触及的。该技术也是非侵入性的,并满足反应堆复合体内允许的技术的所有限制。该技术已经被证实并且对于任何类型的核反应堆(BWR、PWR、……)都起作用并且可以普遍地用于从动力反应堆到小型研究反应堆的任何反应堆尺寸。
核电站的生物屏蔽体(也称为“初级屏蔽体”)可以是任何屏障,例如防止辐射和放射活性同位素逃逸到环境中的铅屏障或钢加强混凝土壁。生物屏蔽体主要吸收中子,而且还吸收伽马辐射,并且保证核电站的工作人员可以在反应堆运行期间自由地移动到其外部(在“次级”房间中)。工作人员只有在反应堆停机时才能进入反应堆堆芯内部。由于在检测器位于核反应堆的生物屏蔽体之外的情况下进行测量,所以伽马射线灵敏检测器在全功率反应堆运行期间也可以在没有任何附加安全预防措施的情况下是可触及的。下文更详细地描述的实施例可以提供以下技术效果:在核反应堆中,可以在不需要触及反应堆容器的情况下确定热功率。因此,当安装、校准或维护检测器时,反应堆的生物屏蔽体对于技术人员来说也不存在屏障,在反应堆开启时间期间也是如此。生物屏蔽体不妨碍技术人员触及检测器。
术语“伽马射线计数的数量”表示在伽马射线灵敏检测器中测量的伽马光子事件的数量被计数。具体地,该伽马射线灵敏检测器可以是伽马射线灵敏光谱仪,即能够检测进入的光子并且确定它们的能量以产生伽马射线频谱的设备。根据实施例,伽马射线光谱仪提供关于每个能量区间已经检测到多少相同能量的光子的信息。该信息可以例如在二维能量计数图N(E)中可视化。
该方法可以进一步包括测量伽马射线灵敏检测器中由中子吸收发射的伽马射线计数的数量。术语“中子吸收”描述了一种核过程,其中同位素捕获并吸收进入的中子。由中子吸收引起的衰变速率与核反应堆的热功率直接相关。例如该方法可以基于短寿命同位素的衰变的测量,这些衰变是由钢加强混凝土结构内的反应堆的初级水冷却的冷却水的反应堆内的中子吸收造成的。
该方法可以进一步包括测量伽马射线灵敏检测器中的与由具有短半衰期的同位素引起的衰变相关的伽马射线计数的数量。具有导致显著的伽马射线活性的半衰期的任何同位素可以用于实施例的目的。例如,在几分钟或更少的数量级的半衰期,并且该半衰期是由在反应堆或冷却水内的中子吸收事件产生的。
该方法可以进一步包括测量N16衰变的伽马射线计数的数量。N16衰变是在用中子照射的水中发生的特殊过程。在此,水的氧-16原子通过发射质子来吸收进入的中子。在这种情况下,剩余的原子是质量数为16的氮原子。氮-16是不稳定的并且通过发射电子以7.14s的半衰期衰变至氧-16(β-衰变)。这个氧-16原子被激发并且因此通过具有6.1MeV的特征能量的辐射去激发而发射光子。为了确定根据本发明的核反应堆的热功率的目的,可以测量这些光子。通过测量N-16衰减的伽马射线计数的数量,具有5MeV至10MeV之间的能量的高能伽马射线的高检测器效率可以是有利的。
核电站的初级冷却回路可以是为核反应堆的反应堆容器提供冷却水的冷却回路。例如,初级冷却回路的水可浸浴核电站的燃料棒。初级冷却回路开始于反应堆堆芯,但从生物屏蔽体引出到蒸汽压力发生器。
由于初级冷却回路和蒸汽发生器的一部分位于生物屏蔽体的外部并且这些仍然发射相当大的辐射,所以这些部分通常利用约1m的混凝土进一步额外屏蔽,使得工作人员甚至可以在他们的紧邻处操作。这有时被称为“第二”屏蔽体。
根据实施例,伽马射线灵敏检测器可以被放置在核反应堆的初级冷却回路附近。特别地,伽马射线灵敏检测器可以尽可能靠近初级冷却回路放置,使得伽马射线灵敏检测器的测量信号被最大化。接近初级冷却回路有助于增加伽马射线灵敏检测器的测量信号。例如,到初级冷却回路的任何部段的大约5米或更短距离(其间具有约1米混凝土,涉及“第二”屏蔽)可以提供高伽马辐射强度。因此,合适的测量位点的选择不限于紧邻生物屏蔽体,而是可以延伸到安全壳内的许多位置。
例如伽马射线灵敏检测器可以被放置成尽可能靠近生物屏蔽体、相应地尽可能靠近初级冷却回路、同时尽可能位于生物屏蔽体的外部,使得伽马射线灵敏检测器的测量信号被最大化。例如,伽马射线灵敏检测器可以直接放置到核电站的将初级冷却回路与外部环境分开的生物屏蔽体的钢加强混凝土壁。然而,在替代实施例中,伽马射线灵敏检测器可以被放置在生物屏蔽体之外的任何位置处,在该位置处,存在伽马射线灵敏检测器的足够的测量信号以获得显著的测量结果。
该方法可以进一步包括基于用伽马射线灵敏检测器获得的伽马射线计数的数量并且基于从校准测量获得的校准值来确定核电站的热功率。该校准测量可通过本领域技术人员已知的任何常规标准技术来实现,以确定核电站的热功率,例如通过测量次级回路中的热流。
该方法可以进一步包括基于用伽马射线灵敏检测器获得的伽马射线计数的数量并且基于核反应堆的几何模型来确定核电站的热功率。这样的几何模型可以考虑反应堆容器的几何尺寸、在冷却水内的中子吸收的概率、检测器相对于冷却回路的位置、伽马射线辐射的定向特性、初级冷却回路内的泵送速度、由裂变发射的中子的数量以及所使用的检测器的检测器效率。
该方法可以进一步包括用锗二极管或硅二极管、或其他电离/闪烁检测器或测辐射热光谱仪测量伽马射线敏感检测器中的伽马射线计数的数量。以下公开内容提供了包括大的锗二极管(例如2kg)的伽马射线灵敏检测器,其在核电站的安全周界内但在核电站的生物屏蔽体之外利用电低温冷却器(electrical cryo-cooling)操作。
该方法可以实现核电站的热功率的非常精确的、非侵入性的、故障安全的、稳定的和有效的实时测量。
此外,实施例还公开了本发明提供的伽马射线敏感检测器用于测量核电站的热功率的使用,该检测器放置在核电站的初级冷却回路(30)附近的生物屏蔽体(10)外部。如稍后将描述的,用电低温冷却系统冷却的常规伽马射线灵敏检测器可以用于确定核电站的热功率,如在实施例中更详细描述的。伽马射线灵敏检测器的这种使用可以指伽马射线灵敏检测器包括锗二极管或硅二极管、或其他电离/闪烁检测器或辐射热光谱仪。
图1示意性地示出了沸水反应堆类型的核电站的功能结构的实施例。包括锗二极管的伽马射线灵敏检测器位于初级水冷回路附近并且在反应堆的钢加强混凝土生物屏蔽体外部。注意,优选使用锗二极管,因为锗在与本发明相关的能量范围中具有非常好的检测能力。然而,检测二极管可以由其他材料制成,优选地是半导体材料,例如硅。可以使用对于伽马射线检测而言似乎有益的以及对于1MeV-10MeV的能量具有足够高的检测器效率的任何材料。
在核电站中,通常由填充有二氧化铀颗粒的锆合金制成的燃料棒21被放置在填充水的容器20内。铀以U235富集。所谓的MOX元件还包含钚。在燃料棒21内发生核裂变链反应导致燃料棒21升温。该容器被生物屏蔽体10包围。生物屏蔽体10防止生物屏蔽体10内部的放射性逸出到反应堆的环境中。生物屏蔽体10包括大部分厚的钢加强混凝土壁和铅屏障。
初级泵35将水从初级冷却回路30泵送到容器20中。被加热的燃料棒21被冷却燃料棒的初级冷却回路30的水浸浴。该冷却过程产生蒸汽,蒸汽由初级泵35从容器20通过管31泵送至涡轮机33和34,涡轮机33和34使用蒸汽产生电力。蒸汽通过冷凝器40的次级冷却回路50冷却并冷凝。在冷凝器40之后,初级冷却回路30的冷凝水通过管道32被初级泵35泵回到容器20中。
次级冷却回路50是通过次级泵55将冷水从河流100中泵送穿过管道51而进入到冷凝器40中来实现的。来自河流的冷水由来自涡轮机33和34的蒸汽加热。次级冷却回路50的加热的冷却水然后通过管道52被泵送到冷却塔53中。在冷却塔53中,加热的水可以蒸发。次级冷却回路的剩余温水通过管道54泵回到河流100中。以此方式,确保了没有来自初级冷却回路的污染水进入到环境中。
伽马射线灵敏检测器60放置在生物屏蔽体的外部并且在初级冷却回路30附近,优选地在输出管31附近。伽马射线灵敏检测器60包括质量例如为2kg的大的锗二极管,其被电低温冷却。下面参照图4更详细地描述伽马射线灵敏检测器60的实施例。伽马射线灵敏检测器60测量初级冷却回路30的水中产生的光子,诸如以下参照图3更详细地描述的。
当伽马射线灵敏检测器60放置在生物屏蔽体之外并且靠近初级冷却回路30时,测量热功率的过程是非侵入性的。更进一步地,伽马射线灵敏检测器60需要低维护。由于检测器60放置在生物屏蔽体的外部,因此在正常运行期间可以进行维护。从实际经验来看,预期的是如实施例中所描述的布置和放置伽马射线灵敏检测器将需要很少的检测器的维护。与此相比,对于到目前为止常规的堆芯外和堆芯内的仪器(来自现有技术中已知的中子检测器)而言,恒定的校准是必需的,并且在较长的时间段之后,在这些检测器上发生辐射损伤。电低温冷却器代替用于这种检测器的冷却,其中每周补充液氮。这节省了时间,符合核电站安全领域的安全规定。
更进一步地,由于伽马射线灵敏检测器60被放置在生物屏蔽体之外,因此伽马射线灵敏检测器60在长期视角上比先前的检测器更可靠和稳定。例如,可能发生热功率的官方模拟计算的数据丢失若干小时。然而,上述检测器设置通常在低功耗和快速计算时间下以可靠的方式继续测量,从而改善核电站的安全性。
在图1的实施例中,仅示出了一个伽马射线灵敏检测器60。然而,在替代实施例中,锗检测器的网络可以安装在每个核电站,例如出于冗余的原因。因为检测器是成本有效的,所以即使每个核电站安装一些锗检测器,成本也是可管理的。
在图1的实施例中,伽马射线灵敏检测器60被放置在核电站的反应堆的生物屏蔽体10附近。伽马射线灵敏检测器60优选地尽可能靠近生物屏蔽体放置,使得伽马射线灵敏检测器60的测量信号最大化。然而,在替代实施例中,伽马射线灵敏检测器60可以被放置在生物屏蔽体10外部的任何位置处,在该位置处,存在伽马射线灵敏检测器60的足够的测量信号以获得显著的测量结果。例如,每秒100个伽马射线计数或更高的伽马射线计数的测量信号可以允许对核电站的热功率的显著结论。
如图1所示的发电厂构造的概念称为沸水反应堆(BWR),因为初级冷却回路的水蒸发并驱动涡轮机33和34。还存在发电厂构造的第二概念,即所谓的加压水反应堆(PWR)。在加压水反应堆(PWR)中,初级冷却回路保持在压力下,使得水不能蒸发。相反,中间冷却回路被集成在初级冷却循环与次级冷却循环之间。初级冷却回路的水在蒸汽发生器中加热中间冷却回路的水,其中,中间冷却回路的水蒸发,并且所产生的蒸汽驱动涡轮机。此后,中间冷却循环的蒸汽在冷凝器中通过类似于图1所示机构的次级冷却循环来冷却。本发明可部署在BWR和PWR核电站两者中以及较小尺寸的科学反应堆中。图2示出了本发明在加压水反应堆类型中的应用。
燃料棒(图1中的21)中与核电站的反应堆中的两个最常见裂变反应是
Figure BDA0003739327890000081
以及
Figure BDA0003739327890000082
每个裂变反应是由中子吸收引起的并且本身产生新的中子。通常,每个裂变反应产生比其消耗更多的自由中子。因此,如果每个自由中子引起新的裂变反应,这将导致一连串的裂变反应释放越来越多的能量。
在核电站的反应堆内,核链式反应是通过确保来自每个链式反应的平均仅一个中子引起新裂变反应来控制的。这可以由通过其他非裂变原子吸收过量的中子来实现。用于中子吸收的此类材料可以是例如Cd-113或Bor-10。还使用了用于减缓中子的材料。这些材料被称为缓和剂。这种缓和剂材料可以是石墨或者还可以是容器内的初级冷却回路的水。
对于核电站的热功率的确定,可以使用与核电站的热功率产生有关的任何光子。特别地,通过中子吸收发射的任何光子允许得出核电站产生的热功率的结论。具体地,对于核电站的热功率的确定,可以使用由具有合理的短半衰期(例如5分钟或更少)并且由反应堆或冷却水内的中子吸收事件产生的同位素引起的任何衰变。
例如,可以测量由N-16衰变引起的光子以确定核电站的热功率:
图2示意性地示出了加压水反应堆类型的核电站的生物屏蔽体的内侧的功能结构的实施例。包括锗二极管的伽马射线灵敏检测器60位于反应堆的钢加强混凝土生物屏蔽体的外部。反应堆堆芯被由钢加强混凝土制成的内部生物屏蔽体11包围,并且反应堆容器20通过对燃料棒进行冷却的水来填充。水由主冷却泵35通过回路管31、32和37泵送。来自反应堆容器的热水通过回路管31泵送至蒸汽发生器36,在蒸汽发生器36中,通过蒸发中间冷却循环的水来冷却热水,产生的蒸汽驱动涡轮机33和34以用于发电。然后通过冷却泵35将冷却的水从蒸汽发生器36泵送离开通过回路管37和32返回至反应堆容器20中。
反应堆堆芯和初级冷却回路被由钢加强混凝土制成的外部生物屏蔽体10包围。在反应堆运行期间,不可触及外部生物屏蔽体内的整个区域38,这是因为区域38内的致死量的放射性辐射。如以上已经描述的,反应堆容器内的中子通量产生N16原子,N16原子迅速衰减并且由此产生光子。这些光子可以离开两个生物屏蔽体10、11,并且因此可以与来自发生在管道中的衰减的光子一起由放置在核电站的反应堆的外部生物屏蔽体10附近的伽马射线灵敏检测器60测量,并且发生在管道中的衰减的光子仅仅必须通过外部生物屏蔽体,从而使得它们更可能被检测到。伽马射线灵敏检测器60优选地尽可能靠近外部生物屏蔽体放置,使得伽马射线灵敏检测器60的测量信号最大化。然而,在替代实施例中,伽马射线灵敏检测器60可以被放置在存在伽马射线灵敏检测器60的足够测量信号以获得显著测量结果的外部生物屏蔽体10外部的任何位置处。例如,每秒100个伽马射线计数或更高的伽马射线计数的测量信号可以允许对核电站的热功率的显著结论。当伽马射线灵敏检测器60在区域38之外时,它在反应堆的运行期间是可触及的。
图3示意性地示出了核反应堆的初级冷却的冷却水中的N-16原子的产生和衰减。浸浴燃料棒21的初级冷却回路30的水既用于冷却燃料棒21又减缓核裂变反应的中子。因此,水分子H20被来自核裂变反应的大量中子辐射。
水分子内的氧原子具有99.72%的概率是由8个中子和8个质子组成的O-16原子。O-16原子可以通过在吸收中子的同时发射质子而转变成N-16:
Figure BDA0003739327890000091
当水分子H20被来自核裂变反应的中子辐射时,冷却水内的一些氧原子被转化为N-16原子。因为中子吸收概率独立于可用的自由中子的数量,所以所产生的N-16原子的数量与燃料棒21内的裂变反应的数量成比例。随着每次裂变释放几乎相同量的能量,每次裂变反应的数量(平均地)与燃料棒21的热功率成比例。因此,初级冷却回路的水中的N-16原子的数量与核反应堆的热功率成比例。
N-16是半衰期为7.13秒的放射性同位素。如所示的,N-16在电子和光子的发射下衰减回到O-16原子:
Figure BDA0003739327890000101
所发射的光子的能量位于6.1MeV左右。光子难以屏蔽并且因此可以传输反应堆的厚的钢加强混凝土壁生物屏蔽体10。因此,所发射的光子在生物屏蔽体之外是可测量的。通过测量高能伽马射线计数的数量,可以将伽马射线灵敏检测器60放置在生物屏蔽体的外部。检测器可以基于穿透生物屏蔽体的高能-伽马-光子的检测来测量N-16衰减率。优选地,检测器60放置在初级冷却回路30的靠近反应堆容器20的管道部段的附近。在现代核电站中,初级冷却回路内的泵送速度非常高,使得初级冷却回路的大面积足以放置伽马射线灵敏检测器60。
所提出的用于测量核电站的热能的方法利用了伽马检测率与热功率之间的比例关系:
Figure BDA0003739327890000102
比例系数fP可以通过参考诊断来测量或者可以通过反应堆的数值几何模型来计算。
即,核电站的热功率的确定可以基于利用伽马射线灵敏检测器获得的伽马射线计数的数量和基于从校准测量获得的校准值。
可替代地,核电站的热功率的确定可以基于用伽马射线灵敏检测器获得的伽马射线计数的数量和基于核反应堆的几何模型。这样的几何模型可以考虑反应堆容器的几何尺寸、在冷却水内中子吸收的概率、检测器相对于冷却回路的位置、伽马辐射的方向特性以及所使用的检测器的检测器效率。
然而,应注意,即使不使用校准测量或几何模型(即,不知道比例因子),也可作出关于热功率的相对陈述。例如,如果检测器60内的检测速率加倍,则可以断定热功率也已经加倍。
图4示意性地描述了用于图1的核电站以确定核电站的热功率的伽马射线灵敏检测器60的实施例。如上面关于图1所描述的,伽马射线灵敏检测器60放置在生物屏蔽体(图1中的10)的外部并且在初级冷却回路(图1中的30)附近,优选地在输出管31附近。伽马射线灵敏检测器60是半导体检测器,其包括具有例如2kg质量的大的锗二极管61。伽马射线敏感检测器60相对紧凑。它具有小质量(例如,15kg-20kg)并且因此它可以容易地由一至两个人移动。而且,检测器在常规运行期间是可移位的。此外,检测器几乎不需要空间。它可以通过完全去除低温恒温器臂而进一步优化。根据本发明的检测器也不需要由铅、铜或聚乙烯制成的另外的生物屏蔽体,因为信号背景比高(参见图4和相应描述)。锗二极管61用电低温冷却器63电冷却。任何已知的低温恒温器配置、杜瓦瓶尺寸以及脉冲管式冷却器配置(已知用于辐射检测器应用并且被反应堆场所管理所允许)可以用于这个实施例的检测器。前置放大器62设置成放大检测信号。
锗二极管61测量由初级冷却回路(图1中的30)的水中的N-16衰减引起的光子,诸如以下关于图4更详细描述的。检测信号被提供给检测器接口模块64(DIM),其将检测信号转换为数字数据。检测器接口模块64(DIM)输出描述由大锗二极管61捕获的伽马射线频谱的数据。伽马射线频谱包括若干峰。由检测器接口模块64生成的数字数据被提供给计算设备65(PC)以用于进一步处理和可视化。具体地,从检测器接口模块64获得的光谱数据被集成在光谱的预定部分上以获得伽马射线的总计数率。根据实施例,具体地,通过对在6.1MeV附近的所有事件的计数率进行整合来确定频谱中6.1MeV线的计数率,即在围绕6.1MeV(例如,6.1MeV±0.1MeV)的预定宽度的频谱间隔内。伽马射线的该计数率可以例如以贝可勒尔(Bq)或千兆贝可勒尔(GBq)表示。
注意,优选使用锗二极管,因为锗在与本发明相关的能量范围中具有非常好的检测能力。然而,该检测二极管可以由其他材料制成,优选地是半导体材料,例如硅。可以使用对于技术人员而言似乎有益于伽马射线检测的任何材料。
在计算设备65中,以千兆贝克勒尔(GBq)表示的伽马射线的计数率可以与由伽马射线灵敏检测器60监测的核电站的初级冷却回路(图1中的30)内的冷却水的量/流量相关。通过如上所述地布置和放置伽马射线灵敏检测器60,实现高信号强度。例如,在主冷却管线旁边几米处可以获得1GBq/升的N-16活性。因此,在正常反应堆运行期间可触及的地方(在生物屏蔽体之外),在几米厚的钢加强混凝土墙后面可获得高信号强度的光子。
如前所述,由伽马射线灵敏检测器60测量的活性与中子功率/通量成比例,因此与核电站的热功率成比例。因此,所测量的活性提供关于核电站的相对热功率的信息。关于绝对热功率的信息可以通过将由伽马射线灵敏检测器提供的测量结果与用常规手段获得的诊断测量结果相关联来获得,例如通过测量来自反应堆容器内的裂变反应的中子。这样的测量结果可从常规的核电站监测获得。对于伽马射线灵敏检测器60的每个位置和配置,通过仅一个诊断测量,就可以校准该测量,使得可以从活性测量获得关于核电站的绝对热功率的信息。
图5示出了在一周的时间间隔期间用如上所述的伽马射线灵敏检测器获得的测量数据的坐标图。七天的时间间隔显示在坐标图的X轴上,每天具有24个时间区间(每区间1小时)。对于每个区间,具有这种能量的光子的归一化计数率(其与由反应堆产生的热功率成比例)及其测量误差显示在坐标图的Y轴上。关于计数率的中值进行标准化。图3的坐标图还示出了参考诊断的数据,该参考诊断在相同的时间间隔期间采用传统的测量过程来进行,例如基于次级水回路系统的焓的常规方法,以及热功率的官方模拟计算。如可以看到的,所测量的计数率非常接近地类似于参考诊断的数据。
图5的坐标图示出了实施例的伽马射线灵敏检测器提供了核电站的热功率的高精度、实时测量并且因此允许实时诊断。初级冷却回路的水中的N-16以高速(大于10m/s)从主冷却管线中的反应堆堆芯输送,在此期间N-16原子以7.13s的半衰期衰减。这导致了核裂变在堆芯中产生的中子通量的实时图片,中子通量与所产生的热功率成比例。如图5所示,高精度测量被提供。热功率测量的百分之一的准确度可以用几个小时的时间区间(timebins)来实现。这指的是3GW的热功率的典型情况和伽马射线灵敏检测器位于距主冷却管约4m处约1.5米的钢加强混凝土后面的情况。测试设置示出了具有大约10分钟时间区间的实时监测是现实的,其具有几个百分比的准确度(还参见图4)。此外,检测器易于校准。
附图标记列表
10 外部生物屏蔽体
11 内部生物屏蔽体
20 反应堆容器
21 燃料棒
30 初级冷却回路
31 将热水输送离开反应堆容器的管道
32 将冷水输送至反应堆容器的管道
33 涡轮机
34 涡轮机
35 初级泵
40 冷凝器
50 次级冷却回路
51 将冷水从河流输送至冷凝器的管道
52 将热水输送离开冷凝器的管道
53 冷却塔
54 将温水输送至河流的管道
55 次级泵
60 根据本发明的检测器
61 锗二极管
62 前置放大器
63 低温冷却器
64 检测器接口模块
65 处理器
100 河流(冷却水源)

Claims (11)

1.一种方法,包括:
测量伽马射线灵敏检测器(60)中的伽马射线计数的数量,所述伽马射线灵敏检测器(60)放置在核电站的初级冷却回路(30)附近的生物屏蔽体(10)外部,以及
基于在所述伽马射线灵敏检测器(60)中测量的所述伽马射线计数的数量来确定所述核电站的热功率。
2.根据权利要求1所述的方法,包括测量在所述伽马射线灵敏检测器中由中子激活或中子捕获发射的伽马射线计数的数量。
3.根据权利要求1或2所述的方法,包括测量所述伽马射线灵敏检测器(60)中的伽马射线计数的数量,所述伽马射线计数的数量与衰减相关,所述衰减由具有几分钟或更少的数量级的短半衰期的同位素引起并且由所述反应堆或冷却水内的中子吸收事件产生。
4.根据权利要求1、2或3所述的方法,包括测量N16衰减的伽马射线计数的数量,并且基于所述伽马射线灵敏检测器(60)中测量的所述N16衰减的伽马射线计数的数量来确定所述核电站的热功率。
5.根据前述权利要求中任一项所述的方法,其中,将所述伽马射线灵敏检测器(60)放置成靠近所述核反应堆的初级冷却回路(30),使得所述伽马射线灵敏检测器(60)的测量信号最大化。
6.根据前述权利要求中任一项所述的方法,其中,所述伽马射线灵敏检测器(60)尽可能靠近所述生物屏蔽体(10)放置,使得所述伽马射线灵敏检测器(60)的测量信号最大化。
7.根据前述权利要求中任一项所述的方法,其中,确定所述核电站的所述热功率包括:基于利用所述伽马射线灵敏检测器(60)获得的伽马射线计数的数量并且基于从校准测量获得的校准值来确定所述核电站的所述热功率。
8.根据前述权利要求中任一项所述的方法,其中,确定所述核电站的所述热功率包括:基于利用所述伽马射线灵敏检测器(60)获得的伽马射线计数的数量并且基于所述核反应堆的几何模型来确定所述核电站的所述热功率。
9.根据前述权利要求中任一项所述的方法,包括:利用锗二极管(61)或硅二极管来测量所述伽马射线灵敏检测器(60)中的伽马射线计数的数量。
10.伽马射线灵敏检测器的应用,所述伽马射线灵敏检测器放置在核电站的初级冷却回路(30)附近的生物屏蔽体(10)的外部,以用于测量核电站的热功率。
11.根据权利要求10所述的伽马射线灵敏检测器的应用,其中,所述伽马射线灵敏检测器包括锗二极管(61)或硅二极管。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE787439A (fr) * 1971-08-12 1973-02-12 Westinghouse Electric Corp Systeme de mesure de puissance et de detection de fuite de combustible
US4735763A (en) * 1981-10-13 1988-04-05 The Babcock & Wilcox Company Fusion power monitor
JPH08338876A (ja) 1995-06-13 1996-12-24 Mitsubishi Electric Corp 粒子計量器、粒子計量方法および原子力プラント
US6542565B2 (en) 2000-10-18 2003-04-01 Westinghouse Electric Co., Llc Semiconductor radiation source power monitor
JP5506549B2 (ja) * 2010-06-03 2014-05-28 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 線量率監視方法及び線量率監視装置
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