CN1292554A - 用于监测核反应堆堆芯的至少一个运行参数的方法和系统 - Google Patents

Abstract

从引入堆芯的燃料组件中的一组探测器中选出一个小组探测器,用来测量中子通量,从而获得测量信号,对于测量信号进行处理,根据这个测量信号计算出堆芯内中子通量的瞬时分布。从瞬时中子通量分布计算堆芯的至少一个运行参数。如果至少一个运行参数在规定的范围之外,则触发一次报警。因此,可以实际上实时地监测核反应堆堆芯的运行情况。

Description

用于监测核反应堆堆芯的 至少一个运行参数的方法和系统

本发明涉及用于监测核反应堆并且尤其是压水反应堆的堆芯的至少一个运行参数的方法和系统。

核反应堆，例如压水反应堆，都有一个由燃料组件组成的堆芯，燃料组件大体上是直的棱柱形状，并排放置，它们的纵轴是竖直的，即在堆芯的高度方向。

关键的是一直要保证：反应堆完美地运行，并且是按照规则和标准确定的总体安全条件运行。

具体来说，必须确定：中子流的产生和空间分布以及在堆芯产生的功率的空间分布是否符合与堆芯的正常满意的运行相对应的条件。

这就要求计算核反应堆堆芯的运行参数，例如堆芯功率的空间分布、中子通量的形状因子、或临界供热比。这些参数是通过测量堆芯中子通量并从而确定整个堆芯在3个方向的中子通量分布而决定的。

从中子通量测量导出的堆芯在正常运行情况下状态的参数特征不必在任何时候都在核反应堆设计期间确定的范围之外。

如果发现堆芯运行的参数特征超过了一个限值，就必须发出一个报警，并且对于核反应堆的控制进行各种测量。

为了有效地监测核反应堆堆芯的运行，必须确定堆芯的运行参数，并且在尽可能短的时间周期内确定堆芯的中子通量分布。

连续地监测运行中的核反应堆所需的堆芯的中子通量测量值一般是由反应堆压力壳外部的一些室提供的，这些室一般称之为“堆芯外”室。

这些室包括多个测量站(一般为6个)，这些测量站沿堆芯高度方向分布，并且在一般情况下用来完成核反应堆堆芯周围的四个区内的测量，这四个区围绕堆芯的两个相互成90°的对称轴向平面是对称分布的。

分成站的堆芯外探测器室在堆芯的各个不同高度并且在围绕堆芯的四个圆形区提供中子通量测量。然而，这些外部系统只能提供堆芯内的中子通量的近似值和中子通量分布的近似表示。因此，以相当粗糙的方式获得监视参数，并且出于安全方面的理由，必须对于绝对不得达到或超过的这些参数的临界值留有较大的余量。

为了获得更加准确的堆芯内中子通量分布的表示，要定期地但要间隔相当长时间地在堆芯内进行附加的中子通量测量，例如一个月左右，测量中使用称之为“堆芯内”探头的极小的测量探头，这种探头一般为裂变室形式。每个堆芯内探头都固定到称之为软套管电缆的一个软电缆的端部，以便在核反应堆仪器仪表的测量通道内移动。每个测量通道的一端是开放的，可以进入位于反应堆建筑物底部的一个仪器仪表区。裂变室探头就是在测量通道内的仪器仪表区移动的。每个测量通道在核反应堆堆芯内部都包括一个燃料组件仪器仪表管道，并且每个测量通道包括在移动裂变室探头的仪器仪表管道内的一个手套形指状物。中子通量就是在分布在整个堆芯部分的一组燃料组件中测量的。

例如，对于具有177个燃料组件的堆芯，一般使用56个测量通道。类似地，对于具有193个燃料组件的堆芯，使用58个测量通道；对于具有157个燃料组件的堆芯，使用50个测量通道；对于具有205个燃料组件的堆芯，使用60个测量通道。当堆芯内探头在堆芯的整个高度上以缓慢的速度移动时，就实现了中子通量测量。以此方式获得了沿堆芯的高度方向的相互分开的但间隔很小的许多中子通量测量点。如果在堆芯内分布装有仪器仪表的燃料组件并且堆芯是对称的，则可以按照通量图的形式获得能够充分表示中子通量的图像。然而，由裂变室构成的堆芯内探头不能在核反应堆堆芯内使用极长的时间。只能随时经常地确定堆芯的准确的通量图，这个通量图不可用来连续地监测核反应堆堆芯的运行情况。

在本领域中众所周知的还有一些在整个核反应堆运行期间都可以保持在核反应堆堆芯中的中子通量测量探头。这些中子通量测量探头可以取“收集管(collectron)”形式，在一般情况下将它们以测量杆的形式安装成竖直对齐的结构，并且在两个相继的探头之间保持恒定的间距，从而构成沿核反应堆堆芯的整个高度方向分布的中子通量测量探测器。每个测量杆都插入一个手套形指状物中，手套形指状物一般是活动探头进行测量时所使用的，并且所说的这个手套形指状物本身要插入燃料组件的仪器仪表管道中。每个中子通量测量探测器或测量杆(它的长度几乎等于堆芯的高度)可以包括例如8个收集管形式的测量探头。

对于具有177个燃料组件的一个核反应堆堆芯，在整个堆芯部分分布的核反应堆堆芯的52个设有仪器的组件中，建议设置52个测量杆或探测器。

上述类型的具有在整个堆芯分布的8×52个测量点的一个仪器仪表系统能够提供核反应堆堆芯通量分布的精确的3维图像。

然而，如果监测核反应堆堆芯必须有响应时间，那么处理由反应堆运行时永久保存在堆芯中的仪器仪表产生的中子测量就需要一个很长的时间，这对于监测堆芯的运行参数几乎是不可能实现的。

因此，根本不存在获得中子通量的空间分布的精确和可靠的方法，并且根本不存在从中子通量的分布获得监测核反应堆堆芯的参数的精确和可靠的方法。

核电站通常有多个单元或“部分(tranche)”，每一个都由在反应堆建筑物中的一个核反应堆和常规的发电部分组成。在这种情况下，堆芯的监测就关系到每个单元的核反应堆。

因此，本发明的一个目的是提供一种监测一个核电站的一个单元的核反应堆堆芯的运行参数的方法，所说的堆芯由多个沿堆芯的高度方向并列设置的燃料组件组成，其中使用了引入至少某些堆芯燃料组件中的一组中子通量测量探测器，并且每个中子通量测量探测器都包括多个沿堆芯高度方向分布的固定的中子通量测量探头，所说的方法可以快速准确地确定堆芯内中子通量分布，并且可以从中子通量分布快速准确地确定堆芯的运行参数，而且可以基本上实现实时监测。

为此，在核反应堆运行时，按特定的时间间隔，

-使用一个小组的中子通量探测器测量中子通量的空间分布以获得测量信号，这个小组的中子通量探测器是从引入堆芯的燃料组件中的这组探测器中选择出来的，这个小组探测器的数目n至多等于堆芯中燃料组件数目的15％，

-使用用来计算中子通量的一个代码，并且计及由这个小组中子通量探测器提供的测量值，从而获得堆芯中子通量的瞬时分布，这个瞬时分布是在整个堆芯上分布的一些点的一组中子通量值的形式，

-从瞬时中子通量分布计算堆芯的至少一个运行参数，并且

-如果至少一个参数在一个固定的范围之外，则触发一次报警。

在本发明的第一实施例中，为了获得整个堆芯的瞬时中子通量分布，

-从核电站单元部分的设备的参数瞬时计算反应堆位置的堆芯内中子通量的空间分布，其中使用了中子通量计算代码，并且所说的空间分布是在整个堆芯上分布的各个点的一组中子通量值的形式，这组中子通量值包括两个小组，第一小组在装有仪器的位置，这里定位有n个中子通量测量探头构成的探测器小组，第二小组在非装配仪器的位置，

-对于每个装有仪器的位置，计算测量的通量值和由核电站单元部分设备的参数计算的对应值之间的差，

-从对于装有仪器的位置得到的差开始，通过外推计算出每个非装配仪器的位置的相应的差，

-将一个代数值加到从核电站单元部分的设备的参数获得的空间通量分布值上，以减小分布在堆芯的每个点的经计算得到的差。

在本发明的第二实施例中，为了获得整个堆芯的瞬时中子通量分布，

-从核电站单元部分的设备的参数第一次瞬时计算反应堆位置的堆芯内中子通量的空间分布，其中使用了中子通量计算代码，并且所说的空间分布是在整个堆芯上分布的各个点的一组中子通量值的形式，包括一组装有仪器的位置，这里定位有中子通量测量探头构成的探测器小组，

-对于每个装有仪器的位置，计算测量的中子通量值和由核电站单元部分设备的参数计算的对应值之间的差，

-利用这个计算的差对于中子通量计算代码的定义参数进行校正，

-从核电站单元部分的设备的参数第二次瞬时计算反应堆位置的堆芯内中子通量的瞬时分布，其中使用了中子通量计算代码，这个计算代码包括了校正过的定义参数。

为了说明本发明，现在借助于有关压水核反应堆及其监测系统的实例并参照附图描述按照本发明的方法的一个实施例。

图1是表示用于实施本发明方法的一个监测系统的一个示意图。

图2是表示用于实施本发明方法的这个系统的某些测量信号处理装置和监测装置的示意图。

图3是说明本发明的监测方法的一个功能方块图。

图1表示核反应堆的通过堆芯1的一个水平平面的剖面图，反应堆包括具有正方形底部的棱柱形状的竖直的燃料组件2，燃料组件2沿堆芯1的竖直方向相互靠近地设置。

堆芯的某些燃料组件是装有仪器的燃料组件，即，中子通量探测器放入一个手套形指状物中、而手套形指状物本身再放入燃料组件的仪器仪表导向管内的燃料组件。

对于图1所示的包括193个燃料组件的一个核反应堆堆芯1，例如，在整个堆芯部分分布的48个组件(标有十字叉的)配有仪器，用于实现本发明的方法。

这48个装有仪器的燃料组件中的每个组件都连接到48个测量通道3之一上，测量通道3的终端部分是手套形指状物，手套形指状物本身在燃料组件的仪器仪表管道的内部，其中有一个固定式的中子通量探测器或测量杆。探测器包含多个沿其长度方向分布的测量探头，并且，将探测器引入手套形指状物内，而手套形指状物本身则放在沿整个堆芯高度分布的装有仪器的燃料组件的仪器仪表管道内。

图1借助于实例并且以较大的比例表示出一个测量杆或探测器8，它位于48个测量通道3之一的一端。探测器8包括8个测量探头9，每个测量探头9都包括一个收集管，各收集管沿探测器8的长度方向相互分开一个固定的距离。

收集管9最好包括由基于铑的一种材料制成的发射体。

每个测量通道3在它的背向核反应堆堆芯的一端都连接到位于核电站的计算机室5内的一个计算机4上。计算机4是堆芯内部仪器仪表系统的计算机，下面称之为RIC(反应堆堆芯内)系统。

使用计算机4从来自于48个测量通道3的测量信号来确定堆芯内的中子通量的3维分布。

图1所示的监测系统还包括8个用于测量通道的接线盒6，8个测量通道3连接到每个接线盒上。每个接线盒6都包括一个单元7，用于测量信号的预处理。

为了实施本发明，使用计算机从核反应堆的控制室选择48个测量通道中的16个测量通道，因此选择了16个探测器8，从而可以快速处理来自于所选的16个测量通道的测量信号，以相当短的时间周期确定核反应堆堆芯1内的功率分布和堆芯的运行参数，实际上实时地监测了堆芯1。

至此，监测单元10是一台计算机，其中装入所选小组探测器的相关数据。

将16个所选测量通道提供的测量信号传送到一个调节单元11，调节单元11以下面描述的方式实现代表中子通量的信号的在线加速。

调节单元11的输出信号进入监测单元10，以确定核反应堆堆芯中的中子通量和功率分布，其中要计算核反应堆堆芯的运行参数并且比较这些参数和限定值。

图2表示一个单元7，用于预处理单元6从6个测量通道接收的信号，每个测量通道都连接到配有8个由收集管构成的中子通量测量探头的一个探测器8上，这些中子通量测量探头沿堆芯中探测器8的长度方向分布在手套形指状物内，手套形指状物本身处在燃料组件的一个仪器仪表管道内。

预处理单元7经一个测量线和一个控制线自每个测量探头接收测量信号。在预处理单元7中，对于每个连接到预处理单元7的测量探头，从通过测量线发送的测量信号中扣除通过控制线发送的信号，最终得到的测量信号在一个电子滤波器12中进行滤波。滤波后的信号在一个模拟-数字变换器13中数字化。这个数字信号经一个调节单元11发送到计算机10的一个处理单元14，计算机10位于核电站防护室的一个舱16内，舱16还包含一个单元15，用于从计算机10获取核反应堆的控制参数。

下面介绍在调节单元11内进行在线加速的原理。

来自于收集管的测量信号是从3个电流分量获得的：

-其中的两个电流分量是通过核反应堆堆芯中的中子通量引起的收集管材料的β放射性衰变产生的电子获得的；产生电流的这两个过程的周期在铑收集管的情况下分别约为60秒和约为4分钟；

-第三个电流分量和康普顿效应产生电子的过程有关，康普顿效应是由于中子轰击和来源于堆芯的γ辐射照射到收集管引起的收集管中的γ射线的二次发射产生的，形成电子因此形成电流的这一过程是极快的，并且在实践中，这个过程是瞬时的。

确定收集管发射的电流随收到的中子通量的变化的传输函数是公知的，本领域的普通技术人员都知道如何隔离由于康普顿效应产生的电流分量。可以使用这个传输函数的反函数或其它数学方法从康普顿效应引起的快速过程产生的电流来确定中子通量。这就在确定中子通量过程中加快了探测器的响应，使探测器响应实际上变成瞬时的。在实施如图2所示的本发明的方法的这个系统中，在线地加速了在调节单元11内并在向处理单元14发送信号的线上的中子通量的测量。处理单元14从它接收到的数字化的中子通量测量信号计算中子通量、在核反应堆堆芯中的中子通量分布和功率分布、以及堆芯的运行参数。通过比较核反应堆堆芯的运行参数与设计核反应堆期间确定的限值，处理单元14确定这个测量参数和它们的限值之间的差额余量，如果任何参数达到了限值，则产生报警信号。

将处理单元14实现的计算结果在线21上发送到核反应堆的一个报警管理系统(“控制模块“)。

在一个线17上将有关通量和功率分布的计算结果以及有关堆芯的运行参数裕度和报警的计算结果传送到存储数据的本地归挡系统(SAL)18。归挡系统18还从预处理单元7接收有关通量测量数据。归挡系统18连接到一个打印机19，根据要求复印归挡存储器中数据。

如此后参照附图3说明的，处理单元使用数字化的中子通量测量信号确定堆芯的中子通量的空间分布，即在整个堆芯上分布的各个点的一组通量值的形式，例如在具有193个燃料组件的堆芯的情况下，在沿每个燃料组件的仪器仪表管道的长度方向分布有N个点，则堆芯总共分布有N×193个点，这里N取决于所需的精度。

处理单元14还连接到位于核反应堆控制室内的一个或多个显示屏20，以显示有关中子通量和功率分布的计算结果以及有关运行参数余量的计算结果。如果有一个核反应堆堆芯的运行参数达到了特定的限值，处理单元14产生一个报警信号，这个报警信号传送到控制室，在显示屏20之一上触发一个可视的报警，或者触发一个可听见的报警或其它任何类型的报警。

处理单元14能够从核反应堆堆芯的中子通量或功率分布计算出来的核反应堆堆芯的运行参数在一般情况下包括以下的各参数：

-线性功率(Plin)，即在核反应堆堆芯中每单位长度的燃料组件的功率，

-临界供热比(REC)，表示燃料组件供热与临界供热之比，

-堆芯功率的轴向不平衡(Dpax)，

-堆芯功率的方位不平衡(Dpaz)，

-抗反应性余量(MAR)。

处理单元14利用3维的中子计算软件和来自于16个探测器的中子测量值，基本上实时地计算堆芯的中子通量值和中子通量分布，其中所说的16个探测器是从核反应堆堆芯中的48个中子通量探测器中选择出来的。

处理单元根据功率分布计算堆芯的运行参数和裕度。

使用较小选择数目的探测器来确定中子通量分布，可以极大地减小处理时间，如果选择16个探测器，处理时间为30秒的量级。然后完成测量，并且在30秒的一个时间周期内确定了堆芯内中子通量分布。

相比之下，如果使用一组标准数目的探测器来确定中子通量分布和核反应堆的功率的分布，例如使用58个在整个堆芯分布的探测器，则处理时间可能为6分钟左右。一般来说，通过使用一组经过选择的探测器，本发明在约30秒的时间内完成了确定堆芯中的中子通量分布、堆芯的各种运行参数、以及它们相对于限值的余量的测量和计算，并且在所有的情况下处理时间都小于1分钟。如果运行参数达到限值，则触发报警。

在小于1分钟的周期内并且例如在约为30秒的时间内完成测量和计算，实际上就能够实时地确定核反应堆中的中子通量分布，并且能够连续地监测堆芯的运行。

如图2可见，测量和处理装置还包括用于从核电站单元部分的设备为获取单元提供参数值的装置，该装置连接到获取单元15。获取单元15经过称之为数字式幅度传送单元(UTGN)的一个单元22可以接收数据，例如核反应堆一次回路循环中温度和压力，以及由焓的平衡确定的反应堆的功率水平。

获取单元15还经过棒束位置处理逻辑(LTPG)23接收有关各个棒束的位置的数据，用于调节核反应堆堆芯的反应性。

获取单元连接到用于概略测量堆芯出口温度(KRG)的模块24，所说获取单元还要接收有关堆芯温度的数据。堆芯仪器仪表(RPN)系统25提供堆芯的中子功率。最后，一个硼测量系统26提供有关核反应堆冷却水中硼浓度的信息。所有的这些数据都是由获取单元处理和传送的，并且使参数值能在反应堆控制室中显示，而且还可以提供有关核反应堆的运行和控制的信息。

下面参照附图3描述在处理单元(或计算机)中对于来自于核电站单元部分的设备的参数进行处理的过程。

来自于核电站单元部分的设备的参数、来自于获取和处理单元的运行参数、和中子通量测量值，全都发送到和打印机19相连的本地归挡系统(SAL)18。

图3是一个3维中子模块30的功能方块图，用于在和核反应堆相同的位置在线地(瞬时地)计算核反应堆堆芯中中子通量分布以及堆芯的运行参数，如上述的Plin、REC、Dpax、Dpaz、和MAR。

3维中子模块30是按软件形式实施的，这个软件是在核反应堆现场的一台计算机上执行的，用于确定堆芯内中子通量的空间分布，即在核反应堆堆芯1的整个体积分布的一些点的一组中子通量值的形式。

例如，对于有193个燃料组件并排而立构成的一个堆芯的核反应堆，在每个燃料组件的中央仪器仪表管道中的8个点计算中子通量，这8个点沿核反应堆堆芯的高度方向分开规则的距离。

因此，在核反应堆堆芯内的中子通量的空间分布由一组193×N个中子通量值构成，每个通量值都和核反应堆堆芯中的一个点的位置相关联，数字N是按照所需的精度选定的。

在整个堆芯分布的这193×N个点当中，有16×8个点对应于中子通量测量探头的位置，这些中子通量测量探头构成按照本发明的监测方法选择的探头小组，这些有中子通量测量探头的位置称之为装有仪器的位置，剩下的(193×N)-(16×8)个位置称之为非装配仪器的位置。

计算机的输入模块31从核电站单元部分的设备经获取单元20a和20b接收参数，以此作为输入数据，在所说的计算机上实现完成中子通量计算的中子模块30。

上述的来自于核电站单元部分的设备的参数由向获取单元20a和20b提供参数测量和处理单元的标号22、23、24、25、26表示。

根据用于在堆芯的任意点计算中子通量的代码使中子模块30参数化，即，使模块30′插入计算码设计参数，例如，堆芯内核燃料的富集程度和堆芯中的氙的浓度。

在16×8个装有仪器的位置的每个位置，将中子通量的计算值(在图3中用标号32表示)传送到计算的通量值选择器单元33。

将单元33选择的值传送到一个比较器模块35，比较器模块35还接收由收集管得到的并在相应的调节单元中格式化的中子通量测量值。

模块34代表用于中子通量测量信号的所有的获取和调节单元。

在比较器模块35中比较16×8个中子通量测量值和16×8个计算值，并且对于每个装有仪器的位置都计算这个计算值和这个测量值之间的差。

将比较的结果(计算的差值形式)经线35a传送到计算机，执行基于3维中子模块30的计算代码。

可以使用处理这些差值的两种模型。

在第一种处理模型中，通过计算机处理对于每个装有仪器的位置计算的差值，计算机通过外推确定对于每个非装配仪器位置的相应的差值。

将堆芯中相应于装有仪器的位置或非装配仪器的位置的各个点的差值按代数方式加到从核电站单元部分的设备参数通过计算获得的通量值上，从而确定在堆芯的每一点的中子通量分布的测量值。

模块36从这些测量值至少计算一个上述的运行参数。模块36经过线36a将计算的运行参数(一个或多个)传送到比较器单元37，一旦监测的参数值和设定点的值之间的差值明显，比较器单元37发送一个信号，触发报警设备38。

在第二种处理模型中，将差值发送到模块30′，以便沿减小对应于装有仪器的位置的每一点的测量值和计算值之间的差至最小的方向修改计算代码的定义参数。

确定对于计算代码的定义参数的修改，可能需要连续地操作在装有仪器的位置的中子通量的确定值，改变计算代码的定义参数，并且确定使相对于测量值的差最小的修改。

这就需要重新排列计算代码。

最后，根据来自于核电站单元部分的设备的参数，并且使用其中包括校正的定义参数的中子通量计算代码，实现堆芯内中子通量瞬时分布的第二在线计算。

从这个瞬时中子通量分布确定堆芯的每个运行参数的值，并且在线36a上将这个值发送到比较器37。如前所述，一旦不符，则触发一次报警。

在相当短的时间周期内(2秒左右)获得从核电站单元部分的设备来的参数并且将其发送到计算机。

每隔大约30秒计算构成中子通量的空间分布的堆芯的各点计算一次中子通量。如果需要更加准确的堆芯内中子通量空间分布的瞬时值，可以使用来自于核电站单元部分的设备的每个参数的瞬时值，即约为每2秒的值，计算代表核反应堆堆芯中子通量的瞬时空间分布的中子通量近似值。这就以简化的方式使用了计算代码，修改从来自于核电站单元部分的设备的参数瞬时值计算的最新空间分布的中子通量值。因此，有可能获得触发报警的较快的响应，如果必要，可以强迫减小核反应堆的功率。

在反应堆紧急停堆的情况下可以使核反应堆的功率减小到0的保护系统包括在核反应堆压力壳外部的6部分堆芯外多级室。

使用RIC仪器仪表系统校准该保护系统，每月一次。

还有，为了确定更加准确的中子通量图，要对堆芯中这组58个探测器实现测量，测量的周期要比使用经过选择的这组探测器的测量周期长得到多，例如每天一次，但又不是像在活动探测器情况下那样每月一次。于是，可以定期地调节和重排通过处理单元14实时确定的中子通量分布。

使用所有的中子通量测量探测器通过RIC计算机4计算中子通量图。计算机4的有用功能是产生完整准确的中子通量图。

在本发明的范围内，在用于中子通量计算的外部周期，可以使用在RIC系统计算机上实施的中子模型来计算以预期核反应堆堆芯的演变情况，并且可以进行模拟以协助控制，即，确定一旦发生一次报警的条件下针对控制变量应采取的校正行动。

通过给RIC计算机4提供调节单元，如调节单元11，可以将计算机4用作备用计算机，用于在计算时间充分短可以符合监测设定点的要求的条件下实施本发明的方法。

一般来说，一次报警的触发，必须导致用来控制反应堆的控制变量的校正动作，并且导致反应堆功率的降低，例如导致控制棒棒束的重新定位，或者导致向核反应堆的冷却水中注入硼或注入稀释的水。

具体来说，通过使用RIC系统计算机进行预测的计算和模拟，就可以确定这些行动。

因此，本发明的方法和系统能够极其迅速地、实际上实时地确定核反应堆堆芯中的功率分布和堆芯的运行参数，并且可以比较这些参数以获得安全系数余量。还有，可以按相当长的时间间隔，例如1天左右，对于堆芯的功率分布进行一次调节，但这个时间间隔明显小于通常实现堆芯内中子通量的完整和准确测量所需的时间间隔(在活动探测器的情况下约为1个月)。

本发明不限于所述的实施例。

为了在一个极短的时间间隔内(小于1分钟)测量和计算堆芯内中子通量分布而选择的探测器的数目可以不是16，这个数目事实上取决于堆芯中的燃料组件的数目和计算机的速度。为了实现本发明的方法，所选的探测器的数目一般来说必须小于堆芯中燃料组件的数目的15％。具体来说，对于具有差不多200个燃料组件的堆芯，所选的探测器的数目总是要小于30。

堆芯中探测器的总数(在所述的实例中是48)也取决于堆芯内的燃料组件的总数。

因为堆芯是对称的，所以有可能确定探测器在1／4堆芯中的分布。所以，堆芯中的探测器的总数一般来说是4的倍数。具体来说，这个数目可以是燃料组件数目的1／4左右。

例如，在具有193个燃料组件的堆芯的情况下，使用48个探测器。为在特别短的时间间隔的每次测量选择的探测器的数目一般来说是堆芯内探测器总数的1／3左右，即，堆芯内燃料组件数目的1／12左右。如以上所述的，这个数目一般来说比燃料组件数目的15％要小得多。

在堆芯内的固定位置的中子通量测量探测器一般来说包括收集管形式的测量传感器。还可以使用其它形式的测量探头，其条件只是它们可以永久性地保留在运行中的核反应堆堆芯中。

如果使用收集管，它们最好包括一个由基于铑的材料制成的发射体，但还可能使用包括由基于钴的材料制成的发射体的收集管。具有基于钴的发射体的收集管的探测器不适合于用在通过RIC计算机确定中子通量分布的的通量测量的堆芯探测器组中的探测器。

因此，包括基于钴的收集管的探测器必须留作另一组探测器之用，即连续地监测和保护核反应堆堆芯，并且快速确定堆芯中的中子通量分布。在这种情况下，不再可能从堆芯中的所有探测器中选择一个小组探测器在极短的时间间隔实现监测堆芯的测量。为此目的只能使用一个整组的包括钴收集管的探测器。

在本发明的范围内，提供堆芯运行参数(一个或多个)的测量和计算的周期可能小于1分钟。

本发明的一个主要优点是，它能够以良好的精度极快地确定核反应堆的运行安全因子余量，这将改善核反应堆的性能和效率。

本发明可以应用到任何具有一个堆芯的核反应堆上，在所说的堆芯中可以引入测量探测器，测量探测器在整个运行期间保留在核反应堆中。

Claims (12)

1、一种监测核电站的一个单元部分的核反应堆堆芯(1)的至少一个运行参数的方法，在堆芯中包括多个沿堆芯(1)的竖直方向并排设置的燃料组件(2)，其中使用了引入至少堆芯的某些燃料组件(2)中的一组中子通量测量探测器(8)，每个探测器(8)都包括沿堆芯(1)的竖直方向分布的多个固定式的中子通量测量探头(9)，其特征在于：在核反应堆运行期间，按特定的时间间隔，

-使用一个小组的中子通量探测器(8)测量中子通量的空间分布以获得测量信号，这个小组的中子通量探测器(8)是从引入堆芯的燃料组件中的这组探测器中选择出来的，这个小组探测器(8)的数目n至多等于堆芯(1)中燃料组件(2)数目的15％，

-使用用来计算中子通量的一个代码，并且计及由这个小组中子通量探测器提供的测量值，从而获得堆芯(1)中的中子通量的瞬时分布，这个瞬时分布是在整个堆芯上分布的一些点的一组中子通量值的形式，

-从瞬时中子通量分布计算堆芯的至少一个运行参数，并且

-如果至少一个参数在一个固定的范围之外，则触发一次报警。

2、权利要求1的监测方法，其特征在于：

为了获得整个堆芯(1)的瞬时中子通量分布，

-从核电站单元部分的设备的参数瞬时计算反应堆位置的堆芯内中子通量的空间分布，其中使用了中子通量计算代码，并且所说的空间分布是在整个堆芯上分布的各个点的一组中子通量值的形式，这组中子通量值包括两个小组，第一小组在装有仪器的位置，这里定位有中子通量测量探头构成的探测器(8)小组，第二小组在非装配仪器的位置，

-对于每个装有仪器的位置，计算测量的通量值和由核电站单元部分设备的参数计算的对应值之间的差，

-从对于装有仪器的位置得到的差开始，通过外推计算出每个非装配仪器的位置的相应的差，

-将一个代数值加到从核电站单元部分的设备的参数获得的空间通量分布值上，以减小分布在堆芯(1)的每个点的经计算得到的差。

3、权利要求1的方法，其特征在于：为了获得整个堆芯(1)的瞬时中子通量分布，

-从核电站单元部分的设备的参数第一次瞬时计算反应堆位置的堆芯(1)内中子通量的空间分布，其中使用了中子通量计算代码，并且所说的空间分布是在整个堆芯(1)上分布的各个点的一组中子通量值的形式，这组中子通量值包括一组装有仪器的位置，这里定位有中子通量测量探头构成的探测器(8)小组，

-对于每个装有仪器的位置，计算测量的中子通量值和由核电站单元部分设备的参数计算的对应值之间的差，

-利用这个计算的差对于中子通量计算代码的定义参数进行校正，

-从核电站单元部分的设备的参数第二次瞬时计算反应堆位置的堆芯(1)内中子通量的瞬时分布，其中使用了中子通量计算代码，这个计算代码包括了校正过的定义参数。

4、权利要求1的监测方法，其特征在于：使用来自于核电站单元部分的设备的参数的瞬时值和在堆芯中的每一点确定的最新中子通量值计算新的中子通量瞬时值，计算中使用了简化形式的计算代码。

5、权利要求1的方法，其特征在于：在大于使用所选探测器(8)小组进行测量所需时间间隔的时间间隔，这个较大的时间间隔一般约为一天，使用引入核反应堆堆芯内的一组探测器(8)实现一次中子通量测量，在一个计算机内在考虑到这些测量值的情况下计算出一个精确的中子通量分布，所说的计算机例如是核反应堆仪器仪表系统(RIC)的计算机，相对于精确的中子通量分布重新排列所确定的中子通量，其中考虑到由所选探测器(8)小组实现的测量值。

6、权利要求5的方法，其特征在于：在用来确定堆芯(1)中的精确中子通量分布的外部周期，使用核反应堆仪器仪表系统(RIC)的计算机(4)来实现此项目的，并且实现预报计算和模拟，以确定一旦发生报警应该对核反应堆控制变量采取的校正行动。

7、权利要求1的方法，其特征在于：核反应堆的堆芯(1)的至少一个运行参数是下述参数之一：线性功率(Plin)，临界供热比(REC)，堆芯功率的轴向不平衡(Dpax)，堆芯功率的方位不平衡(Dpaz)，抗反应性余量(MAR)。

8、权利要求1的方法，其特征在于：通过处理过程调节探测器(8)的探头(9)提供的测量信号，所说的处理过程包括在线加速电流形式的信号，对于每个信号隔离由于电子快速产生现象产生的电信号，和使用反向传输函数从隔离的电流信号确定中子通量值。

9、一种用于监测核反应堆堆芯(1)的至少一个运行参数的系统，包括多个沿堆芯(1)的竖直方向并排设置的燃料组件(2)，并且包括引入至少堆芯(1)的某些燃料组件(2)中的一组中子通量测量探测器(8)，每个中子通量测量探测器(8)都包括多个分布在堆芯(1)的竖直方向的中子通量测量探头(9)，这组中子通量测量探测器(8)连接到一个计算机(4)上，它是核反应堆仪器仪表系统(RIC)的计算机，其特征在于：它还包括一个监测单元(10)，监测单元(10)连接到中子通量测量探测器(8)并且由核反应堆的一个控制计算机控制，以便从引入堆芯的这组探测器(8)中选择出来的一个小组探测器(8)接收测量信号，这个小组中子通量测量探测器(8)包括的中子通量测量探测器(8)的数目n最多等于核反应堆堆芯(1)中燃料组件(2)的数目的15％，

监测单元(10)包括一个处理单元(14)，用于确定核反应堆堆芯(1)中的中子通量分布和功率分布，并且计算核反应堆堆芯(1)的至少一个运行参数和相对于所说运行参数限值的安全因子余量，并且，如果核反应堆堆芯(1)的至少一个运行参数达到限值，所说处理单元(14)还用于产生报警信号。

10、权利要求9的系统，其特征在于：探测器(8)经一个调节单元(11)连接到监测单元(10)，所说的调节单元(11)包括用于在线加速来源于由收集管组成的测量探头(9)的测量信号的装置。

11、权利要求9或10的系统，其特征在于：测量探头(9)由具有一个发射体的收集管组成，所说的发射体是由基于铑的材料制成。

12、权利要求9-11中任何一个所述的系统，其特征在于：核反应堆仪器仪表(RIC)计算机(4)具有一个用于调节测量信号的单元，为监测单元(10)提供一个备用计算机。

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