基本介紹
- 中文名：反應堆核功率測量
- 外文名：neutron power measurement of nuclear reactor
源量程,中間量程,功率量程,
核電廠是由核裂變生成的熱量來產生動力的，通常藉助於觀察直接與裂變率相聯繫的“輻射”來測量反應堆功率水平(核功率)。裂變反應中伴生的中子和γ射線在穿透若干距離之後仍能被探測到，因此核功率測量技術是建立在探測中子、γ射線或兩者同時探測的基礎上的。在動力堆內，裂變產物衰變時的γ輻射經常是本底γ的一個大的貢獻者。為了減少γ本底的影響，設定在堆芯四周(對壓水堆來說，設定在壓力容器外側)的核功率探測器通常選用中子探測器，這是核功率測量的主要手段。中子探測器的讀數需以熱功率標定，稱熱功率刻度。
反應堆功率的變化範圍極大(從幾瓦到幾百兆瓦)，因此儘管探測器的量程寬闊，採用一組探測器和電路也是不可能滿足要求的。最普通的方法是採用三個量程：源量程、中間量程和功率量程。為了能使控制和安全功能由一組探測器平穩地轉移到另一組探測器，一部分量程數據需由另一組探測器重複測量。典型的重疊量是一到兩個量級。
源量程
相應於反應堆從次臨界停閉狀態起動到臨界狀態的核功率測量。此時照射到探測器上的中子注量率通常是很低的，事實上，低到要數取單個的中子的情況。在此情況下，由於探測器可能處於比較高的γ本底場中，所以，使用脈衝式中子探測器給出計數率信號是唯一的方法。源量程的下限是由達到安全條件所需要的計數率所決定的。這種最低計數率一般為1~10計數/s。為了確保測量的可靠性，必須使反應堆在次臨界狀態下的中子計數率超過這個數值，為此，通常應在堆芯設定人工中子源。通常源量程覆蓋的中子注量率為10~2×10n/(cm·s)，相當於10~10%額定功率。
中間量程
相應於反應堆從臨界狀態提升到額定功率的10%左右時的核功率測量。中間量程的下限取決於源量程的最大值，典型的最高計數率是10計數/s，允許的解析度損失小於10%。中間量程信號取直流形式，因此難以與γ本底(也是直流信號)相區別。通常採用直流式γ補償中子電離室。要求在最惡劣情況下，當緊接在滿功率停堆後就立即起動時，把γ本底的貢獻保持在中子信號的10%以下。量程覆蓋的中子注量率為2×10~2×10n/(cm·s)，即10~10%額定功率。
功率量程
相應於反應堆額定功率的1%~150%。要求能精確地、按線性比例地讀出反應堆功率。在功率量程中干擾輻射通常不會帶來多大困難。沒有γ補償的中子探測器就可以滿足要求，但為了一致起見，可使用帶γ補償的中子電離室。測量範圍為5×10~5×10n/(cm·s)，相當於10~10% 額定功率。
此外，用γ射線探測器測量反應堆冷卻劑迴路中N的濃度來測量反應堆功率還正在研究中。N系冷卻劑中所含氧是經中子活化後產生的，其濃度與堆芯內的裂變率成正比，也就是說與核功率成正比。
