[发明专利]具有可变长度铑发射器的中子检测器组件

说明书

技术领域

本发明涉及测量核电站的反应堆芯中的中子通量值的领域。更特别地，本发明提供具有可变长度铑发射器的中子检测器组件、用于测量核电站中的中子通量的检测器组件、位于核燃料组件隔板网格(nuclear fuel assembly spacer grid)之间的可变长度铑发射器。

背景技术

为了在堆芯操作过程中精确地监视反应堆状况(condition)，在燃料组件中安装或放置用于核反应堆的检测器组件。用于监视反应堆中的这些核状况的检测器组件可由两种不同的检测器单元制成，每个检测器单元由不同的材料即铂和钒组合物、铑和钒组合物或钴和钒组合物制成。

现有检测器组件的某些设计测量从核电站的堆芯发出的伽马辐射。通过这些检测器进行的伽马辐射的测量使得核电站操作员能够粗略地确定特定时间的堆芯内的核放射性(activity)的量。但是，这些检测器组件的缺点在于，通过使用伽马辐射测量堆芯放射性，会遇到各种低效率。在普通的核芯中，燃料组件中的铀或其它材料的裂变提供伽马辐射的源。但是，堆芯中的其它材料也在堆芯操作中也变得具有辐射性，由此提供与作为燃料的结果出现的裂变过程无关的附加的伽马辐射。随着时间的过去，更多的材料变得具有辐射性，因此，背景伽马辐射分量变得更大。由于核燃料的裂变的轴以外的源存在这种伽马辐射，因此这种附加的背景伽马辐射导致核放射性的测量不准确。为了补偿这种附加的伽马能量背景读数，必须从由检测器测量的伽马辐射的总量减去附加背景辐射的估计，以提供在核芯中存在的估计的放射性的量。为了确定堆芯中的核放射性的量，各单个伽马辐射检测器的输出必须然后被计算机解释。计算机进行的对信号的解释通过由各单个辐射检测器产生的信号的复杂的数学分析被执行。这种复杂的数学分析尽管有好的意图，也会将不确定性引入在核芯中出现的核放射性的量的分析。因此，由于测量的伽马辐射值和随后确定的核芯放射性水平只是实际堆芯状况的粗略估计，因此对于电站操作员来说使用这种伽马能量检测器和伴随它们的使用的假设具有明显的缺点。

这些现有的检测器组件设计具有位于核燃料组件中的隔板之间的各单个检测器。核燃料组件的隔板之间的各单个检测器的位置允许不受阻碍地接收来自核芯的伽马辐射，使得可以进行核放射性的确定。位于隔板元件之间的各单个检测器长度相等，并被认为是点测量装置。在其它的燃料组件设计中，等长伽马能量检测器沿核燃料组件的轴向的间隔被放置，而一组伴随的钒检测器沿燃料组件的整个轴向长度被放置。在另一配置中，钴检测器沿着核燃料组件的轴向长度被放在相等的长度上。间隔相等的伴随的钒检测器也被放在隔板网格元件之间。这些检测器组件设计都不在核燃料组件中的更远的区域中即各单个隔板之间的间隔具有不均匀配置的组件的顶部或底部提供检测能力。由于这些位置不被监视，因此这些检测器系统假定核燃料组件的顶部或底部的核通量状况在期望的参数内。如果局部化的反应在这些顶端或底端区域更大，那么会出现潜在的燃料损伤。目前不通过这些系统执行这些区域的测量。

现有的核燃料组件检测器系统以在分析上简单的方式处理这些配置。这些系统在分析上将检测器处理为在核芯中的特定点上测量伽马辐射能量。作为使用这种分析技术和检测器系统的结果，在核燃料组件内测量五个点或六个点，并且不执行沿核燃料组件的轴向出现的核放射性的总体分析。

铂被用于一些核燃料组件检测器系统中，以测量在核芯中存在的伽马辐射。如上所述，由于在核芯中存在可对伽马辐射场有贡献的几种辐射源，因此核燃料组件中的伽马辐射放射性的测量易于出错。铂不被用于确定总体中子通量。由于钒提供非常小的根据其可获得任何测量的堆芯量的信号，因此在检测器组件设计中使用钒还限制检测器组件设计的总体效果。为了获得可觉察的量的信号，钒部件必须具有相当大的尺寸以传送分析用信号。本领域技术人员很容易理解，核燃料组件的紧凑的设计是优选的，而非体积庞大而效率较低的燃料组件系统。

某些现有的检测器系统测量反应堆燃料组件中的中子通量。这些检测器系统提供填充诸如氦的气体的外壳，使得阳极和阴极位置分别在系统的中心和外壳的边缘上。这些检测器系统被放在核燃料组件内，但是检测器系统不被安装在核燃料组件的边缘区域内。测量中子通量的其它的检测器系统被设计为迅速插入核燃料组件内(即，它们在堆芯内是可移动的)，但具有不在堆芯内长期提供中子通量场的分析的明显的缺点。这些可移动的检测器系统在暴露于堆芯内的常驻的辐射之后迅速劣化，并且不被配置为或设计为在核芯内长时间驻留。