[发明专利]次临界反应性测量方法

说明书

技术领域

本发明涉及一种测量核反应堆的次临界中子增殖因数Keff的方法，更具体地讲，涉及一种确定在核反应堆芯处于次临界时发生的所有反应性变化的方法。

背景技术

在压水反应堆发电系统中，由于支撑在堆芯内的多个燃料棒中所发生的裂变链式反应，在压力容器芯内产生热。燃料棒在燃料组件内保持一定的空间关系，使得燃料棒之间的空间形成含硼水所流经的冷却剂通道。冷却剂水内的氢使燃料内的浓缩铀所发射的中子减速，以增加核反应次数，从而提高该过程的效率。控制棒导向管占据燃料棒位置散布在燃料组件内，并用于引导控制棒，这些控制棒能够插入堆芯或从堆芯抽出。当插入时，控制棒吸收中子，从而减少核反应次数和堆芯内产生的热量。冷却剂穿过组件流出反应堆之外，流到蒸汽发生器的管侧，然后热被传递给低压的蒸汽发生器的壳侧中的水，从而生成用于驱动涡轮机的蒸汽。按照闭环循环，从蒸汽发生器的管侧流出的冷却剂被主冷却剂泵驱动回到反应堆中，以重新开始上述过程。

核反应堆的功率级通常分为三个区段：源或启动区段、中间区段和功率区段。对反应堆的功率级进行连续监测，以确保安全运行。此类监测通常利用中子探测器来进行，所述中子探测器设置在反应堆芯外部和内部，用于测量反应堆的中子通量。由于反应堆中任意点处的中子通量均与裂变速率成比例，所以中子通量也与功率级成比例。

已经使用裂变和电离室来测量反应堆源区段、中间区段和功率区段中的通量。典型的裂变和电离室能够在所有的正常功率级下工作，然而，它们的灵敏度通常不足以精确地探测源区段中发射的低级中子通量。因此，当反应堆的功率级处于源区段时，通常使用单独的低级源区段探测器来监测中子通量。

当处于适当能级的自由中子撞击包含在燃料棒内的裂变材料的原子时，发生堆芯内的裂变反应。该反应导致释放大量热能(该热能被反应堆冷却剂从堆芯吸走)，并且导致释放额外的自由中子，这些自由中子可用于产生更多的裂变反应。这些释放的中子中的一些从堆芯逃逸或被中子吸收体(例如，控制棒)吸收，因此不会引起传统的裂变反应。通过控制存在于堆芯中的中子吸收材料的量，可控制裂变速率。裂变材料中总是会发生随机的裂变反应，但当堆芯停堆时，释放的中子以如此高的速率被吸收，使得不会发生持续的连串反应。通过减少中子吸收材料，直到给定反应级中的中子数等于前一反应级的中子数，该过程变为自持链式反应，反应堆被称为处于“临界”。当反应堆处于临界时，中子通量比反应堆停堆时高6个数量级左右。在一些反应堆中，为了使停堆的堆芯中的中子通量加速增加，以达到实际转变间隔，人造中子源被植入反应堆芯中包含裂变材料的燃料棒之间。该人造中子源带来中子通量的局部增加，以帮助使反应堆达到功率区段。

在不存在中子源的情况下，一个反应级中的自由中子数与前一反应级中的自由中子数之比被称作“中子增殖因数”(K_eff)，并用作对反应堆反应性的度量。换句话讲，核堆芯临界性的度量为K_eff，即，中子产生量与由毁灭和损失二者引起的总中子损失之比。当K_eff大于1时，产生的中子多于毁灭的中子。类似地，当K_eff小于1时，毁灭的中子多于产生的中子。当K_eff小于1时，反应堆被称作处于“次临界”。直到最近，仍没有直接的方法从源区段芯外探测器测量临界态将何时发生。核电站操作员通常通过多种方法来估计临界态将何时发生。一种估计临界态将何时发生的方法是将从源区段探测器获得的计数率的反比绘制为用于使核电站达到临界的条件改变(例如，抽出控制棒)的函数。当核电站达到临界时，源区段计数率接近无穷大，因此，计数率反比(ICRR)趋于零。由于反应堆芯内发生的反应的物理特性，ICRR曲线几乎总是凸的，有时是凹的。因此，从ICRR曲线估计核电站将达到临界的条件常有很多不确定性，而且还易受美国核管制委员会和核电运行协会相当大的审查。