自校准、高精度、长寿命的铑钒双发射体核堆芯内探测器

技术领域

本发明涉及用于核反应堆的自给能堆芯内中子探测器。特别地，本 发明提供一种一个自给能堆芯内中子探测器在运行的核反应堆的堆芯内 通过用作校准基准的第二自给能堆芯内中子探测器来校准的方法和装 置。

背景技术

自给能堆芯内中子探测器一般被用来测量商用核动力反应堆中的堆 芯功率分布，因为此类探测器因提供与堆芯功率直接相关的中子通量的 直接测量而为人所知。通常，自给能堆芯内中子探测器被安置于核反应 堆堆芯内的固定位置，并且仅在反应堆换料操作期间才更换。固定的探 测器在整个堆芯循环期间保留于相同的燃料组件位置，保留于同一轴向 位置。也就是，探测器在燃料组件装载于堆芯内之后插入关联的燃料组 件的仪器管中，并且在燃料组件重定位于堆芯内之前从仪器管中取出。

堆芯内中子探测器（即，定位于核反应堆堆芯内的探测器）允许反 应堆操作者来监测反应堆堆芯的状况，并且允许其比堆外探测器（即， 定位于核反应堆的堆芯外的探测器）更大的精确度来计算及连续观察反 应堆的堆芯功率分布。这得到了增大的发热限制裕度（提供更高的容许 功率水平或峰值因子）、附加的操作空间和/或在燃料管理方面更多的灵 活性。

美国专利No.3,375,370公开了自给能堆芯内中子探测器。这些自给 能堆芯内中子探测器具有由因中子辐照而发射出电子的导电或半导电材 料形成的发射体，在暴露于中子通量时相对发射体产生较少电子的收集 体，以及在发射体与收集体之间的绝缘体。优选地，绝缘体的电性质在 长时间暴露于强辐射场下仍基本上保持不变。据报告，来自探测器的信 号与探测器的中子吸收速率成正比。

如在美国专利No.3,375,370的表1中所报告，能够起着发射体的作 用的已知材料包括铑、钒、铝、银、镉、钆、钴及钪；已知的收集体材 料包括铝、镁、钛、镍、不锈钢、镍铬合金及锆率合金，而已知的绝缘 体包括氧化铝、氧化锆、氧化镁及氧化硅。

发射体由于发射体原子的原子核对中子的俘获而发射出电子，随后 是所产生的活化核子的β衰变，其中β衰变包括中子随着β粒子（即， 电子）的发射而转变为质子，随后是俘获产物。例如，在铑发射体中， ¹⁰³Rh原子核吸收中子，并由此转变为¹⁰⁴Rh。然后，¹⁰⁴Rh原子核经历β 衰变，发射出γ辐射和β辐射，即，γ射线光子和电子。一部分高能电 子逸出发射体，并且被收集于探测器护套内。一小部分电子在中子吸收 后即时发射出，而活化核子的剩余部分经历半衰期为42秒的β衰变。

探测器的发射体信号通常被放大，被数字化，并且然后被处理以针 对背景发射和发射体燃耗效应进行校正。对于铑发射体，¹⁰³Rh原子核 在所产生的¹⁰⁴Rh原子核的β衰变之后的中子吸收使该原子核的原子数 增加1。从而，该原子核嬗变为¹⁰⁴Pd（钯-104）原子核，由此减少发射 体中可用于吸收附加中子的¹⁰³Rh的数量。因此，由发射体产生的信号 由于发射体燃耗而随使用减弱。对于某些发射体（例如，铑），该减弱 速率是公知的，但是对于其他发射体则比较不确定。

由于每个俘获-发射事件都会导致原子质量和原子数的变化，因而 由发射体产生的信号以及发射体的寿命是发射体材料的中子吸收截面的 函数。因而，一般用作自给能堆芯内中子探测器内的发射体的铑产生信 号大约为由钒产生的信号的15倍，但是具有相比较于钒的寿命显著要 短的寿命，可参见美国专利No.3,375,370的第4栏、第26至32行及表 2。

美国专利No.3,879,612公开了一种接合为整体结构的用于测量中子 通量的多传感器辐射探测系统。该系统的接合整体结构包括为了可移除 地插入核反应堆芯内而并行连接为辐射探测器探针的自给能探测器及电 离室或裂变室。当连接至负载阻抗时，该探测系统提供仅来自自给能探 测器的中子通量信号。当连接至负载阻抗和电压源时，该探测系统提供 中子通量信号，该中子通量信号基本上仅为来自电离室或裂变室的中子 通量信号，因为来自该探测器的中子通量信号比来自自给能探测器的信 号大得多。该自给能探针按照以上所讨论的美国专利No.3,375,370所公 开的自给能堆芯内中子探测器的方式来起作用。具有铑发射体和钒发射 体的自给能堆芯内中子探测器被作为示例，但是没有公开铑发射体和钒 发射体一起的使用。

美国专利No.3,904,881公开了补偿中子探测器中的发射体材料的γ 辐射灵敏度的自给能中子探测器。每个探测器含有两种发射体材料对于 γ辐射具有不同灵敏度的，其中发射体材料之一或两者同样对中子通量 敏感。在一种布局中，第一发射体材料形成对中子通量和γ辐射两者都 敏感的发射体，而第二发射体材料形成对γ辐射敏感而对中子通量几乎 不敏感的发射体，其中这两个发射体为单个收集体所容纳并且由绝缘测 量分隔开。来自探测器中的这两个发射体的信号被用来补偿来自γ辐射 的任意信号。在第二种布局中，两种发射体材料被形成为单个发射体， 其中这两种材料丢对γ辐射敏感，但具有相反的极性，并且共同形成为 单个发射体。极性的差异会补偿γ辐射信号。用于单个探测器中的两种 发射体材料的组合包括铑-钒。

美国专利No.4,426,352公开了中子探测器对的阵列，其中每对中子 探测器都具有对中子通量的变化几乎即时响应的瞬发响应探测器，以及 仅在中子通量变化结束后的一段时间之后才达到平衡的缓发响应中子探 测器。探测器对在轴向上沿着反应堆堆芯的有效燃料高度间隔开。由于 缓发响应探测器通常需要至少大约1分钟来提供有用的信号，因而缓发 响应中子探测器无法用于反应堆控制或安全通道中，而是仅限定于提供 功率分布的历史记录以及在功率操作模式期间的变化。在所公开的探测 器对中，更为精确的缓发响应探测器为精度较低的瞬发响应探测器提供 总体上连续的中子通量校准。所公开的探测器对具有与瞬发响应铪探测 器配对的缓发响应铑探测器。根据美国专利No.4,426,352，铑仅具有以 上所述的那一种中子活化模式，并且缓慢耗减以足以允许精确地进行耗 减校正，使得在稳态条件下能够容易地使用从所配对的铑探测器的信号 中得出的功率来校准来自瞬发响应铪的信号。

美国专利No.5,251,242公开了一种由几个比较短的独立铑探测器及 单个全长度钒基探测器构成的探测器布局的推广（marketing）。据报 告，钒具有低但不可忽略的中子吸收截面，据报告在2200m/sec下为 4.5靶恩，与此相比，铑为156靶恩。但是，据报告，体块较大的钒发 射体生成可用的信号，而仅经历由嬗变引起的很缓慢的耗减。根据美国 专利No.5,251,242，在原理上有可能将来自长钒探测器的输出信号用作 以下基准：将由个体铑探测器段生成的信号与之比较以跟踪铑探测器由 中子诱发的嬗变所致的耗减的速率。但是，单个长钒探测器的输出信号 仅表征复杂的时变轴向功率分布的空间积分。因而，该专利揭示：将个 体铑探测器的信号与来自长钒探测器的信号关联是有问题的。

作为代替，美国专利No.5,251,242公开了轴向分布于反应堆组件内 的铂探测器段连同相同组件内的空间上全等的对应长度的钒探测器段一 起的使用。钒探测器被用来校准铂探测器的信号，去除来自铂探测器的 响应信号的延迟产物的γ射线通量贡献。作为选择，全长度铂探测器与 全长度钒探测器配对以针对空间上全等的全长度钒探测器来校准全长度 铂探测器，以确定对反应堆中的γ射线敏感的短铂段的必要补偿。

美国专利申请No.2006/0165209公开了具有一组同伴型 （companion）钒探测器的等效长度的γ能量探测器沿着核燃料组件的 轴线方向的间隔的现有技术布局，以及具有同伴型钒探测器的钴探测器 沿核燃料组件的轴向长度向下按相等长度的布局。

国际公开No.WO97/13162公开了具有钒中子敏感探测器元件和γ 辐射敏感探测器元件（优选为铂）的自给能固定堆芯内探测器。中子敏 感的钒发射体元件具有低中子吸收截面，并且延长有效燃料区的长度， 生成代表着全长度反应堆功率的全长度信号。γ辐射敏感探测器元件包 括许多并列的γ敏感发射体元件，优选为铂，但作为选择有锆、铈、钽 或锇元件，依次提供不断增加的与中子敏感发射体元件的重叠部分，以 界定有效燃料区的轴向区并生成分配信号。由中子敏感发射体元件生成 的全长度信号中可归于堆芯的每个轴向区的部分根据由γ敏感元件生成 的分配信号之比来确定。分配信号之比降低了裂变产物的缓发γ辐射的 影响，并且瞬态响应（transient response）据报告通过过滤掉该由γ敏 感发射体元件生成的分配信号的分量来进一步提高。

在提供在核反应堆的运行期间通过具有相当短的寿命的高中子吸收 截面的自给能堆芯内中子探测器来对长寿命且低中子吸收截面的自给能 堆芯内中子探测器进行的校准，使得在短寿命的探测器由于发射体材料 的耗减而不再有用之后能够使用长寿命的自给能堆芯内中子探测器方面 还没有已知的现有技术。

发明内容

本发明涉及一种用于为了在核反应堆堆芯中长期使用这对自给能中 子探测器而以第二自给能中子探测器来校准第一自给能中子探测器的方 法及装置。本领域技术人员应当理解，自给能中子探测器的寿命是若干 因素的函数，主要是中子探测器的总辐射受照量（irradiation  exposure）。因此，中子探测器的寿命能够根据中子探测器在堆芯内的 位置及轴向位置而显著不同。因而，定位于堆芯内中子通量比较高的区 段内的自给能中子探测器，具有仅为单个反应堆循环的寿命。相比之 下，定位于堆芯内中子通量比较低的区段内的自给能中子探测器可以具 有多个反应堆循环的寿命。

本发明的方法包括：使至少一对自给能中子探测器暴露于核反应堆 内的中子通量，其中该对探测器中的每个自给能中子探测器都产生与同 一中子通量成比例的信号。该对自给能中子探测器包括第一自给能中子 探测器和第二自给能中子探测器。第一及第二自给能中子探测器每个都 包含发射体和收集体。在每对探测器中的第一自给能中子探测器的发射 体都包含第一发射体材料，而在每对探测器中的第二自给能中子探测器 的发射体都包含第二发射体材料，其中第二发射体材料具有比第一发射 体材料的中子吸收截面大的中子吸收截面。

在本发明的方法中，第一及第二自给能中子探测器各自对核反应堆 堆芯中的同一中子通量的响应使用数据采集系统来同时地测量，并且在 足以于给定的发射体耗减下为第一发射体材料确定热中子灵敏度的一段 时间内用由该对探测器中的第二自给能中子探测器响应于中子通量而产 生的信号来校准由该对探测器中的第一自给能中子探测器响应于中子通 量而产生的信号。

优选地，第一自给能中子探测器的发射体包括钒，以及第二自给能 中子探测器的发射体包括铑。优选地，在核反应堆的堆芯内的中子通量 以铑自给能中子探测器来监测，直至在铑自给能中子探测器中的铑高度 耗减，并然后中子通量以经校准的钒自给能中子探测器来监测。优选 地，以经校准的钒自给能中子探测器来监测中子通量在铑探测器的灵敏 度已经耗减了大约68%时开始。也就是，铑探测器对中子的灵敏度已经 由探测器中的铑的耗减降低至辐照前的探测器的灵敏度的大约32%。但 是，据发现，以经校准的钒自给能中子探测器来监测中子通量能够延迟 到直至铑探测器的灵敏度已经耗减了大约80%。

应当注意，自给能中子探测器的灵敏度耗减通常与探测器的材料耗 减不相同。例如，铑探测器68%的灵敏度耗减通常对应于探测器中的铑 大约80%的耗减。

一旦将对中子通量的监测从第二自给能中子探测器切换至经校准的 第一自给能中子探测器，已耗减的第二自给能中子探测器的响应则能够 以来自经校准的第一自给能中子探测器的响应来校准。

本发明的装置包括至少一对自给能中子探测器，其中每个自给能中 子探测器在暴露于中子通量时都产生与中子通量成比例的信号。该对探 测器包含第一自给能中子探测器和第二自给能中子探测器，并且在该对 探测器中的第一及第二自给能中子探测器每个都包含发射体和收集体。 在每对探测器中的第一自给能探测器的发射体包括第一发射体材料，而 在每对探测器中的第二自给能探测器的发射体包括第二发射体材料，其 中第二发射体材料具有比第一发射体材料的中子吸收截面大的中子吸收 截面。该对探测器中的两个探测器都被定位于核反应堆内，使得该对探 测器中的第一及第二自给能中子探测器暴露于同一中子通量场下。第二 自给能中子探测器在该对探测器中的第一自给能中子探测器暴露于中子 通量时为其提供校准信号。优选地，第一发射体材料是钒，而第二发射 体材料是铑。

附图说明

图1示出了本发明的一种装置；

图2示出了本发明的一种探测器组件，包括多个探测器；

图3示出了在图2所示的探测器组件的3-3处的截面；

图4示出了可用于本发明的一种自给能中子探测器；

图5示出了在图4所示的自给能中子探测器的5-5处截面；

图6示出了在图4所示的自给能中子探测器的6-6处截面；

图7示出了定位于外护套内的一对自给能中子探测器，该外护套定 位于核燃料组件的仪器管内；

图8示出了铑自给能中子探测器的归一化灵敏度对消耗电荷 （expended charge）的曲线图；以及

图9示出了铑自给能中子探测器的归一化灵敏度对发射体耗减的曲 线图。

具体实施方式

本发明涉及在运行的核反应堆的堆芯内使用来自第二自给能堆芯内 中子探测器的信号来校准来自第一自给能堆芯内中子探测器的信号，使 得第二堆芯内中子探测器被用作校准基准的方法及装置。优选地，核反 应堆是轻水反应堆，例如，压水反应堆（PWR）或沸水反应堆 （BWR）。

优选地，本发明所使用的自给能中子探测器是美国专利No. 3,375,370所公开的那种类型的自给能中子探测器。这些自给能堆芯内中 子探测器具有由因中子辐照而发射出电子的导电或半导电材料形成的发 射体，在暴露于中子通量时相对发射体产生较少电子的收集体，以及在 发射体与收集体之间的绝缘体，其中绝缘体的电性质优选地在长时间暴 露于强辐射场下仍基本上保持不变。本领域技术人员应当理解，中子通 量是每单位时间跨越每个中子探测器的表面上的给定面积的中子数的度 量。最优选地，发射体材料是铑或钒，其中用作基准探测器的每个铑自 给能中子探测器通常与钒自给能中子探测器配对，该钒自给能中子探测 器在本发明中被校准。

优选地，发射体中的铑和钒的纯度是很高的，并且，最优选地，大 于99%。可用的绝缘材料是本技术领域中所已知的，并且优选为具有大 于10GΩ（100亿欧姆）的电阻。氧化铝已经被证明为特别有用且有效 的。如上所述，已知的收集体材料包括铝、镁、钛、镍、不锈钢、镍铬 合金及锆铝合金。优选地，收集体材料是镍基材料，例如，可从特种金 属公司（Special Metals Corporation）购得的600。 600是合金，含有72%的镍、14-17%的铬、6.0-10%的铁、 1%的锰、0.5%的铜、0.5%的硅、0.15%的碳、0.015%的硫。优选地， 定位于探测器组件内以充当用于保持探测器组件的束状配置（bundle  configuration）的隔离物并使探测器轴向定位的填充丝线（filler  wire），以及与发射体连接以将探测器信号从发射体传送至数据采集系 统的引出丝线（lead wire），都由与收集体相同的材料形成，该材料优 选为镍基合金，例如，600。

通常，可用于本发明的铑探测器具有0.054-0.062英寸的外直径 （其中0.062英寸是优选的），0.012英寸的绝缘厚度（即，发射体与收 集体的内表面之间的距离），0.018英寸的铑发射体直径，其中总体直径 的剩余部分是收集体的厚度。引出丝线的直径为大约0.009英寸。典型 的钒探测器具有约0.0560-约0.0824英寸的外直径，钒发射体直径为 0.0200-0.0384英寸，其中钒发射体的优选直径为0.0384英寸，而绝缘 厚度、收集体厚度及引出丝线直径与铑探测器中的基本上相同。铑探测 器和钒探测器两者的收集体的厚度通常为约0.006-约0.010英寸。优选 地，铑探测器与钒探测器之间的距离为大约0.15-0.30英寸，并且通常 随导向套管及燃料组件的仪器管（用于给探测器组件装上外壳）的尺寸 以及所使用的探测器数而定。

虽然本发明在此根据铑/钒对来公开，但是本发明并不限定于铑/钒 对。作为代替，本发明涉及中子敏感探测器以及为延长该探测器对的寿 命而对此类中子敏感探测器进行的内部校准。优选地，中子敏感探测器 是自给能中子探测器。因而，本发明与用于校准探测器对中的一个探测 器的现有技术的系统是根本上不同的，该现有技术的系统包括中子敏感 探测器和γ敏感探测器，例如，用于保护系统中的成对的探测器。

对于可用的中子敏感探测器，由于此类探测器所期望的特性，包括 信号的幅度、探测器的可能寿命、发射体反应的简单性及纯度，铑和钒 是最优选的。此外，目前，铑是唯一可获得其耗减特性的详细知识的发 射体材料。但是本领域技术人员应当意识到，随着有关其他发射体材料 的耗减特性的详细知识的逐渐获得，本发明能够应用于使用与铑和钒不 同的发射体材料的探测器。

第一及第二自给能堆芯内中子探测器被配对以在核反应堆堆芯中长 期使用。如本文所使用，术语“长期使用”是自给能堆芯内中子探测器 在核反应堆堆芯中的位置的函数。自给能中子探测器的寿命是若干因素 的函数，主要有中子探测器的总辐射受照量。因此，中子探测器的寿命 能够根据中子探测器在堆芯中的位置及轴向位置而显著不同。因而，定 位于堆芯内中子通量比较高的区段内的自给能中子探测器可以具有仅为 单个反应堆循环的寿命。相比之下，定位于堆芯内中子通量比较低的区 段内的自给能中子探测器可以具有为多个反应堆循环的寿命。因而，对 于暴露于堆芯内中子通量比较高的区段的探测器，探测器的“长期使 用”可以是附加的单个反应堆循环的长度，但是在暴露于比较低的中子 通量时可以是若干附加的反应堆循环的长度。本领域技术人员应当理解 中子通量在核反应堆堆芯内是如何随位置而改变的。优选地，以本发明 的方法，中子探测器对的长期使用为经过多个反应堆循环。

优选地，至少一个探测器对被定位于反应堆堆芯中的核燃料组件 内。第二或基准探测器的发射体对于中子俘获具有比第一或经校准的探 测器的发射体高的截面。因此，基准探测器在发射体材料耗尽之前的可 用寿命显著小于经校准的探测器的可用寿命。此外，基准探测器的初始 中子探测响应显著大于经校准的探测器的初始中子探测信号。但是，由 于经校准的探测器的寿命较长，因而经校准的探测器较低的中子探测响 应与基准探测器的中子探测响应相比变化得更缓和，使得经校准的探测 器对中子通量的响应最终变得比基准探测器的中子通量响应更大。

优选地，基准探测器的发射体材料包括铑，而经校准的探测器的发 射体材料包括钒。但是，自给能中子探测器的任何组合在本发明中都能 够使用，只要所配对的探测器的不同发射体材料的中子俘获截面存在显 著的差异，使得经校准的探测器的可用寿命长于基准探测器的可用寿 命。铑作为用于基准探测器的发射体的材料是优选的，因为铑的发射体 燃耗性质是公知的。钒作为用于经校准的探测器的发射体的材料是优选 的，因为钒的中子俘获及嬗变会导致发射体材料的很缓慢的耗减。

由于在每对探测器中的基准探测器的中子通量响随着发射体材料的 嬗变而减弱，因而该探测器的中子通量响应将变得较不可靠。但是，在 基准探测器的灵敏度显著耗减（例如，对于铑探测器为约68%-约 80%）时，第二探测器将会受到良好地校准。因此，经校准的探测器然 后能够被用来校准耗减程度更高的基准探测器，由此提供双向校准。

以另一个中子敏感探测器对一个中子敏感探测器的校准仅取决于使 用量，并从而取决于探测器中的发射体耗减量，并且是比较直接的。校 准过程在反应堆运行期间基本上是连续执行的，即时时刻刻（instant- by-instant）都在执行，并且提供中子通量对探测器的影响的精确的历 史记录用于该校准。

自给能中子探测器优选地按以下方式进行校准：

来自自给能中子探测器的信号使用类型为本技术领域所熟知的放大 器及信号俘获电路（例如，美国专利No.3,375,370所公开的那些放大器 及信号俘获电路）来放大和测量。优选地，使用前置放大器系统来减去 由γ发射产生的背景信号。再者，此类前置放大器是本领域技术人员所 熟知的。优选地经过了背景消除的来自铑探测器的测量信号首先使用耗 减-校正关系（对于铑为已知的）来转换为与应当在等效的新的铑探测 器下所获得的那些信号对应的信号。铑自给能中子探测器的灵敏度变化 相对于消耗电荷（即，单位为库伦的来自发射体材料的响应的经时间积 分的测量信号）以及材料耗减的曲线图分别示出于图8和9中。本领域 技术人员应当理解，标示于图8和9中的灵敏度值是无单位的分数，它 等于来自探测器的测量响应信号除以针对探测器所测得的初始响应信 号。类似地，标示于图9中的材料耗减值也是无单位的分数，它等于在 中子俘获之后经过嬗变的发射体材料的大小除以探测器中的发射体材料 的初始大小。

经耗减校正的信号然后基于以中子代码系统生成的转换因子来转换 为功率。当前，用于该用途的大部分中子系统都包括三维（3D）堆芯码 和二维（2D）频谱码，例如，ARCADIA代码系统，该代码系统可从 AREVA NP购得，并且在2007年旧金山国际LWR燃料性能会议 （2007San Francisco International LWR Fuel Performance Meeting） 上经过讨论。3D堆芯码通过节点来模拟所关心的真实全堆芯，每个节 点代表着燃料组件在径向上的分数（通常为25%或100%）以及在轴向 上的若干英寸（大约3-10英寸）。在该3D堆芯码中的每个节点的所需 特性使用无限栅格模型来生成，该无限栅格模型具有2D频谱码并且具 有包括所关心的节点的用于燃料组件的径向切片的基本的物理及机械数 据。

在该优选的校准过程中，同样经过背景消除的来自钒探测器的测量 信号以相同的方式来处理。但是，对于钒探测器，耗减-校正关系是尚 未知道的。在校准过程的开始时，对于在钒探测器灵敏度与钒消耗电荷 之间的耗减-校正关系通常假定为线性关系，斜率的初始估值由可获得 的总电荷的估值来设定。可获得的总电荷的估值使用新的钒探测器的预 计反应速率以及来自新的钒探测器的测量信号来获得。所产生的功率然 后与以来自铑探测器的测量信号生成的功率进行比较。然后在迭代过程 中使用这些比较来调整所假定的斜率，以匹配转换自钒探测器及铑探测 器所测得的信号的所产生的功率。

在随时间（例如，经过一个或两个运行循环）积累了数据之后，钒 探测器的耗减-校正关系的函数形式优选地从线性形式改变为与铑探测 器的耗减-校正关系的形式相似的指数形式，因为根据探测器的物理行 为，这种形式在理论上更准确。继续进行若干附加循环的此类调整以在 铑探测器的寿命终结达到之前为钒探测器提供具有所期望的指数形式的 相当精确的耗减-校正关系。

除了提供由暴露于中子通量所导致的发射体的同位素数密度变化的 度量之外，中子通量对探测器的影响的精确历史记录同样提供探测器响 应如何由于暴露于中子通量而随时间改变的度量。例如，在钒发射体已 经开始使用并从而燃耗了一段时间之后，钒同位素数密度被部分耗减， 并且在钒探测器中的β逸出概率同样被改变。由于钒的中子吸收截面是 比较小的，使得钒发射体缓慢地耗减，因而钒发射体的预期寿命比铑发 射体的寿命长得多。在钒发射体的预期寿命内，探测器的性质，包括在 探测器的钒发射体内的总的同位素数密度及同位素数密度的分布以及堆 积于探测器的绝缘体内的电位，仍然能够随着探测器的使用而显著地改 变。但是，以中子通量对探测器的影响的精确的历史记录，本发明的方 法和装置提供了对探测器的校准，该校准允许经校准的探测器长时间 地，并且优选为在若干反应堆循环内提供有关中子通量的有用信号。

与大部分现有技术的钒自给能堆芯内中子探测器相比，可用于本发 明中的钒探测器并非是全长度的。在每个探测器对中的钒探测器的长度 与该对探测器中的铑探测器的长度基本上相同，即，通常为大约5-15 英寸，但是根据需要能够是更大的或者小到不足1英寸。因此，在美国 专利No.5,251,242中所提出的有关单个长钒探测器的输出信号的问题 （该输出信号能够仅表征反应堆复杂的时变轴向功率分布的空间积分） 被自动解决了，并因此不会出现于本发明中。

优选地，在本发明中，基准探测器及经校准的探测器两者（优选 地，分别为铑和钒）具有用于消除几乎所有γ辐射感生的背景信号的双 引线，使得探测器提供不受γ辐射影响的中子通量响应。优选地，γ辐 射背景信号使用前置放大器电路来从探测器信号中减去。作为选择，γ 辐射背景信号能够在数据采集系统中使用算法从探测器信号中减去。

此外，尽管显著短于现有技术的全长度探测器，但经校准的探测器 （优选为钒探测器）按照提供尽可能多的发射体材料以提供最大量的可 能信号的方式来制备。

本发明提供了在经校准的探测器（例如，钒探测器）的信号强度与 寿命之间的关系，这允许在基准探测器（例如，铑探测器）的信号强度 与寿命之间的已知关系得以延长至更高水平的发射体燃耗。也就是，一 旦第一或经校准的探测器使用第二或基准探测器的输出来校准，经校准 的探测器就能够被用来重新校准已耗减的基准探测器，延长基准探测器 的可用寿命。这提供了双向的校准。所需要的只是基准探测器具有已知 的发射体耗减特性，例如，在图8和9中所示出的铑自给能中子探测器 的发射体耗减特性。

图1示出了根据本发明的装置。图1示出了典型的核动力反应堆配 置，在该核动力反应堆配置中，堆芯内通量监测系统（17）穿过堆芯内 仪表箱（11）并穿过反应堆容器底头部（bottom head）（42）来到达反 应堆堆芯（10）。本发明可用于具有代替堆芯内箱的“密封台（seal  table）”的其他反应堆类型中，或者可用于其中堆芯内通量监测系统穿 过代替反应堆容器底头部（42）的反应堆容器顶头部（41）来到达反应 堆堆芯的其他反应堆类型中。本发明可应用于上述反应堆类型中的任一 类反应堆中，并将在其中起作用。

如图1所示，堆芯内通量监测系统（17）在反应堆运行期间是固定 的，并且连续测量堆芯中子通量。中子通量测量值由定位于堆芯（10） 内的选定位置的探测器组件（12）来获得。

图2和3示出了根据本发明的探测器组件配置，该探测器组件配置 包括多对图4所示的那种自给能中子探测器。图3所示的自给能中子探 测器对（25）在探测器组件（12）中位于不同的轴向位置，以根据核堆 芯监测的需要测量在堆芯（10）内的不同轴向高度处的通量。每个探测 器组件（12）都被插入核燃料组件的仪器管内。如图1所示，导向套管 （14）从燃料组件（43）的底部延伸穿过反应堆容器底头部（42），并 且终止于堆芯内仪表箱（11）或密封台内。如图2所示，探测器组件 （12）将包括适当设计的压力界限法兰（16），以在反应堆运行期间提 供密封并防止反应堆冷却水的损耗。本领域技术人员应当理解，探测器 组件的外直径必须是能够将探测器组件插入导向套管和仪器管内的。

在图2和图3中所示出的探测器组件（12）包括若干个图4所示的 自给能中子探测器（15），该等自给能中子探测器（15）沿着图1所示 的堆芯（10）的有效燃料高度的长度轴向间隔开。优选地，如图3所 示，探测器被布置于外护套（outer sheath）（24）内。更优选地，它们 被布置于中心部件（23）的周围，该中心部件（23）优选为套管、固体 丝线或位于中心的热电偶。用于外护套（24）的以及用于用作中心部件 的管件或固体丝线的材料是可用于收集体的任意材料，并且优选为与收 集体的材料相同。如图所示，探测器组件（12）包括铑探测器（15’） 和钒探测器（15’’）。对于每个自给能中子探测器对（25），铑探测器 （15’）和钒探测器（15’’）包含于同一探测器组件（12）内并定位于同 一轴向（垂直）水平，以创建自给能中子探测器对（25）。将钒探测器 （15’’）定位于在侧向（横向）方向远离其配对的铑探测器（15’）之处 （如图7所示），提供了使用所配对的铑探测器的输出来对钒探测器的 精确校准，从而提供高精度于长探测器寿命的组合。在某些实施例中， 为了减少探测器组件（12）内的探测器总数及探测器组件（12）的尺寸 （直径），在探测器组件（12）中的最上端及最下端的轴向位置可以仅 含有铑自给能中子探测器（15’），假定在那些轴向位置的通量是低得多 的，使得铑探测器在那些位置的燃耗不会达到铑探测器的可用寿命。

如图3所示，填充丝线（22）被定位于探测器组件内，以充当用于 在探测器组件（12）的外护套（24）内保持束状配置的且用于轴向定位 探测器的间隔物。如图4所示，发射体（31）定位于图3所示的那种自 给能中子探测器（15）内并且定位于探测器组件（12）内。自给能中子 探测器（15）具有充当探测器收集体（30）的外护套，用于将自给能中 子探测器的中子敏感元件（即，发射体（31））封入其内。发射体 （31）优选为铑或钒。自给能中子探测器（15）具有与用于传送来自发 射体（31）的探测器信号的发射体（31）连接的引出丝线（21）。自给 能中子探测器（15）还具有与发射体（31）绝缘的引出丝线（20），该 引出丝线（20）传送背景γ辐射信号。引出丝线（20）和（21）两者都 被定位于收集体（30）内的陶瓷绝缘（32）（例如，氧化铝）所包围。 图5和6示出了图4所示的探测器（15）的截面细节。

当暴露于核反应堆内的中子通量时，中子被自给能中子探测器 （15’）和（15’’）的发射体（31）内的发射体原子的原子核所吸收，使 这些原子的原子核发生嬗变，并产生β衰变。所发射出的β电子的至少 一部分被收集体（30）吸收，在探测器引出丝线（21）中产生电流。同 时，由于背景γ辐射而通常会在引出丝线（21）中产生电流。优选地， γ辐射信号同样产生于与发射体（31）绝缘的引出丝线（20）内。通过 从引出丝线（21）内的信号中减去引出丝线（20）内的背景γ辐射信 号，与中子通量成比例的信号优选地从自给能中子探测器（15’）和 （15’’）中获得。

自给能中子探测器（15’）和（15’’）在任意给定的时刻都暴露于基 本上相同的中子通量下。因而，在任意给定的时刻，由自给能中子探测 器（15’）和（15’’）产生的每个信号都与中子通量成比例，但是将会由 于基准探测器及经校准的探测器的发射体的性质差异而具有不同的振 幅。在由基准探测器及经校准的探测器产生的信号之间的关系被确定， 考虑了经校准的探测器的耗减特性，使得经校准的探测器能够得以校 准。

以上根据自给能中子探测器对（25）描述了本发明。但是，每个探 测器组件通常都包括至少四个探测器，其中两个探测器形成第一探测器 对（25），而另外两个探测器形成第二探测器对（25）。优选地，探测器 组件包括12个探测器，其中10个探测器形成5个探测器对（25），而 两个探测器是个体探测器，如上所述。最优选地，在每个探测器对中的 第一探测器具有钒发射体，并且与具有用来校准钒发射体的铑发射体的 第二探测器配对。最优选地，个体探测器具有铑发射体。