目前，在核反应堆系统中，往往采用工艺管道的直角弯头两侧产生的压差进行流体的流量测量。也有采用节流式流量计测量冷却剂流量，但是由于工艺管道紧凑，不可能满足节流式流量计的安装技术条件。所以一般来说，必须建立一个大型的模拟装置，对流量计进行实际标定，这是一项十分繁杂的工作。另外随着核反应堆冷却剂输送管道的直径愈来愈大，流量情况更显复杂，从而使它的流量测量变得越来越不精确。为此，必须寻求一种新的，能解决问题的测量装置。国外已经对利用 放射性测量核反应堆中的冷却剂流量取得了成功。本文对此种测量装置的工作原理和实现方法作一些介绍。

本文在深入分析节流式流量计流出系数特性的基础上 ,提出了用动态流出系数提高流量测量精度的方法 ,对节流式流量计的具体应用 ,提高流量测量精度和范围度等具有指导意义