利用16N放射性测量核反应堆中的冷却剂流量

　　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。

　　测量原理

　　在核反应堆堆芯中，核燃料二氧化铀在中子的轰击下，使么235U发生裂变，在裂变成其它生成物的过程中产生裂变中子，这些裂变中子中的快中子轰击冷却剂中的氧原子，当快中子的能级大于10MeV时，使氧原子产生一种同位素，业带有强放射性。根据上述特性，利用两只的丫敏感探测器安装在反应堆回路管道旁，就构成了流量测量装置(图1)，两只探测器之间有一定的距离，这个距离d是任意选定的。当核反应堆冷却剂流过这两个探测器时，这两个探测器对放射性作出相应的响应。由于冷却剂流过两个探测器位置时，放射性有衰变，下游探测器B的读数小于上游探测器A的读数。随着流量的变化，读数之间的相应差值也随之变化，二者之间的读数比值一般用下面的方程表示：

　　由此，流量可从时间差来决定，但是这种测量系统的缺点是由于反应堆回路管道较短，造成两个探测器之间可利用的距离很有限，而且两个探测器读数之间的差值仅是1%的数量级。因此，必须采用稳定性、灵敏度及精确度都很高的二次仪表。另外两个探测器所接收到的外加干扰信号，大大地超过了放射性的信号，这种干扰使两个探测器读数之间的比值信号变得相当复杂，严重地影响了正确的测量。

　　为了解决上述问题，在二次仪表线路上采用相关原理，从而取得了理想结果。

　　所谓相关原理，系指采用安装在反应堆回路管道上两只探测器，它们之间的距离是已知的，两只探测器接收的信号是由一个直流成分和一个交流成分组成的。直流成分即是探侧器接收到的丫放射性剂量。交流成分由噪音分量和放射性交流分量组成，噪音分量起源于若干电子系统的杂散噪音。两个探测器的信号函数分别为:

　　当两只探测器检测到的信号分别经过信号放大后，去除了直流成分h(t)，保留了交流成分。由于杂散噪音的交流分量是不规则的曲线，当两只探测器信号放大后叠加时，根据“反应堆噪音分析”的相关理论，杂散噪音的交流分量趋近于零，于是只留下放射性的交流分量(图2)。