鈷自給能中子探測器的測量及補償原理分析

曾 力 張 睿 任立永 田亞杰 史 覬

(深圳中廣核工程設計有限公司，廣東 深圳 518172)

0 引言

自給能中子探測器在進行中子通量測量時無需外加工作電源，其電流由探測器中的發(fā)射體部件在中子作用下發(fā)射β 粒子或電子形成［1］，有別于其他類型的中子探測器，該探測器主要應用于堆芯內中子通量的測量。目前三代核電項目的堆芯中子通量測量都采用了自給能中子探測器，本文將對鈷自給能中子探測器的組成、測量及補償原理進行分析。

1 自給能中子探測器的組成

自給能中子探測器由發(fā)射體、絕緣體、電纜和外套四部分組成［1］。

根據(jù)IEC 61468 標準中的介紹，自給能中子探測器有兩種典型的結構［2］。一種結構是連接電纜和探頭為一個整體，連接電纜的信號芯線直接與發(fā)射體相連，兩部分有共同的絕緣體，探頭發(fā)射體的收集極同時也是探測器連接電纜的外殼。這種結構的探測器稱為一體式自給能中子探測器，如圖1 所示。

圖1 一體式自給能中子探測器Fig.1 The all-in-one self-powered neutron detector

另一種結構是自給能中子探測器由獨立的探頭和連接電纜組裝而成，這種結構的探測器成為模塊式自給能中子探測器，如圖2 所示。

圖2 模塊式自給能中子探測器Fig.2 The modular self-powered neutron detector

根據(jù)發(fā)射體材料的不同，自給能中子探測器可分為鈷自給能中子探測器、銠自給能中子探測器、釩自給能中子探測器、鉑自給能中子探測器等。絕緣體材料一般選用Al2O3、MgO 或者SiO2［1］。收集極材料選用因科鎳或者不銹鋼。

2 鈷自給能中子探測器

2.1 鈷自給能中子探測器工作原理

相比銠和釩材料的自給能中子探測器，鈷自給能中子探測器具有燃耗率中等、對反應堆局部功率擾動較小、信號為瞬發(fā)信號等優(yōu)點。本文以模塊式鈷自給能中子探測器為原型介紹，鈷自給能中子探測器由Co59發(fā)射體、信號電纜/補償電纜、絕緣體等部分組成。信號電纜與Co59發(fā)射體相連，而補償電纜不與Co59發(fā)射體相連，信號電纜與補償電纜平行布置，鈷自給能中子探測器結構如圖3 所示。

圖3 鈷自給能中子探測器Fig.3 Cobalt self-powered neutron detector

鈷自給能中子探測器信號產(chǎn)生的原理如圖4 所示。

圖4 鈷自給能中子探測器信號產(chǎn)生原理圖Fig.4 Signal generation principle of cobalt self-powered neutron detector

Co59吸收中子后產(chǎn)生γ 射線，通過康普頓效應和光電效應產(chǎn)生電子，此過程為瞬發(fā)效應，如圖5 所示，是測量中子通量的唯一考慮過程。其他延遲效應如圖6所示，這些延遲反應不能有效反映當前通量水平，部分延遲信號會隨著探測器的使用而增加，影響探測器的測量精度。

圖5 瞬發(fā)效應示意圖Fig.5 Schematic diagram of prompt effect

瞬發(fā)效應過程:

(1)Co59+n →Co60 + γ，即 中子 → 俘獲 →γ→e-散射 →穿過絕緣層。

(2)Co60→Ni60 +γ，即 裂變 → 活化 →γ →e-散射 →穿過絕緣層。

延遲效應過程:

(1)γ 延遲效應:即 裂變 →延遲 γ→e- 散射→穿過絕緣層。

(2)β 延遲效應:Co60→Co61，即 中子 → 俘獲→不穩(wěn)定核 →緩發(fā)衰變 →e-散射/β 離子 →穿過絕緣層。

圖6 延遲效應示意圖Fig.6 Schematic diagram of delay effect

Co59自給能探測器輸出的測量信號由以上4 部分組成。只有上面描述的瞬時測量值與測量位置處的中子通量成正比，并且能夠快速反映出中子通量的變化;其他的信號為延遲信號，延遲信號不能有效地反映中子通量信息。

2.2 鈷自給能中子探測器電流產(chǎn)生計算

采集到的電流值由5 部分組成，分別是來自(n，γ)捕捉γ 放射裝置瞬態(tài)電流ig、來自激活產(chǎn)物放射裝置的延遲電流id、外部γ 放射裝置引發(fā)的電流ir、由于不同中子和γ 效應在信號電纜芯線處產(chǎn)生的電流iMK和由于不同中子和γ 效應在補償芯線處產(chǎn)生的電流iNM，鈷自給能探測器電流示意圖如圖7 所示。

圖7 電流示意圖Fig.7 Schematic diagram of current

中子探測器的總電流公式如下:

①在鈷自給能探測器的電流估算過程中，首先針對來自(n，γ)捕捉γ 放射裝置瞬態(tài)電流ig。

假設每立方厘米的鈷原子數(shù)量為NV，宏觀有效界面為:

在流量為1 cm-2/s時，使用(n，y)分析過程中的Np為:

要獲悉電子的吸收系數(shù)，即需要知道電子能量，平均電子能量ˉEe與平均γ 能量ˉEr成正比，并且由能量吸收系數(shù)σa與康普頓效應總衰減系數(shù)σges相除得到:

在已知電子能量時，采用衰減系數(shù)μ。計算發(fā)射體表面上的電子流Φe:

假設絕緣體中的電子達到平衡狀態(tài)，在這種情況下，每個減速的電子即所含電子能量不足以讓電子穿過絕緣體的電子屬于新的電子，且不能形成帶負電的空間電荷。在這種前提條件下，鈷探測器中的電流以單位為1 cm-2/s的電子流為準來進行計算。

然后用ig乘以表面積得到總電流。

②來自激活產(chǎn)物放射裝置的延遲電流id。

每秒衰變的已激活原子數(shù)量為NBλB，其中:

激活的產(chǎn)物Co60在發(fā)出電子后衰減。鈷自給能探測器的工作活性與放射時間相關，為了確定β 衰變引發(fā)的信號電流，相關的γ 放射為此會被忽略。放射體表面的電子流Φe計算公式如下:

即可得到電流信號id:

然后用id乘以表面積即得到總電流。

③外部γ 放射裝置引發(fā)的電流ir。

從外部到達自給能探測器的γ 放射強度大于鈷自給能探測器中產(chǎn)生的捕捉γ 放射。與之對應，外部γ放射可以引發(fā)發(fā)射體外殼的電流，該電流大于與(n，γ)效應成正比的電流。外部γ 放射也可以釋放外殼中的電子，這些電子會流向發(fā)射體。這些電流的補償作用可讓探測器的γ 靈敏度變小。探測器的γ 靈敏度與其幾何結構和發(fā)射體的原子序數(shù)相關。有關幾何結構只需計算其相關比例，在比例關系中，需將發(fā)射體表面積與發(fā)射體外殼的內部面積相比。對于γ 靈敏度較小的情況，需要使用到發(fā)射體直徑與外殼內部直徑相比的較大值。

式中:ir，H為由于γ 放射引發(fā)的發(fā)射體到外殼的電流;αE為與放射體長度相關的正比系數(shù);Z 為原子序數(shù)。

式中:ir，H為由于γ 放射引發(fā)的外殼到發(fā)射體的電流;αH為與探測器外殼長度的正比系數(shù);Z 為原子序數(shù)。

④電纜芯線電流iMK和iNM。

連接電纜芯線中的電流通過中子或γ 放射引發(fā)。該電流的時間運行過程既可以由于外部放射提前，也可以由于已激活核素的相應半衰期而延遲。

激活線纜套中的原子核，在該類原子核衰變時放射出的β 粒子持續(xù)具備電流負值。為了避免該類電流分量的產(chǎn)生，在電纜套中應不存在含較大(n，γ)效應有效截面的核素。捕捉γ 放射即可在電纜套中產(chǎn)生補償電子，且該類電子會產(chǎn)生負的電流值，也可在絕緣體和內部導體中產(chǎn)生補償電子，該類電子能產(chǎn)生正的電流值。

3 鈷自給能中子探測器信號補償原理

根據(jù)鈷自給能中子探測器的測量原理，其輸出電流由Co59、Co60、Co61和外部γ 射線作用4 個途徑產(chǎn)生，但是4 個電流中只有Co59產(chǎn)生的電流值才能真實反映堆內中子通量密度。

3.1 補償外部γ 射線作用

對于外部γ 射線在信號芯線中引起的本底電流，根據(jù)IEC 61468 標準中的介紹，可以通過以下3 種方法實現(xiàn)本底補償［2］，如圖8 所示。

①設置一根單獨的(不帶發(fā)射體)本底芯線，用自給能中子探測器的信號減去本底芯線的信號，實現(xiàn)本底補償，如圖8(a)所示。

②通過優(yōu)化芯線導體和外殼的尺寸，使得正的(n，β)和(n，γ，e)的信號份額和負的(n，β)信號份額抵消，如圖8(b)所示。

③在自給能中子探測器中設置兩根同軸的芯線，一根連接到發(fā)射體，另外一根作為本底芯線，如圖8(c)所示。

為了補償信號電纜產(chǎn)生的電流，在探測器內部裝有與信號電纜平行的補償電纜。補償電纜在外部γ 射線的作用下產(chǎn)生補償電纜電流Ig。Ie和Ig的電流值近似相同。

圖8 自給能中子探測器本底信號補償方法Fig.8 Method of background signal compensation for self-powered neutron detector

由探測器信號電纜和補償電纜傳輸出的Ie和Ig，通過探測器調節(jié)機柜內各自的放大器進行信號轉換放大處理。在該環(huán)節(jié)初始的測量輸出信號通過放大器轉換和放大后成為Ue和Ug，且信號由電流信號轉換為電壓，數(shù)值放大V1倍。

Ue和Ug信號由放大器傳送至減法器，在減法器內部將Ue和Ug相減，以補償外部γ 射線的影響。在減法器的信號輸出處產(chǎn)生Uq。

放大參數(shù)V2可以手動調節(jié)。

3.2 補償Co60、Co61產(chǎn)生的本底信號

隨著探測器的測量燃耗，Co59的數(shù)量越來越少，Co60數(shù)量越來越多，直到達到一定的飽和數(shù)量。

Co59的燃耗過程為:

對于Co59數(shù)量的燃耗，可通過下列公式得出:

式中:σ59為Co59的中子吸收截面;φn為中子通量。

Co60的數(shù)量主要通過式(16)產(chǎn)生;Co60的數(shù)量通過式(18)和式(19)消耗。

Co60數(shù)量的變化可通過下列公式給出:

式中:λ60為俘獲中子Co60產(chǎn)生率;σ60為β-消失率。

Co61的數(shù)量主要通過式(19)過程產(chǎn)生;Co61數(shù)量消耗為:

Co61數(shù)量的變化可通過下列公式給出:

式中:λ61為β-消失率。

根據(jù)前面計算得出Co60和Co61的數(shù)量變化趨勢，Co61量小，變化趨于穩(wěn)定，主要是Co60的影響。對于Co60的影響，在兩個連續(xù)的自給能中子探測器校驗期間，Co60產(chǎn)生的本底信號可以認定為一個近似值。

因此，通過在Ud中減去一個可調節(jié)的UCO值來補償Co60、Co61產(chǎn)生的本底信號，并得到代表堆芯中子通量產(chǎn)生的有效電壓Ucore。該值即可代表堆內中子通量密度，參與各項保護和控制動作。

4 結束語

自給能中子探測器是三代核電項目堆芯中子通量測量普遍采用的探測器，它不需要外加電源，信號反應快，能夠在線實時監(jiān)測中子通量密度的變化。本文通過對鈷自給能中子探測器的測量及補償原理進行分析，為后續(xù)新項目堆芯中子通量測量探測器的選擇和信號補償處理提供技術支持。

［1］ EJ/T 678 -1992 自給能中子探測器［S］.1992.

［2］ IEC 61468 -2000 核電廠堆芯測量儀表自給能中子探測器的特性和試驗方法［S］.2000.