| 中文名稱 | 核功率測量 |
| 英文名稱 | nuclear power instrumentation |
| 定 義 | 通過測量反應堆中子注量率，再換算成功率的間接測量方法。反應堆從臨界至滿功率狀態的中子注量率水平一般變化十多個數量級，因而通過測量其分源區、中間區和功率區三個交界處相互疊加的測量區段來實現。 |
| 套用學科 | 電力（一級學科），核電（二級學科） |
基本介紹
- 外文名：nuclear power measurement
核電廠是由核裂變生成的熱量來產生動力的，通常藉助於觀察直接與裂變率相聯繫的“輻射”來測量反應堆功率水平(核功率)。裂變反應中伴生的中子和γ射線在穿透若干距離之後仍能被探測到，因此核功率測量技術是建立在探測中子、γ射線或兩者同時探測的基礎上的。在動力堆內，裂變產物衰變時的γ輻射經常是本底γ的一個大的貢獻者。為了減少γ本底的影響，設定在堆芯四周(對壓水堆來說，設定在壓力容器外側)的核功率探測器通常選用中子探測器，這是核功率測量的主要手段。中子探測器的讀數需以熱功率標定，稱熱功率刻度。
反應堆功率的變化範圍極大(從幾瓦到幾百兆瓦)，因此儘管探測器的量程寬闊，採用一組探測器和電路也是不可能滿足要求的。最普通的方法是採用三個量程：源量程、中間量程和功率量程。為了能使控制和安全功能由一組探測器平穩地轉移到另一組探測器，一部分量程數據需由另一組探測器重複測量。典型的重疊量是一到兩個量級。
源量程 相應於反應堆從次臨界停閉狀態起動到臨界狀態的核功率測量。此時照射到探測器上的中子注量率通常是很低的，事實上，低到要數取單個的中子的情況。在此情況下，由於探測器可能處於比較高的γ本底場中，所以，使用脈衝式中子探測器給出計數率信號是唯一的方法。源量程的下限是由達到安全條件所需要的計數率所決定的。這種最低計數率一般為1~10計數/s。為了確保測量的可靠性，必須使反應堆在次臨界狀態下的中子計數率超過這個數值，為此，通常應在堆芯設定人工中子源。通常源量程覆蓋的中子注量率為10~2×10n/(cm·s)，相當於10~10%額定功率。
中間量程 相應於反應堆從臨界狀態提升到額定功率的10%左右時的核功率測量。中間量程的下限取決於源量程的最大值，典型的最高計數率是10計數/s，允許的解析度損失小於10%。中間量程信號取直流形式，因此難以與γ本底(也是直流信號)相區別。通常採用直流式γ補償中子電離室。要求在最惡劣情況下，當緊接在滿功率停堆後就立即起動時，把γ本底的貢獻保持在中子信號的10%以下。量程覆蓋的中子注量率為2×10~2×10n/(cm·s)，即10~10%額定功率。
功率量程 相應於反應堆額定功率的1%~150%。要求能精確地、按線性比例地讀出反應堆功率。在功率量程中干擾輻射通常不會帶來多大困難。沒有γ補償的中子探測器就可以滿足要求，但為了一致起見，可使用帶γ補償的中子電離室。測量範圍為5×10~5×10n/(cm·s)，相當於10~10% 額定功率。
此外，用γ射線探測器測量反應堆冷卻劑迴路中16N的濃度來測量反應堆功率還正在研究中。16N系冷卻劑中所含氧是經中子活化後產生的，其濃度與堆芯內的裂變率成正比，也就是說與核功率成正比。
