堆外核测量系统源量程探测装置设计与测试

肖伟 胡婵 邱顺利 翟春荣 董进诚 葛孟团 周宇琳 曾乐

摘 要： 堆外核测量系统源量程测量通道设计使用涂硼正比计数管，研制了一种高灵敏度探测器，设计并搭建出一套源量程探测装置。给出了热中子灵敏度、堆上试验条件及试验方法，对探测装置灵敏度、甄别阈特性、高压坪特性、计数率线性及测量范围等指标进行试验验证。测试结果表明，该探测装置具有优良的辐射性能，热中子灵敏度可达22 s-1 / （ cm-2·s-1 ） ，高压坪特性坪长为150 V，坪斜为28. 3% / 100 V，探测器输出脉冲计数率与中子注量率有显著的线性符合，中子注量率测量上限可达到1×105 cm-2·s-1 ，符合堆外核测量系统源量程通道的使用要求，可广泛应用于核电及船用堆外核测量监测系统。

关键词：堆外核测量系统;源量程;涂硼正比计数管;辐射性能;中子灵敏度;堆上试验

中图分类号：TL81 文献标识码：A

堆外核测量系统是压水堆核电站必需的仪表系统，属于保护和安全监测的子系统，实现从停堆工况到满功率堆芯泄漏中子注量率全覆盖监测，是核电站重要的安全级系统之一[1] 。国外从事压水堆核电站堆外核测量系统设计、生产的公司主要有英国R&R 公司（ 原DS&S） 和美国ThermoFisher Scientific 公司[2] 。反应堆堆外核测量系统通过在反应堆压力容器周围布置的若干个中子探测器来测量反应堆周围的热中子通量，进而推算出反应堆的实时功率。核电站堆外核测量系统均将监测功率水平分为源量程、中间量程和功率量程三个量程[3] ，采用三种不同的热中子探测器，每两种相邻量程的探测器在同一量级上互为冗余测量[4] 。

源量程探测装置主要用于堆外核测量系统源量程测量通道，用于监测反应10-11 RTP ～10-5 RTP（额定热功率）运行的中子注量率水平[5] ，包括位于反应堆压力容器周围测量孔道内的探测器组件、位于辅助厂房的前置放大器，及其相关连接电缆及电缆连接器。

基于涂硼正比计数管具有脉冲上升时间快、使用温度高、量程范围广、可靠性高、中子灵敏度高，使用寿命长等优点[6-7] ，堆外核测量系统源量程测量通道设计使用涂硼正比计数管探测器，用于反应堆停堆、启堆及堆芯装载时的中子监测。

1 源量程探测通道设计

1. 1 源量程探测装置设计

源量程探测通道主要包括探测器组件、安装支座组件、电缆接线盒、前置放大器及相关的电缆等，探测器组件包含涂硼正比计数管、中子慢化体、陶瓷绝缘件及与一体化矿物质三轴铠装电缆。

探测器组件安装在带钢衬的测量孔道内，向外输出信号经过三轴连接器在电缆接线箱内与高可靠四轴有机电缆连接，经过电气贯穿件输出至安全壳外的前置放大电路盒进行放大处理。探测器组件的核心采用涂硼正比计数管，输出与中子注量率成比例的计数率信号[8] ，通过源量程前置放大器处理后传送给核测仪表信号处理机柜的源量程信号处理组件。源量程探测装置测量通道示意图如图1 所示。

信号处理模块将来自放大器的中子脉冲信号，经放大、甄别、滤波整形后进行计数处理，得到中子计数率信号送到PMS（保护和安全监测系统）。

1. 2 探测器设计

设计的源量程探测器组件核心为涂硼正比计数管，涂硼计数管探测器设计采用正比计数管阵列以增加涂硼面积，从而实现高灵敏度测量[9-10] ，探测器结构示意图如图2 所示。探测器灵敏段为涂硼计数管芯体，计数管芯体阳极并联后共同连接至探测器输出端，输出端通过绝缘子与壳体进行绝缘并保证密封，探测器采用三同轴矿物质铠装电缆及连接器形成多层屏蔽结构，进行信号和高压的传输。三轴铠装电缆有两层金属屏蔽层的弱信号传输用耐高温电缆，采用高绝缘、低衰减系数的氧化物做绝缘材料，可实现探测器信号回路和电缆外壳之间的物理隔离，能长期耐受高温、高湿、高辐射等恶劣环境。

计数管芯体采用圆柱体同轴结构，结构原理如图3 所示，从中心向外依次为阳极丝、灵敏气体、硼层、阴极及外壳[11] ，两端分别为底部固定座和密封头。其中，阳极丝为镀金钨丝，阴极筒体为钛金属。阳极丝贯穿于探测器芯体轴心，通过绝缘子与阴极进行绝缘并保证密封，阴极内壁硼层用富集度（≥95%） 的10 B 作为热中子灵敏材料。

探测器内充稀薄的灵敏气体作为工作气体，中子通过硼层时发生核反应，产生带电的α 粒子和7 Li+离子穿越灵敏层进入灵敏气体，引起灵敏气体的电离。在阳极施加的高压作用下，带电粒子进行定向漂移，电子进行雪崩并不断增殖，最终在阳极丝上被收集。在电子漂移、雪崩放大的过程中形成感应脉冲，实现中子探测。

由于堆外核测量系统探测器安装孔道对探测器外部尺寸的限制，设计单支计数管灵敏体积的总长度约为770 mm，阴极直径为27 mm。使用Geant4 进行模拟仿真不同计数管阴极内表面硼层厚度时，单位注量的热中子与硼层发生核反应产生的α 粒子和7 Li+ 粒子在计数管灵敏气体内沉积能量-计数的关系，进而选择0. 8 mg/ cm2 硼层厚度可以保证计数管有较高的中子灵敏度。

本研究中涂硼工艺采用电泳法，以金属正比计数管基材作为阴极，铂金丝作为阳极，外加电场使悬浮于电泳液中的含硼物质微粒定向迁移并沉积在阴极基材内表面，形成薄膜。该方法可得到较高的涂硼效率和良好的成膜均匀性能。

2 热中子灵敏度试验测试

2. 1 热中子灵敏度试验

热中子灵敏度标定试验在中国计量科学研究院的标准热中子场中进行，该热中子场辐射装置采用12 枚241Am-Be 中子源，分别由高纯石墨和重水慢化而成。利用金箔活化法进行热中子注量率的测量，测量结果表明其竖直面内区域均匀性1%，水平面内区域均匀性为5. 2%[12] ，测试参考JJG 2081—1990《热中子注量率计量器具》及GB /T 7164—2004《用于核反應堆的辐射探测器特性及其试方法》。该标准热中子场为经过CNAS 认证的热中子注量率基准装置，报告编号国基证（2002）第103 号。试验装置结构示意及实物如图4 所示，主要由中子源、慢化体、反射腔及屏蔽体等组成。

2. 2 试验方法及测试结果

将涂硼正比计数管探测器置于如图4 所示标准热中子辐射装置腔体的中心位置，保证热中子场覆盖整个探测器灵敏体积，根据中国计量科学研究院采用金箔活化法标定的热中子辐射装置，可得探测器所在位置的热中子注量率为505. 4cm-2·s-1 。将探测器通过一体化铠装电缆、三同轴有机电缆连接器前置放大器，前置放大器放大后的信号输入信号处理机箱进行进一步调理，读取计数率值。

完成试验配置后读取探测器平均输出计数率为11 121 s-1 ，则该涂硼正比计数管灵敏度为：

3 反应堆上试验测试

3. 1 试验条件

涂硼正比计数管反应堆性能试验在中国原子能科学研究院49-2 游泳池式堆上进行。反应堆辐射孔道有垂直辐射孔道和水平热柱孔道，根据49-2 堆上试验条件，反应堆功率在2 ～ 3 500 kW范围时，堆功率与孔道内热中子注量率线性度符合良好。反应堆水平热柱孔道深度约为3 m，其热中子注量率与孔道深度呈正相关分布，其在3 200kW 功率下的中子注量率分布如图5 所示。

由于源量程通道测量范围为1×10-1 ～ 1×105cm-2·s-1 ，因此涂硼正比计数管堆上性能试验在水平热柱孔道进行。由图5 可知，将涂硼正比计数管探测器置于水平孔道边缘处，通过调节堆功率操作便可实现全量程范围的测量。

3. 2 堆上试验方法

根据49-2 堆上试验条件，通过调节反应堆功率可实现3～4 个量级的线性测量。而涂硼正比计数管探测装置量程范围为6 个量级，为使热中子注量率能覆盖探测器的全部量程，试验中通过改变一次探测器在孔道内的位置，依次在探测装置处于较高热中子注量率（孔道靠内位置）和较低热中子注量率（孔道靠外位置）時调节反应堆功率，得到两段中子热注量率范围的探测装置测试结果，且使这两段热中子注量率范围存在一定的重叠。

按照图1 进行源量程测量通道的配置，将探测器及端接处铠装电缆外壁进行绝缘处理后置于水平孔道热柱口处，使其灵敏区完全置于热柱孔道内，并连接好后端测试系统。试验进行升功率操作，反应堆功率分别在功率台阶稳定后进行测量探测器输出计数率，试验中根据计量院标定的探测器灵敏度，计算得到探测器位置的平均中子注量率。在反应堆上不同台阶下分别进行甄别特性测试、坪特性测试、计数率线性测量范围测试。

3. 3 甄别阈曲线测试

在稳定的各功率台阶中，通过信号处理装置调节涂硼计数管的甄别阈电平，测试各功率台阶涂硼正比计数管的甄别阈曲线。试验测试中，不同功率台阶下的甄别阈曲线的变化趋势大致相同，本文以10 kW 功率为例，绘制涂硼正比计数管探测器的甄别阈曲线，如图6 所示。

如图6 所示，探测器甄别阈曲线存在明显拐点，拐点处甄别电平约为100 mV。根据GB / T7164《用于核反应堆的辐射探测器特性及其测试方法》[13] 7. 1. 1 节可知该电平为甄别掉噪声的最低阈值，300～700 mV 区间为甄别特性曲线的坪。

3. 4 高压坪曲线测试

与甄别阈曲线测试条件相同，在稳定功率为10 kW 台阶下，通过信号处理装置调节涂硼正比计数管工作电压U，读出脉冲计数率值，测量计数率随工作电压U 的变化曲线，如图7 所示。由图7可知，涂硼正比计数管的高压坪区范围为850 ～1 000 V，根据坪特性计算坪长为150 V，坪斜为28. 3% / 100 V[13] ，满足核测量系统对源量程探测装置的使用要求。

3. 5 计数率线性测试

涂硼正比计数管探测装置量程范围为6 个量级，为使中子注量率能覆盖探测器的全部量程，试验中通过改变一次探测器在孔道内的位置，依次在探测装置处于较高中子注量率（孔道靠内位置）和较低中子注量率（孔道靠外位置）时调节反应堆功率，得到两段中子注量率范围的探测装置测试结果，试验中根据计量院标定的探测器灵敏度，计算得到探测器位置的平均中子注量率。待每个台阶反应堆功率稳定时，分别记录测量输出脉冲信号与反应堆功率的符合情况，根据各功率平台下的测试数据，得到探测装置输出计数率与中子注量率关系如图8 所示。

由2. 2 节热中子灵敏度试验测试可知该涂硼正比计数管灵敏度为22 s-1 / （cm-2 ·s-1 ），由此可得探测器输出计数率与中子注量率理论关系为：C = 22×?。式中，C 为输出计数率，s-1 ，? 为中子注量率，cm-2·s-1 。由图8 可知，探测器测量输出脉冲计数率与探测器所在位置处中子注量率有显著的线性符合，中子注量率约在3×104 cm-2·s-1 时，探测器输出计数率出现压头趋势。

因计数系统存在死时间，对测量的计数率进行死时间修正以得到更准确的测量结果。死时间修正公式如下：

由图9 可知，探测器在计数率达到106 量级时依然可保持良好的线性，计算可得修正后探测区输出计数率与理论计数率偏差最大值为2. 55%，满足堆外核测量系统源量程通道测量上限1×105cm-2 ·s-1 的使用要求。

4 结论

本课题结合堆外核测量系统现场实际工程应用情况，设计并搭建出一套源量程探测装置，对探测器进行详细设计以满足堆外核测量环境及性能要求。给出了热中子灵敏度试验、堆上试验条件及试验方法，对探测装置进行试验验证。试验测试结果表明：设计的涂硼正比计数管探测器具有较高的中子灵敏度，探测器脉冲甄别阈曲线存在明显的拐点，具备优异的高压坪特性，可选择合适甄别阈及工作电压使计数管稳定工作;探测器具有较宽的测量范围，其输出脉冲计数率与中子注量率有显著的线性符合，各项指标均满足设计要求，可应用于堆外核测量系统源量程测量通道，对其在核电厂及船用核测量工程应用具有一定的借鉴意义。

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