核反应堆，例如由加压水冷却的核反应堆，包括一个堆芯，它包 括一般为正棱形的燃料组件，沿垂直方向即沿堆芯的高度与它们的纵 轴并列。
在核反应堆工作过程中，需要一直保证反应堆完美地工作并且合 乎规章及标准设定的普通安全条件。
尤其，需要确定中子通量的产生和体分布，以及堆芯中释放的功 率的体分布是否合乎条件，即相应于堆芯正常及良好工作的条件。
为了这样，需要确定和计算核反应堆的堆芯工作参数，例如堆芯 中功率的体分布，中子通量形状因子或者甚至是核态沸腾比的偏离。 这些参数尤其从堆芯中中子通量的测量来确定，允许确定通过堆芯的 中子通量三维分布。
表征在正常工作下堆芯状态的参数，即从中子通量的测量来确定 的参数，在核反应堆设计研究过程中必须决不能超出确定的范围。
当表征堆芯工作的一个参数超出一个限制值时，需要触发一个警 报并对涉及核反应堆的工作进行各种测量。
为了核反应堆堆芯的工作能够有效地监测，需要在尽量短的时间 内确定物理堆芯工作参数和堆芯中的中子通量分布。
堆芯中的中子通量测量需要持续地监测工作中的核反应堆，一般 通过放在反应堆堆芯外面的探测器来实现，它一般称为“芯外”探测器。
这些探测器包括沿堆芯高度的几个(例如6个)测量阶段，一般 的放置是使得在围绕核反应堆堆芯周围的四个区域进行测量，它们关 于堆芯对称的两个轴平面对称地放置，使得它们之间为90°。
沿堆芯高度的各级以及在圆周方向上围绕堆芯分布的四个区中， 分段的芯外探测器用于获得通量测量，然而，这些外部器件仅提供了 堆芯中中子通量的近似值，并且是中子通量分布的近似表示。从而， 得到的探测参数不是十分精确，并且由于安全原因，需要提供关于这 些参数临界值的最大安全边际量必须不会到达或超出。
为获得堆芯中中子通量更准确的表示，互补中子通量测量在堆芯 内部以规则的时间间隔进行，测量相对离得很远，例如每个月，它们 使用非常小的可移动测量探针，称为“芯内”探针，一般包括微型裂变 室。芯内探针的每个固定在一个称作Teleflex(软套管)电缆的软电 缆末端，允许它移动到核反应堆测量仪表系统的一个测量通道中。每 个测量通道的一端在位于反应堆建筑物底部的一个测量仪表室中露 出。裂变探针从测量仪表室移动到测量通道中。核反应堆堆芯中的每 个测量通道包括用于一个燃料组件的一个测量仪表管，以及一个放置 于测量仪表管中的一个套管，裂变探针在该测量仪表管中运行。中子 通量测量在测量通道中进行，该通道由一套燃料组件垂直方向的测量 仪表管，沿堆芯的整个截面分布而形成。
例如，在一个堆芯包括177个燃料组件的情况下，一般使用56 个测量通道是实际的。58个测量通道在一个包括93个燃料组件的堆 芯中使用，48或50个测量通道在一个包括157个燃料组件的堆芯中 使用，以及60个测量通道在一个包括205个燃料组件的堆芯中使用。
当可移动芯内探针以低速沿堆芯整个高度移动时进行中子通量 测量。这样，许多紧密间隔的中子通量测量点可以沿堆芯高度被接收 到。例如，测量可以沿每个测量通道高度分布的600个点进行。此外， 由于堆芯中测量燃料组件的分布和堆芯的对称性，可以得到以一个通 量图形式的足以表示中子通量的图像。在已知的工作程序情况下，仅 仅周期性地使用可移动探针就可以实现通量图的精确确定。
另外还已知中子通量测量探针在核反应堆堆芯工作过程中，可以 放置并永久维持于其中。这种形式为“collectron”(“收集子”)的中 子通量测量探针，一般的组装是以测量棒的形式，以垂直对准排列， 在两个顺次的探测器之间以一个恒定间距隔开，目的是沿核反应堆整 个堆芯高度形成通量测量探测器。这些棒的每个引入一个套管中，它 由一个可移动探针垂直地分配给测量，并插入到一个测量通道中，该 通道包括一个燃料组件的测量仪表管。每个通量测量探测器或测量棒 的长度近似等于堆芯高度，可以例如包括由collectron形成的8个测 量探针。
为了优化核电站性能的目的，使得降低生产成本，由反应堆生成 的核电可以在三维持续地监测。这允许精确地计算监测参数以及更好 地利用这些参数的临界值。
通过使用一个固定的芯内测量仪表系统，它包括测量探针和由 collectron形成的棒，来监测由核反应堆产生的功率，可能获得满意的 结果。然而，为了降低处理时间以便能够在所有的工作阶段监测反应 堆，已经提出了许多方法，例如法国专利Fr-2.796.196和Fr-2.796.197， 其中为了持续监测核反应堆，相比较于可移动测量仪表系统的测量通 道数目，仅仅使用了少量的测量棒，在确定用于监测堆芯的中子通量 分布中，仍然保持足够的精确度，这种确定是基于一个计算代码，该 代码考虑由固定测量仪表进行测量。
在固定芯内测量仪表系统测量棒中最经常使用的中子通量测量 探针是基于铑的collectron。在核反应堆堆芯中collectron暴露于中子 辐射，collectron产生一个电流，其强度正比于中子通量密度。这些 collectron不需要外电源。
固定芯内测量仪表系统的校准，或者使用另一个芯内测量仪表系 统(例如包括可移动探针的芯内测量仪表系统)或者以一个绝对方式， 通过随时确定collectron的灵敏度。后者校准方法需要计算由每个 collectron输出的电流的积分。
一个collectron的灵敏度随时间而改变。遭受到中子的辐射，一 个collectron发射器中铑的含量降低(反应堆全功率工作下每个等效 月约降低1％)。因此不得不随时间对collectron信号进行校正，目的 是考虑这种损耗。这些校正是由于铑的浓度变化和产物的屏蔽效应， 它由活性铑的蜕变引起，这种产物是钯。
追踪一个collectron灵敏度的变化，通过计算由该collectron的 电流输出的积分，它的得到仅含有某种误差，这尤其是由于测量系统 的有限灵敏度造成的。尤其是，测量系统不能探测相应于低中子密度 的低电流水平。
由于在反应堆工作时铑浓度的降低，collectron具有一个有限的 寿命(约7年)并随后不得不更换。更换工作需要通过反应堆压力外 壳顶部抽出测量棒，这些棒由collectron和包含这些棒的套管构成。 这些棒暂时存储在核反应堆位置但是然后要重新处理。
抽取、存储和重新处理测量棒的工作在操作核反应堆的环境中招 致了额外的成本。
如果一个固定的芯内测量仪表系统用于监测堆芯，因此对 collectron需要完成许多检查和校准操作，目的是确保高精密度的测 量，以及额外的维护成本和更换collectron必须承受得起。此外，使 用可移动探针的芯内测量仪表系统必须在任何情况下可以周期地使 用，这也招致了联系可移动测量仪表系统的维护成本。
可移动探针芯内测量仪表系统允许非常准确地完成中子通量测 量，可以很迅速地使用上并提供了很大的灵活性，至今还没有连续监 测一个核反应堆的堆芯。

因此本发明的目的是提出一种监测核反应堆堆芯的方法，堆芯包 括一套燃料组件，沿核反应堆堆芯的垂直方向并列放置，包括一个可 移动探针芯内测量仪表系统，包括第一套中子通量测量探针，每个固 定到一个位移的一端，以及测量传输电缆以及用于通过电缆引入及位 移探针的装置，引入和位移到固定它们的位置上，在沿堆芯整个高度 延伸的第二套测量通道中，在每个沿垂直方向的一个燃料组件的内部， 通过比较至少一个临界堆芯工作参数来监测堆芯，该参数通过下面至 少一个方法来获得：从堆芯中测量的物理量中确定；使用堆芯的一个 数值模型计算，含有至少一个预定的阈值，在一个阈值超出一个临界 参数的情况下产生一个报警，无论是核反应堆的什么工作阶段，这个 监测方法非常精确和灵活，而仍然限制了包含进监测堆芯的核反应堆 的运行和维护成本。
为了这个目的，在核反应堆工作过程中，如果发现临界参数到达 一个阈值，或者基于测量物理量确定的值偏离了从模型计算的该值：
-一个可移动探针引入至少一个测量通道；
-可移动探针沿测量通道的高度移动；
-在沿测量通道的高度上以间隔分开的点上进行一套中子通 量测量；
-使用中子通量测量计算临界参数；以及
-参数与阈值比较。
根据可以各自或结合进行的更具体实现方法，即：
-在使用至少一个可移动测量探针进行一套中子通量测量 前，第一套可移动探针中的至少一个探针的校准，是通过估计因子kS 和Φin(0)以式子Φin＝Φin(0)+kSIS，其中IS是由于中子通量Φin的效应， 在探针中流动的电离化电流强度，Φin(0)是探针的探测阈值，通过探针 进入一个校准组件的一个测量通道，计算校准组件中的平均中子通量 Φin，以及测量探针中引入校准组件的电流；
-第一套中子通量测量探针中的可移动探针的相互校准，是 通过经过探针进入新燃料组件来进行，它的燃料浓缩程度是已知的， 目的是确定相对于第一套探针的可移动探针的灵敏系数；
-对于从至少一个堆芯数值模型中计算至少一个临界堆芯工 作参数的情况，对于计算，使用堆芯称为缓慢模型的第一数值模型， 用于稳态下的反应堆工作阶段，以及称为迅速模型的第二数值模型， 如果核反应堆堆芯有一个瞬变工作，伴随反应堆堆芯内部的中子通量 分布有一个迅速变化，
以及基于核反应堆堆芯中由可移动中子通量测量探针得到的中 子通量测量，对使用的数值模型的参数进行一个校正；
-可移动探针用于采集堆芯中的中子通量测量，测量周期由 下面一个程序启动；
-根据观察到的差异自动地测量，即在堆芯中测量的物理量 确定的堆芯中轴向功率不平衡和从数值模型计算的轴向功率不平衡值 之间的差异；
-当至少一个临界堆芯工作参数具有一个接近阈值的值时， 自动地测量；
-由一个操作者手动地测量，他已经估计了需要包括可移动 探针芯内测量仪表系统；
-核反应堆堆芯的缓慢数值模型含有许多节点，在节点处计 算在核反应堆堆芯的测量通道中的堆芯中子通量，该节点数目大于迅 速数值模型的节点数目，在该节点处计算测量通道中的核反应堆堆芯 中子通量；
-为了不使用基于堆芯数值模型的计算而监测堆芯，从核反 应堆堆芯中测量的物理量中，至少计算一个临界反应堆堆芯工作参数， 以及校正该至少一个临界工作参数，该参数是由可移动探针芯内测量 仪表系统，从堆芯中进行的中子通量测量中计算得到的；
-核反应堆堆芯的临界工作参数值的校正，是通过顺次将可 移动探针经过进入核反应堆堆芯的测量通道中进行的；
-测量通道中沿堆芯截面和位置分布的最大中子通量值，在 堆芯的截面中，用作权重系数的最大通量值质心，是在第一套可移动 探针的探针沿测量通道的每个顺序经过来确定，最大通量值的质心准 确位置由顺序地逼近确定，该逼近是基于将顺次探针经过之后确定的 质心位置，以及测量通道中的中子通量测量，该通道是沿堆芯的横平 面分布的，围绕靠近前面确定的质心的一个测量通道，以及一个热冷 却剂循环通道的位置靠近该质心的准确位置。
-堆芯通过中子通量测量来监测，使用可移动探针芯内测量 仪表系统，该系统在一个测量通道中，靠近热通道，该通道由前面将 可移动探针顺次经过核反应堆堆芯的测量通道中所确定。
本发明还涉及一种装置，用于监测核反应堆的堆芯，包括多个燃 料组件，它沿核反应堆堆芯的垂直方向并列放置，包括一个可移动探 针芯内测量仪表系统，包括第一套中子通量测量探针，每个固定到一 个位移的一端，以及测量传输电缆以及用于通过电缆引入和位移探针 的装置，引入和位移到固定它们的位置上，在沿堆芯整个高度延伸的 第二套测量通道中，在每个沿垂直方向的一个燃料组件内部，通过比 较至少一个临界堆芯工作参数来监测堆芯，该参数通过下面至少一个 方法来获得：从堆芯中测量的物理量中确定；使用堆芯的一个数值模 型计算，含有至少一个预定的阈值，其特征在于它包括：
-用于核反应堆的一个可移动探针芯内测量仪表系统；
-用于分析核反应堆堆芯的中子通量图的一个工具；以及
-用于从中子通量值中计算核反应堆堆芯至少一个临界参数 的手段，该中子通量值由在核反应堆堆芯中的可移动探针芯内测量仪 表测量，以及由中子通量图分析工具处理。
优选地，计算手段使用至少一个数值模型用于计算堆芯中的中子 通量，以及至少一个算法来校正数值模型，连接到一个单元，该单元 用于比较数值模型计算的核反应堆堆芯中的中子通量值和由可移动探 针芯内测量仪表系统测量的中子通量值。
为了更清晰地理解本发明，本发明在一个压水核反应堆各个工作 阶段过程中实施的方法，现在将通过实例并参考附加的附图描述。

图1是用于本发明环境中的整个芯内测量仪表系统示意图。
图2示出了在本发明的方法实施过程中，在核反应堆几个工作阶 段期间要完成的任务的方框图。

图1示意地示出了核反应堆以通过堆芯截面的形式的堆芯1，它 包括方块基平行立面体形状的燃料组件2。
在堆芯1的截面上分布的一些燃料组件(fuel assembly)2’中， 即图中这些已经由交叉号标记的，放置在燃料组件中心的测量仪表管 用作一个测量通道，用于沿堆芯高度移动一个可移动探针。燃料组件 2’的每个测量仪表管，称作测量组件，连接到可移动探针芯内测量仪 表系统(芯内测量仪表系统或IIS)的一个测量仪表管道3，该系统由 参考号4整体表示。
IIS的测量仪表管道3，堆芯内部的其垂直终端部分包括一个燃 料组件的测量仪表管，经过核反应堆保护墙5，第一端进入含有堆芯1 的核反应堆外壳(一般通过外壳的底盖)以及相反的第二端进入一个 位于靠近反应堆建筑的测量室6。
例如在一个具有1300MWe功率的核反应堆的堆芯1中，它包括 193个燃料组件，如图1所示，芯内测量仪表系统或IIS可以包括58 个测量仪表管道3，每个与分布于反应堆堆芯1中58个测量组件2’ 中的一个测量仪表管连通。每个包括一个测量通道的测量仪表管道3 具有一个端，从该端的相对一边穿过外壳盖，引入到测量仪表室6’(测 量仪表室6’位于反应堆建筑的内部)，使得能够接收一个可以从测量 仪表室6’操作的套管，使得在测量仪表管道内可以移动，以至于引入 到管道中的套管一端关闭，套管可以沿堆芯的整个高度放置在一个测 量燃料组件的测量仪表管中，或者相反地，可以从堆芯中抽出(例如， 为了给核反应堆堆芯再加燃料)。
放置在测量仪表室6’中的是可移动探针，每个包括一个固定在一 个位移电缆末端的微型裂变室，该电缆可以引入进一个套管中并在套 管内移动，这尤其是为了测量工作沿核反应堆堆芯整个高度的中子通 量，通过在套管的那个部分内移动，该套管部分是引入一个测量燃料 组件的垂直测量仪表管的部分。
可移动探针固定在其上的电缆在计算机室6内连接到一个专用计 算机7，这样它接收代表通量测量的信号。称作IIS计算机的计算机7 处理中子通量测量信号，用于建立代表核反应堆堆芯中中子通量分布 的通量图。
在测量仪表室6’中，还有多个部件7’，用于移动测量仪表通道中 的测量探针，这些部件7’由IIS计算机7控制，还有用于选择通道的 部件。
在一个1300MWe核反应堆的情况下，一般使用6个测量探针， 可以引入并在测量仪表管道中移动(例如58个管道)。
在一个900MWe核反应堆的情况下，一般使用5个可移动测量 探针是实际的，可以引入到48个测量组件的一个中，每个含有一个测 量仪表管，它在堆芯中包括一个测量通道。
IIS计算机7连接到两个处理计算机8和9，它们在冗余方式下 工作，8或9中的一个计算机处于主动工作模式，另一个计算机9或8 处于待命，万一第一计算机失败时，准备拾起由计算机在主动模式下 完成的任务。计算机8和9互相连接使得能够在任何时候互相取代。
计算机8和9同时实时接收来自数据采集单元10的，用于涉及 核反应堆堆芯的物理数据的数据，以及来自计算机7，用于核反应堆 堆芯4中传输中子通量测量，用于选择测量通道和用于控制测量探针 运动的数据。
物理数据采集单元10连接到传感器，它尤其允许表示堆芯状态 的物理量能连续地测量。尤其，这些物理量可以为下面：
-由芯外探测器测量的通量Φex；
-离开堆芯的冷却剂温度；
-进入堆芯的冷却剂温度；
-用于控制堆芯中反应的控制棒簇位置；
-堆芯的热功率Pth；
-主冷却剂流速，
该列表并没有穷举尽。
每个冗余计算机8和9还连接到一个各自的工作站8’，9’，接收 关于由计算机8和9传输和重新处理的中子通量测量数据。每个工作 站8’，9’包括一个计算机，装载有分析中子通量图的软件，该图代表 了在堆芯进行的测量，以及用于从通量值计算核反应堆堆芯临界工作 参数的部件，以及还包括用于显示结果的部件。计算部件的软件同时 用于两个工作站8’和9’中。
由IIS计算机和控制柜形成的整个组件，用于控制和操作包括在 测量仪表室6’中的位移和选择部件7’，它的搭建使得当探针在核反应 堆堆芯1的测量通道中移动时，测量采集可以以高速实时发生，例如 约18m/min的速率。
本发明用于监测各个工作阶段中核反应堆工作的方法实施，现在 将参考图2描述。
首先在图2的方框图中画出的单元的本质将在下面指出，这些单 元伴随给出的参考数字代表用于根据本发明实施方法的手段或步骤。
11：用于核反应堆堆芯的一个数值模型的数值代码，在反应堆处 于一个接近稳态，经历缓慢变化的阶段使用；
11’：用于核反应堆堆芯的一个数值模型的数值代码，在反应 堆经历迅速变化的阶段使用；
11”：用于分析中子通量图的工具；
12：数据采集单元，用于涉及堆芯物理参数的实际数据；
13：确定堆芯物理参数的测量值和计算值之间差异，尤其是芯 外的中子通量；
14：确定堆芯轴向功率不平衡的测量值和计算值之间差异；
15：可移动芯内测量仪表(IIS)；
16：计算临界参数并与阈值比较；
16’：从核电站数据粗略计算临界参数(堆芯的物理参数)；
17：根据芯外通量差实时校正缓慢数值模型；
18：根据使用可移动探针的芯内测量校正缓慢数值模型；
18’：根据使用可移动探针的芯内测量校正迅速数值模型；
19：确定计算的芯内通量值和由可移动探针芯内测量仪表系统 测量的值之间的差异；
20：手动控制可移动芯内测量仪表系统；
21：比较临界参数和它们的阈值。
表征堆芯中的功率分布的五个参数，它们要永久地监测并尽可能 准确，这些参数如下(按照重要性)：
1. 轴向功率不均衡(AO或轴向偏移)：
$\mathrm{AO}=\frac{P_T{P}_B}{P_T+P_B}$
其中PT和PB是分别由堆芯顶部和底部产生的功率水平；
2. 热斑因子FQ
这是整个堆芯上产生的最大线性功率密度与平均线性功率密度 的比率；
3. 焓增加因子FΔH
这是一个通道中(位于燃料棒之间的间隙)冷却剂焓的最大增加 与对整个堆芯的每个通道的平均焓增加的比率；
4. 偏离核态沸腾比(DNBR)：

5. 最大线性功率密度。
根据本发明的监测方法现在将参考图1和图2描述。
堆芯监测工作是基于在一个计算机例如8和9中使用第一或第二 数值模型11或11’(依赖于核反应堆的工作阶段)，以及使用工具11” 用于分析在一个工作站例如8’和9’中的相关通量图。
两个数值模型11和11’代表堆芯的动态变化，即关于中子通量， 功率效率，氙效应和核反应堆燃料的耗尽。
迅速和精确地执行数值模型的计算算法需要迅速和精确地确定 堆芯中的中子通量密度。为了使用可移动芯内测量探针迅速和和精确 地传送中子通量密度，后者必须进行校准。
如上所示，核反应堆的可移动芯内测量仪表系统4装备有探针的 数量Ns，一般对1300MWe的核反应堆Ns＝6，对900MWe的核反应 堆Ns＝5。
Ns个芯内中子通量测量探针的校准是在循环的开始进行(装载燃 料棒后)，在8％和80％的反应堆正常功率水平，加燃料后反应堆重 新启动。
探针的校准包括对每个探针估计下式的kS和Φin(0)：
Φin＝Φin(0)+kSIS
其中IS是探针中流动的暴露于中子通量Φin的电离化电流强度， Φin(0)是探针的探测阈值。
对于两个功率水平8％和80％的每一个，校准工作包括首先对每 个探针制作四个中子通量采集通路。前两个探针通路是相互校准通路， 测量在用于新燃料组件的测量通路中进行，它的燃料浓缩精确地已知。 这些新燃料校准组件不含有功率控制棒簇。
前两个校准通路用于确定探针的相对灵敏度。Ns个探针中的一个 选为参考探针，从测量的电流对剩下的Ns-1个探针计算相对灵敏度 系数。
然后基于关于核反应堆堆芯物理参数的实际数据，对核反应堆堆 芯的热功率Pth进行一个估计，该功率由每个校准组件产生，物理参 数包括冷却剂离开燃料组件的温度和涉及补充有燃料管理信息的通量 图数据。
校准组件燃料中的平均中子通量Φin是从新燃料(有效裂变截面 以及尤其是裂变材料的质量)的中子特性中计算，以及是从校准组件 产生的热功率Pth中计算，还是从减速剂(有效吸收截面，硼的浓度 和温度)的中子特性中计算。联系这个平均通量是有探针相对灵敏度 系数校正的探测电流IS的平均值。
这样，得到了用于Ns个测量的Ns×4对平均值(Φin，IS)以及确 定了Ns对系数[kSΦin(0)]。除了参考探针的Ns-1个探针，系数kS和 Фin(0)根据探针的相对灵敏度系数校正。
已经校准了可移动芯内测量仪表探针，就可以进行监测核反应堆 了。
当核反应堆处于稳态时，有足够的计算时间来处理大量数目的方 程。在这种情况下，使用称作缓慢数值模型的第一数值模型11，这由 代表反应堆堆芯测量通道中位置的大量节点表征。例如，在1300MWe 核反应堆的情况下，可能在58个芯内测量仪表管道的58个测量通道 每一个中使用8个测量节点。每个通道8个计算节点的数目是根据一 个固定芯内测量仪表系统类推选择的，该系统在构成一个测量管的每 个测量通道中使用了8个collectron探针。
联系缓慢数值模型11的积分区间设为与数值积分算法的稳定性 兼容的一个最大值。
表征燃料燃耗的缓慢数值模型11的参数必须在燃料循环过程中 连续校正。
这些校正以各种方式进行，基于从发电站中实际数据可观察到的 变化(如前述的物理量，它们的采集通过单元12完成)，以及还从实 际数据和该数据的计算值之间可观察到的差异(步骤13)。
缓慢数值模型的实时校正(步骤17)，可以根据芯外中子通量测 量Φex和芯外中子通量的计算值Φ’ex之间观察到的差异(步骤13)的 变化，以及通过相关于反应堆冷却剂的硼浓度变化，用于控制堆芯反 应的控制棒簇位置的变化，以及反应堆热功率Pth的变化。
缓慢数值模型的校正，还可以根据在网络节点出芯内中子通量测 量Φin和同一个中子通量的计算值Φ’in之间观察到的差异(步骤19)， 以及通过相关于硼浓度的变化，控制棒簇位置的变化，以及反应堆热 功率的变化。
对特征燃料燃耗参数进行的校正在一个循环过程中积累。该数据 积累在燃料循环过程中使用来改进缓慢数值模型11中的模拟燃耗现 象。
堆芯中减速剂的三维温度分布的计算，一方面由于采集单元12， 是使用涉及堆芯物理参数的实际数据，以及另一方面，是使用从计算 的局部中子通量密度(Φ’in)确定的芯内功率分布。
在反应堆的稳态工作过程中，采集周期，其中使用可移动芯内测 量仪表系统15测量芯内中子通量Φin，可以以三种不同方式开始：
1-根据在步骤14观察到的差异自动地测量，即在轴向功率不 平衡的测量值和由数值模型计算的轴向功率不平衡值之间，测量值由 表示堆芯物理量的实际数据中确定；
2-当至少一个临界堆芯工作参数具有一个接近阈值的值时，自 动地测量，临界参数可能为例如偏离核态沸腾比DNBR，线性功率密 度Pin或焓增加因子FΔH。
由可移动芯内测量仪表系统完成的中子通量测量周期的频率，以 及每测量周期的测量通道中的探针通路数目，将依赖于临界参数的测 量值和阈值之间的差异。差异越大，频率就越高以及通路数目就越多；
3-由一个操作者手动(步骤20)地测量，他已经估计了需要 包括可移动探针芯内测量仪表系统。
缓慢数值模型11的参数是在步骤18根据在步骤19观察到的差 异校正的，即由可移动芯内测量仪表系统测量的中子通量Φin值和由 数值模型计算的中子通量Φ’in值之间的差异。校正尽可能在每个芯内 中子通量测量采集经过之后进行，而不用等待测量周期结束。在两个 探针通路之间有足够的时间，以在该周期内进行校正。
芯内测量周期可以中断或中止，如果在测量的轴向功率不平衡和 计算的轴向功率不平衡值之间，观察到的测量差异在某个阈值以下， 则自动地中止，或者如果操作者认为数值模型已经被充分地校正(例 如根据预定的标准)，则手动地中止。
第二数值模型11’，或者迅速数值模型，当期望对核反应堆进行 一个瞬时操作时使用，例如当一个控制棒簇的位置变化后，冷引线温 度变化后，主制冷剂流速变化后或者甚至次级冷却系统中功率的变化 后使用。
迅速数值模型使用一个节点网路，包括基本上比缓慢模型节点网 络中的节点少的节点。例如，在1300MWe核反应堆的情况下，可能 使用18×8个节点，每个测量通道包括8个节点，以及可移动芯内测 量系统的6个可移动探针中每一个相继引入到三个测量仪表管道中。
在900MWe核反应堆的情况下，节点数目可以等于15×8(3×5 个通道)，每个通道8个节点。
将测量仪表通道包括进简化的节点网络中，是燃料组件中的所有 通道必须的，每个含有一个反应控制棒簇(或者功率控制棒簇G1或 G2或N1或N2)。剩下要被选择的测量仪表通道将与靠近剩余功率 控制棒簇尽量远。
迅速数值模型代表了由于功率效应和氙效应造成的反应堆动态 行为。
联系迅速模型11’的积分区间设为依赖时间常数表征观察到的瞬 态的最小值，以及与计算机的处理能力兼容。
例如，根据估计，迅速模型的数值积分区间上限可以设置为30 秒。
当期望有一个瞬态时，它可以例如由棒簇位置的变化，或反应堆 制冷系统的冷引线温度变化，或主制冷剂流速变化，或者次级冷却系 统中的功率变化或主冷却系统压力的变化引起，将使用迅速数值模型 (11’)。
迅速数值模型的状态变量的初始条件是，这些变量在缓慢数值模 型11中当模型改变的时刻具有的值，这由核反应堆堆芯工作的变化决 定。
核反应堆堆芯中减速剂的三维温度分布的实时计算是，使用在核 反应堆堆芯中测量的实际数据(温度和热动力)，并使用从计算的局 部中子通量密度Φ’in中确定的堆芯功率分布。
根据本发明，为了在瞬态过程中更精确地追踪中子通量的变化， 以及为了可能校正表征迅速数值模型11’的氙效应的参数，启动可移 动芯内测量仪表系统15，目的是产生三个采集通路以用于进行芯内中 子通量Φin测量。
使用可移动芯内测量仪表系统的中子通量测量周期可以以三种 不同方式开始：
1-根据在步骤14观察到的差异自动地测量，即在轴向功率不平 衡的测量值和由数值模型计算的轴向功率不平衡值之间的差异；
2-当至少一个核心工作参数到达一个临界阈值时，自动地测 量，该方法在步骤16探测，临界参数可以为例如DNBR，Pin或FΔH；
3-由操作者在步骤20手动地测量。
一个测量采集周期，用于由可移动芯内测量仪表系统测量中子通 量，包括在3×Ns个堆芯测量通道中的三个测量采集通路。
在步骤18完成的迅速数值模型的参数，是根据在步骤19观察到 的差异校正的，即由中子通量的测量值Φin和迅速数值模型11’计算的 中子通量值Φ’in之间的差异，校正立即在每个芯内中子通量测量采集 通路之后进行，而不用等待测量周期的结束。在两个探针通路之间有 足够的时间，以在该周期内进行校正。
一次通路后，如果测量的轴向中子通量曲线与计算的通量曲线差 别很大(依赖于要定义的安全系数和标准)，操作者在步骤21被通知。 如果在三个探针通路的每个之后出现报警，这意味着数值模型偏离了 实际情况。在这些情况下，操作者必须忽略来自于迅速数值模型11’ 的输入数据，以及必须使用测量的中子通量值Φin和由采集单元12传 送的发电站数据来监测堆芯，这将在下面解释。
当核反应堆堆芯已经恢复到一个稳定工作状态时，操作者可以决 定恢复到一个基于缓慢数值模型11的监测模式。缓慢数值模型11的 状态变量的初始条件，由迅速数值模型在模型中改变的时刻获得的状 态变量值决定。
在核电站工作于负荷跟踪模式的情况下，反应堆功率可以以每分 钟5％的速率变化，以及由于功率控制棒簇的移动，堆芯的热斑以速 度关于棒簇的移动速度而径向地移动。
在这些堆芯工作条件下，使用可移动芯内测量仪表系统来校正 “迅速”数值模型参数的程序，必须尽可能地高效率。用于测量中子通 量的芯内测量采集周期，将于功率控制棒簇的移动同步进行。将探针 插入堆芯的顺序将根据控制棒簇的移动顺序一致。
例如在一个载荷降低过程中，功率控制棒簇将以下面的顺序插入 到堆芯中：G1≥G2≥N1≥N2，它们的区域是交叠的。
芯内中子通量测量的采集是当探针在堆芯中上升和下降时进行， 堆芯中可移动探针的移动速度将会很低(3m/分钟)。
可移动探针将事先放进外壳下面的反应堆坑中，使得将探针插入 外壳底盖的测量仪表通道时节省时间。
仅仅扫描联系控制棒簇G1的测量仪表通道的探针，首先与控制 棒簇G1的移动同步插入堆芯中。
接着，当控制棒簇G2设为移动时，探针插入联系控制棒簇G2 的测量仪表通道。
当探针不再需要监测控制棒簇G1的效应时，该探针是已经用于 扫描联系控制棒簇G1的测量仪表通道，这些探针被分配为联系控制 棒簇G2的测量仪表通道。
当控制棒簇N1设为移动时，这些探针插入联系控制棒簇N1的 测量仪表通道。
当探针不再需要监测控制棒簇G2的效应时，该探针是已经用于 扫描联系控制棒簇G2的测量仪表通道，这些探针被分配为联系控制 棒簇N1的测量仪表通道，对于控制棒簇N2也是如此。
这确保了对“快速”数值模型的响应与功率控制棒簇的移动同步 的很好，该响应在整个功率变化的持续时间内都是“几乎连续地”有效。
本发明的方法还使得可能监测核反应堆堆芯，而不使用基于堆芯 的数值模型的计算，例如模型11和11’。这是因为可能使用可移动芯 内测量仪表系统15和通量图分析单元11”来准确地接近连续地监测核 反应堆的安全和工作安全系数。
临界反应堆工作参数实时地粗略计算，在步骤16’使用堆芯物理 参数的实际值进行，该值由采集单元12提供，这些临界参数基于芯内 中子通量测量细致地重新估计(步骤16)。
当操作者在步骤21观察到至少一个临界堆芯工作参数，即在步 骤16’粗略计算的参数，偏离它的正常工作范围，他在20通过可移动 测量仪表系统开启一个三通路中子通量测量采集周期。在三个采集通 路的该测量周期，使得可能确定核反应堆堆芯中的最热通道。
搜索开始于执行一个用于中子通量测量的高速第一测量采集通 路，由可移动芯内测量仪表系统15获得。在该通路中选择由Ns个可 移动测量探针扫描的Ns个测量仪表通道，使得获得代表径向功率分 布的测量。选择是根据芯内温度测量的径向分布和燃料燃耗的径向分 布进行的。
最大通量值从Ns个轴向测量曲线中提取，曲线是在第一测量通 路过程中得到的。这些最大值用作权重因子，用来在堆芯的XY平面 (横平面)内确定测量的最大值的第一质心。选取最靠近该第一质心 的测量仪表通道。联系该通道的是Ns-1个代表径向功率分布的其它 通道。选择是根据芯内温度测量的径向分布和燃料燃耗的径向分布进 行的。然后在选择的Ns个通道中进行第二高速采集通路。
最大通量值从Ns个轴向测量曲线中提取，曲线是在第二测量通 路过程中得到的。在第一通路上确定的最大值根据功率的变化校正， 变化在两个探针通路之间发生。这样获得的2×Ns个最大值用作权重 因子，用来在堆芯的XY横平面内确定测量的最大值的第二质心。
如果最靠近该第二质心的测量仪表通道与前面确定的通道相同， 选择附近的另一个通道。如果最靠近该第二质心的测量仪表通道与前 面确定的通道不同，选择该测量仪表通道。联系该通道的是Ns-1个 代表径向功率分布的其它通道。选择是根据芯内温度测量的径向分布 和燃料燃耗的径向分布进行的。然后在这样选择的Ns个通道中进行 第三高速采集通路。
最大通量值从Ns个轴向测量曲线中提取，曲线是在第三测量通 路过程中得到的。在第一通路上确定的最大值根据功率的变化校正， 变化在第一和第三通路之间发生。在第二通路上确定的最大值根据功 率的变化校正，变化在第二和第三通路之间发生。在第三通路过程中 这样获得的3×Ns个最大值用作权重因子，用来在堆芯的XY横平面 内确定测量的最大值的第三质心。该第三质心的坐标考虑为堆芯中最 热通道的坐标。
这样定义的用于最热通道的轴向中子通量曲线，是通过插值，从 最近的测量仪表通道中测量的轴向中子通量曲线确定的。
芯内中子通量测量的3×Ns个轴向曲线联系了物理电站数据，目 的是用于在步骤16’更准确地计算临界堆芯工作参数。
从临界工作参数的改进值和从堆芯物理参数实际值计算的粗略 值之间观察到的差异，确定了将用于粗略值的校正因子，这些粗略值 的确定是在贯穿将两个接连的周期分开用于更新改进值的阶段内进行 的。
在氙振荡持续约48小时的情况下，更新阶段约为8小时。
这样可能监测涉及阈值的临界参数安全系数，而不使用堆芯的一 个数值模型。
如果需要的话，在已经描述的三个探针通路之后，通过将一个可 移动探针经过最靠近最热通道的测量通道中而进行测量，则可能实现 监测工作，使得几乎连续地监测最大线性功率密度Pin，局部焓上升 FΔH，轴向功率不平衡或轴向偏移AO以及到达LOCA(制冷剂损耗 故障)极限。
因此根据本发明的方法可能在一个核反应堆的所有工作阶段中， 通过比较临界参数和阈值来监测堆芯的工作，当需要时，便通过使用 核反应堆的可移动芯内测量仪表系统确定临界参数。
尤其，该方法可能根据相对于临界阈值的安全系数而基本上获得 的成果，因此改进了核反应堆的工作条件。本发明的方法或者可以作 为使用一个固定芯内测量仪表系统的一个补充，或者独立于任何固定 的芯内测量仪表系统。
当两种类型的测量仪表-可移动的和固定的-都可以使用使得 能够互相补充时，这是冗余测量仪表系统以及不需要提供对固定测量 仪表特别需要的冗余，如前面已知的使用固定测量仪表系统的情况。
根据本发明的方法和装置可以应用于核反应堆的某些情况和某 些工作阶段，它们是独立于使用模拟堆芯动力学的一个数值模型的， 例如上述的数值模型11和11’。因此操作者使用可移动芯内测量仪表 系统15和通量图分析工具11”，来准确地及接近连续地监测反应堆临 界工作参数的变化。
如上面解释的，在某些情况下仅在最靠近最热通道的单个测量仪 表通道中测量中子通量是足够的，目的是能够通过一个堆芯工作参数 来监测临界阈值的到来。
根据本发明的方法可以以这样一种方式进行，它不暴露可移动芯 内测量仪表系统的可移动探针，而不是根据现有技术，在它们周期性 地使用情况下建立精确的通量图，这样依赖于使用的数值堆芯模型的 质量和可靠性，可能限制结点的数目以及因此进行测量的数目，即限 制了核反应堆堆芯内部的探针和电缆滞留时间。
根据本发明的方法，使用可移动芯内测量仪表系统比使用一个固 定测量仪表系统更经济，尤其是由于可移动芯内测量仪表系统的低运 行和维护成本。
可移动芯内测量仪表系统可以处理每个测量通道中轴向分布的 多达600个测量点。当使用所有的测量通道(例如对于一个1300MWe 的核反应堆有58个测量点)时，可能处理数据多达600×58个点。这 比基于固定测量仪表的系统，提供了更精确的表示，它限制于更小数 目的测量点中(例如在一个1300MWe的反应堆情况下，16×8个测量 点)。
进一步，根据本发明的方法可能监测堆芯中降到非常低功率水平 的堆芯(例如正常功率的8％)，并能追踪瞬态，例如：氙振荡，反 应堆热停机后的负荷跟踪或重新启动。计算校正所需的时间总数大大 小于表征核反应堆堆芯中面临的正常瞬态的时间常数。
由于实现校准了探针，数值模型11和11’的校正算法(18和18’) 可以立即在探针采集了通量值之后使用，而没有时间延迟。中子通量 Φin的芯内测量在一个测量采集通路(它的持续时间约15秒)结束后 立即在步骤19处理，并且数据立即用于校正数值模型11和11’的参 数。
本发明应用于任何含有一个堆芯的核反应堆，可能将可移动探针 引入到堆芯中，在堆芯的高度上运转，用于测量测量通道中的通量。