本发明涉及核探测技术领域，具体涉及一种水下核反应堆状态实时探测系统。
背景技术：
从上世纪五十年代开始，为适应海洋地质测绘、海洋放射性污染、海洋矿产勘查等领域研究工作的需要，在线水下核探测技术发展至今已经有半个多世纪，调研国际上与该领域有关的综合评述文献，相关技术研究已广泛应用于工程实践。其中，2001年d.g.jones关于海洋γ射线测量的发展和应用的文献，是目前调研资料较多的评述论文；2008年，usa，a.p.simpson等人对于在线探测海洋环境中放射性沉积物技术特点进行过综合介绍。
对于海水放射性污染监测最常用的方法是取样监测，需要采取蒸发、浓缩或过滤等措施，在实验室进行，这种方法不能及时迅速获取所需要的数据。此外，当水下大于一定深度后，就地取样将十分困难，只能进行在线实时监测。而且，取样方式进行监测时，由于核反应堆的运行状况随时间变化较快，取样后再进行检测分析时，测的结果已经难以真实反映核反应堆的真实运行情况，而且对于核反应堆泄露而言，比如，日本福岛核电站被海水淹没，要想实时监测其核反应堆状况，需要反复的取样，不仅危险而且异常繁琐。
水下核探测与陆上核探测的不同在于：一是耐压壳体对中子、γ散射吸收的影响，二是海水对中子、γ散射吸收的影响，三是水下温度等环境对测量影响，四是水下高压稳定性、信号传输等对测量影响。
目前，国外现场监测主要采取大体积碘化钠、高纯锗探测器系统，用以监测放射性核素放出的特征γ射线。目前尚未发现国际有任何一种在水下专门针对反应堆状态实时监测的系统，现有的水下核探测器系统只能应用于监测2mev以下γ射线与探测器核心部件反应产生的脉冲高度谱，且存在探测效率低、能量分辨率低、探测灵敏度(探测下限)低、海水及耐压壳体材料对γ射线散射吸收的影响、探测器高压稳定性受温度影响等缺点，无法获取满足监测反应堆安全状态的特征参量。
滨海核电站、海上浮动式核电站、海上核动力船只等依靠核反应堆提供动力的装备设施一旦发生核事故，如何通过实时监测反应堆的运行状态分析判断核事故性质，对国家决策机关来说十分重要。目前，现有技术中缺乏合适的监测手段。
技术实现要素：
针对现有技术的缺失，本发明建立一种水下实时监测反应堆运行状态的装置，获取反应堆安全状态与水下外部监测信号的映射关系，通过其获取的特征信号定性分析判断反应堆状态，确定事故性质，进而指导外部救援力量开展针对性救援工作。
一种水下核反应堆状态实时探测系统，其特征在于，所述水下核反应堆状态实时探测系统包括伽马射线探测器、光电倍增设备、模数转换装置、数据采集模块以及数据分析模块。
优选地，所述伽马射线探测器用于接收伽马射线，并根据所接收到的伽马射线强度发出相应强度的光信号，每一个伽马射线对应一个事件，不同能量的伽马射线对应不同强度的光信号；
所述光电倍增设备用于将所述伽马射线探测器生成的每个光信号转换成电信号并对所生成的电信号进行放大；
所述模数转换装置用于对经放大的电信号进行模数转换，以转换成数字信号，所述数字信号与伽马射线的能量值对应；
所述多道数据采集模块具有多个通道，每个通道对应一个能量段，用于基于每个光信号的强度对不同能量段的事件进行统计获得总的事件能量分布图；
所述数据分析模块用于基于所获得能量分布图，判断能量分布图中是否存在反应堆高能中子16o(n,p)16n反应产生的eγ＝6.129mev信号，若存在，则判断该eγ＝6.129mev信号所在特征峰对应的中子通量，基于中子通量确定反应堆的运行状态，若不存在，表明目标核反应堆处于停堆状态。
优选地，所述水下核反应堆状态实时探测系统还包括前置放大器，所述前置放大器设置于所述光电倍增设备后端，用于对所述光电倍增设备输出的信号进行前置放大。
优选地，所述水下核反应堆状态实时探测系统还包括耐压外壳，所述伽马射线探测器、光电倍增设备、模数转换装置以及数据采集模块设置于所述耐压外壳内。
优选地，所述伽马射线探测器为溴化镧探测器。
优选地，所述水下核反应堆状态实时探测系统还包括数据传输单元，所述耐压壳体内具有数据传输接口，所述多道数据采集模块通过所述数据传输接口经由所述数据传输单元与所述数据分析模块进行数据传输，所述数据分析模块设置于水上。
有益效果
本发明的探测系统能够在水下实时监测反应堆状态，对反应堆事故性质及进展状况进行跟踪，可为核事故应急、事故信息发布提供可靠数据和技术支撑。本发明的探测系统的探测性能受水下环境的衰减、目标核反应堆外设以及探测器外壳衰减的影响小，探测精度高，另外，本发明的探测系统探测与现有技术采用完全不同新的反应通道，该反应通道反应稳定，剩余核半衰期短，实时性好。
本发明采用溴化镧labr3(ce)晶体设计水下核探测器装置，在水下反应堆外一定区域，首次通过探测叠加在反应堆运行裂变瞬发γ谱、中子与各种材料散射吸收γ射线谱之上的16o(n，p)16n反应产生的eγ＝6.129mev，获取了探测器输出的脉冲高度谱及其特征峰值计数，从而实现了反应堆内安全状态的水下实时监测。
本发明的探测系统探测效率、探测下限(灵敏度)、能量分辨、测量范围、体积重量均优于国外同类技术产品。
附图说明
图1为直接裂变过程中的瞬发γ射线能谱，其中上方曲线表示理论计算出的核反应堆的裂变γ谱，下方曲线表示理论计算出的252cf的裂变γ谱，图中圆点表示实验测得的核反应堆的裂变γ谱；
图2为本发明的水下核探测器系统的结构示意图；
图3-4为大体积碘化钠监测反应堆状态数据曲线；
图5为采用本发明的探测系统进行探测所获得的停堆状态及泄漏实时监测数据分析图；
图6为采用本发明的探测系统进行探测所获得的启堆、临界至功率逐渐上升过程中实时监测数据分析图；
图7为本发明的探测系统获取特征峰的积分计数与功率的关系图。
具体实施方式
以下结合附图及其实施例对本发明进行详细说明，但并不因此将本发明的保护范围限制在实施例描述的范围之中。
发明原理
传统的测量反应堆功率方法是通过裂变室、电离室、计数管来测量不同阶段反应堆的中子通量计算反应堆功率，其原理是通过测量中子与物质中的原子核发生(n，p)、(n，α)反应，产生反冲质子或α带电粒子，通过核电子学电路的设计，获得带电粒子输出的脉冲高度谱，通过对其积分计数获取反应堆功率信号。在反应堆外部的水下或海洋环境下，α、β等带电粒子更是无法穿出，而水等含氢物质对中子的慢化吸收作用很强，因此上述方法或装置无法获得足够的事件数来测量反应堆的功率。
而本发明的系统在水下通过探测反应堆高能中子与反应堆内物质或结构材料发生核反应，产生的瞬发高能γ射线，作为特征信号，监测反应堆的运行状态。
本发明的发明人在实验过程中，发现一种中子与反应堆物质作用的反应道，这种反应通道的剩余核γ半衰期短，既能够产生高能γ射线，又能实时反映反应堆中子通量的变化，同时，该反应所产生的γ射线对于海水和探测器耐压外壳的散射吸收很小。
具体而言，申请人注意到反应堆运行瞬发裂变过程的同时会产生瞬发中子和瞬发γ，每次裂变中子数为2-3个，平均每次裂变产生8.1个光子γ，其中，直接裂变中子的能谱为标准裂变谱。申请人注意到反应堆运行时的γ射线包括以下四种成份，它们的基本特点如下：
一是直接裂变过程中的瞬发γ，其能谱为如图1所示：
n(e)＝6.60.1mev<e<0.6mev
n(e)＝20.2exp(-1.78e)0.6mev<e<1.5mev
n(e)＝7.2exp(-1.09e)1.5mev<e<10.5mev
二是缓发γ射线。这是由裂变产物放出的缓发γ射线，其特点如下：缓发γ射线谱的谱形：主要集中在小于2mev的低能段(约占90％)。虽然瞬发γ射线能量约为裂变后释放的全部γ射线能量的50％，但缓发γ射线强度与反应堆运行的历史状况有关，235u裂变大约10～13秒后缓发γ射线强度大约下降一个数量级。主要是裂变产物137cs、134cs、131i和活化产物60co等。
三是裂变中子引起发射单能γ射线(次级)过程。主要包括三种作用过程：裂变中子热化过程热中子被h俘虏h(n,γ)d产生的eγ＝2.23mev瞬发γ射线；裂变中子与冷却水中的氧作用16o(n,p)16n，产生的t1/2＝7.13s，剩余核16n(eγ＝6.129mev、7.155mev)单能γ射线；裂变中子与反应堆结构材料铁作用，56fe(n,γ)57fe(稳定)，产生eγ＝7.631mev、7.641mev单能γ射线，后两种过程虽然能产生eγ大于6mev的单能高能γ射线，但因是二次作用过程，与裂变瞬发γ相比其强度下降较大。
四是裂变中子与堆内其他结构材料的各种作用过程产生的γ射线。包括快中子与堆内结构材料的非弹性散射以及热中子俘获等，这是一个非常复杂的过程。它决定于各作用的产生截面以及材料所含元素的丰度等，其能谱是复杂的，它也是二次作用过程，与直接裂变过程产生的瞬发γ射线强度相比仍是次要的，但它会改变原始的裂变γ能谱的谱形，这种改变主要是增加了低能γ谱的成份，使探测难度增加。
基于上述的四种过程可以看出反应堆运行时的γ能谱的基本特点如下：
(1)反应堆运行时原始的各种单能γ射线与环境作用构成了连续的γ能谱,且主要集中于小于2mev的低能区，这一连续能谱的γ射线被周围环境散射吸收后，再进入γ探测器时又在三种效应(光电效应、康普顿散射、电子对效应)作用下再次改变能谱，变为连续的脉冲高度谱。
(2)反应堆运行时仍然存在能量高于4-8mev的单能γ射线，比如，eγ＝7.631mev、7.641mev，虽然是反应堆运行时的重要特征，但是，其信号强度弱，很难用作水下探测。
因此，反应堆运行时原始瞬发、缓发γ射线构成了连续的γ射线谱，而原始的总瞬发、缓发γ谱与反应堆各种结构材料以及海水环境作用的结果，不仅增加了低能γ谱形，并且在该连续谱的eγ大于6mev的高能端叠加了能量为eγ＝6.129mev和eγ＝7.631mev等特征γ射线，但是，申请人发现，eγ＝7.631mev的信号强度极不稳定，用作状态监测会有较大误差。
因此，本发明经分析计算和充分论证，选取裂变中子与冷却水中的氧作用16o(n,p)16n，产生的半衰期t1/2＝7.13s，剩余核16n(eγ＝6.129mev)单能γ射线，作为水下核探测器系统监测反应堆的特征参量。
图2为本发明的水下核探测器系统的结构示意图。如图所示，本实施例中的水下核反应堆状态实时探测系统包括labr3(ce)晶体、光电倍增管、核电子学单元、数据采集模块以及数据分析模块。核电子学单元主要是模数转换装置，其还可以包括前置放大器、主放大器等。
本实施例中，采用2英寸的溴化镧探测器，光电倍增管为滨松公司生产的r-6231，核电子学单元包含前置放大器、主放大器、用于给光电倍增管供电的高压模块电源组成。整个探测器系统组件全部封装于ф86mm×453mm、厚度为3mm不锈钢管耐压壳内，总重量约为7.5kg,数据分析模块可以设置于水上也可以设置于水下，在计算机系统内实现。本发明的系统可以适用于1000米内深海环境的放射性在线测量。
labr3(ce)晶体用作伽马射线探测器用于接收伽马射线，并根据所接收到的伽马射线强度发出相应的光信号，每一个伽马射线对应一个事件，不同能量的伽马射线对应不同强度的光信号；光电倍增管用于将labr3(ce)晶体生成的每个光信号转换成电信号并所生成的电信号进行放大。光电倍增管放大的信号可以再经前置放大器和主放大器放大。
模数转换装置用于对经放大的电信号进行模数转换，以转换成数字信号；多道数据采集模块具有多个通道，每个通道对应一个能量段，用于基于每个光信号的强度对不同能量段的事件进行统计获得总的能量分布图。每个通道的能量宽度可以根据所探测目标能量范围进行调整。
数据分析模块用于基于所获得能量分布图，判断能量分布图中是否存在反应堆高能中子16o(n,p)16n反应产生的eγ＝6.129mev信号的特征峰，若存在，则判断该eγ＝6.129mev信号所在特征峰对应的中子通量，基于中子通量确定反应堆的运行状态。
效果对比
图3和图4所示为采用现有的大体积碘化钠探测设备进行反应堆状态监测所测得的数据曲线。从图中可以看出，所探测的计数曲线平滑模糊，根本无法分辨出核反应堆的运行状况。
图5所示为采用本发明的探测系统进行探测所获得的停堆状态及泄漏实时监测数据分析图，其中，曲线5-1表示泄漏情况下探测器所探测到的γ射线的能量分布曲线，5-2表示停堆情况下探测器所探测到的γ射线的能量分布曲线。从曲线5-1中可以看到明显co-60的能量峰。
图6为采用本发明的探测系统进行探测所获得的启堆、临界至功率逐渐上升过程中实时监测数据分析图。图中示出了本发明探测器所探测到的高能γ射线的能量分布曲线，其中，6-4表示核反应堆起堆过程中的γ射线的能量分布，6-3表示反应堆达到临界反应时的γ射线的能量分布，6-2表示反应堆达到第一档目标功率时的γ射线的能量分布，6-1表示反应堆达到第二档目标功率时的γ射线的能量分布。从图6中可以看出，6.2mev附近存在明显的特征峰，基于该特征峰的积分计数可以准确地推算出核反应堆的中子通量。基于该中子通量可以确定核反应堆的运行功率，二者存在一一对应关系。
图7为峰值积分计数与功率的关系图。基于该关系图，通过所测得的中子通量，就可以计算出反应堆的运行功率。
随着核反应堆技术的发展，利用反应堆产生的能源和动力已广泛应用于国防和工业的各个领域，由于使用频率增加，加上不可抗拒的外力影响，比如地震、海啸、意外攻击等，其事故的几率越来越高，国家对于核安全和核应急的投入也日益增多。日本福岛核电站事故后，对事故反应堆的安全状态监测仍然束手无策，核应急处置措施的薄弱环节凸显，造成了放射性物质泄漏至海洋环境的污染状况。而本发明刚好解决了这样的问题，为潜在核事故或核事故后对核反应堆的监测提供了一种实时解决方案。
虽然上面结合本发明的优选实施例对本发明的原理进行了详细的描述，本领域技术人员应该理解，上述实施例仅仅是对本发明的示意性实现方式的解释，并非对本发明包含范围的限定。实施例中的细节并不构成对本发明范围的限制，在不背离本发明的精神和范围的情况下，任何基于本发明技术方案的等效变换、简单替换等显而易见的改变，均落在本发明保护范围之内。