CN1012657B - 核反应堆堆芯中用于支撑和固定测量装置的管道 - Google Patents

核反应堆堆芯中用于支撑和固定测量装置的管道

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Abstract

测量管道(10)的管型外套(14)包含多个内部经机加工的定位隔架(30),每个定位隔架打算放入一组测量装置(32)。定位隔架(30)依次由一节节挠性管连接起来。外套(14)在其端部敞开,暴露于反应堆堆芯并且在其表面有开孔(27)。这样,这个外套处于等压条件下,而且测量装置(32)与反应堆冷却剂直接接触。

Description

本发明是关于核反应堆堆芯中用于支撑和固定测量装置的管道。
当使用核反应堆,例如压水型核反应堆时,核反应堆运转时,必须在由燃料组件组成的堆芯中进行测量。特别是,必须对顺着堆芯高度各个位置的中子通量进行测量,以获得有关堆芯中子通量分布或堆芯轴向功率分布的信息。堆芯轴向通常对应垂直方向。
组成堆芯的燃料组件的中央部分包含一根仪表管,在仪表管内有可能在整个堆芯高度引入一根密封盲管。当反应堆运行时,在密封盲管内的中子通量测量探头是移动的。盲管同每一个燃料组件关联,中子通量的测量在该燃料组件内进行;例如在堆芯再装燃料时,盲管必须能从这些燃料组件中抽出。因此,这些盲管被这样安装:它们能在导向管内滑动,这里所说的导向管将堆容器底部同测量室连接起来。在测量室内,盲管的与插入堆芯的端部相反的另一个端部很容易接近,以便移动探头,收集测量信号和移动在导向管中的盲管。在导向管中,盲管的移动仅需推拉即可完成。尽管导向管的大部分被做成弯曲状,提供的足够大的间隙可限制盲管承受过大的力。
除了可移动的中子通量测量探头之外,还使用了一组通量测量装置,诸如放置在堆芯某一固定位置上以及顺着高度方向不同标高处的自给能探测器。
当反应堆运行时,还必须使用测量温度、压力和水位的仪表,它们安装在堆芯中各个指定的位置上。
为了简化堆芯的仪表以及使用和维修这种仪表的程序,建议将与一个在其中进行测量的堆芯组件关联的测量装置全部放入一个密封的支撑和固定管道中,该管道的设计与放入可移动探头的盲管相类似。这种类型的管道有一个管形外套,在外套内中心部位和外套同轴装有一个护套或盲管,沿它可以引导可移动的探头,以便测量中子通量。
诸如自给能探测器这样的测量装置被放置在这个管道内中央护套的周围。沿该管道长度布置的固定位置上,用来支撑和固定测量装置的管道的直径比导向管的直径稍小些,该导向管使该管道可移动,并将堆容器底部连接至测量室。从测量室仅需推、拉这个管道的端部就可将管道在堆芯中定位或从堆芯中抽出。所有这些测量装置和里面装有可移动探头的盲管,可以用这一方式定位或抽出。显然和先有技术相比,有必要使用中央盲管和小型化的中子通量测量探头,而使组件的仪表管道同打算仅放入盲管的仪表管道一样。类似地,在容器底部和堆芯基座之间的反应堆容器内部结构中,为用于支撑和固定测量装置的管道所设置的通道以及导向管,同单单用于引导盲管时的通道和导向管一样。
这些测量管道或测量棒必须具有足够的挠性,以便不用过分的力推、拉就能在连接测量室至堆容器底部的弯曲的导向管内移动。因此,这些测量管道或测量棒的外套必须经受住高温、高压、液体产生的很大作用力和核辐射。在反应堆运行时,这个密封的外套特别要经受住一回路冷却水作用在它的壁上的压力。
因此,设计出这样一个外套是非常困难的,它要即具有足够的挠性,能在导向管中容易地移动;同时在反应堆通常的使用条件下,具有满意的机械强度。特别是很难找到一种具有良好性能的材料来制造 薄的管形外套,使其能在反应堆容器中和导向管中经受住很高的机械应力。
由于下列事实,制造测量管道的问题变得更大了,即这个管道必须能把一个护套或盲管固定在它的中间部分:并且把测量装置固定在固定位置,并且它围绕中央护套沿其长度分布。
此外,有一些测量,诸如反应堆芯中的温度、压力或水位的测量是很难适当地完成的,甚至是不可能的,只要使用的测量装置与反应堆的一次回路流体被连续隔板分隔开。
因此,本发明的目的是提出一种在核反应堆芯中用于支撑或固定测量装置的管道,它这样安装:它可以在连接装有堆芯的反应堆容器和测量室的导向管内移动。它包含一个管形外套;一根用于引导一个可移动的中子通量测量探头的护套与外套内圈同轴布置;测量装置放在管形外套内围绕中央护套,沿管道长度分布的固定位置;导线沿管道长度延伸,并与测量装置连接。这种管道具有足够的挠性,容易在导向管中移动;同时在反应堆工作条件下具有满意的机械强度;它允许在适当的条件下和明确规定的位置测量大量物理参数;同时,结构简单,便于设计和制造。
至此为止已经清楚,管形外套包含多个内部经机加工的管形部件或定位隔架,每个外套打算放一组测量装置,放在沿管道长度的预定位置。它并包含依次的一节节挠性管。这一节节挠性管包括开头的一节,它的第一个端部打算进入测量室,而第二个端部同第一个定位隔架联结起来;中间各节的每一节连结两个依次的定位隔架,最后一节将管道延伸到离第一节最远的定位隔架以外,它的自由端敞开,管形外套在它的表面包含许多额外的孔,分布在沿其长度有一定间隔的一 些区域内。
为了正确地理解这项发明,现举例作些解释,而没有任何限定的含义。根据本发明的测量管道的一个具体实施方案,参照所附的各图。
图1是压水型核反应堆容器下部标高方向的剖视图,测量室布置在边上,靠近堆容器的底部。
图2是密封的测量管道贯通装置的剖面图,测量管道从这里进入测量室。
图3是按照本发明的开头一节和测量管道的第一个定位隔架的透视图。
图4是按照本发明的测量管道的定位隔架的透视图。
图5是图4中表示的定位隔架的局部剖面图。
图6是沿图5F剖开的定位隔架一端的视图。
图6a是按照本发明的测量管道的另一种实施方案的剖面图,它与图6类似。
图1表示容纳由燃料组件组成的反应堆堆芯2的压力型核反应堆容器1的底部1a。套管3通过容器底部1a,每一个套管连接到用于引导测量管道的管道4。导向管4成弯曲状,然后依次以水平分层的方式,通向测量室5。测量室布置在容器底部1a的标高的下面,位于堆容器1的一侧。每一个导向管4都伸进测量室5,然后在支撑墙处依次连接隔离阀7和密封管嘴8。
当相应的测量管道完全抽出时,隔离阀可使导向管4以完全封密的方式关闭。
管嘴8包含的密封装置,能使开头一节测量管道以完全密封的方 式从导向管中抽出。
从图2和图3可以看出,测量管10的开头一节在测量室5中出现,使得有可能借助沿管道10长度伸展的导线11,收集由中子通量测量探头12,和位于管道10的固定位置的测量装置产生的信号。固定在半刚性电缆13末端的探头12的移动,也能从测量室5加以控制。
从图2可以看出,管嘴8固定在伸进测量室5的导向管4的末端。已表示出管道10的运行位置是完全插入管嘴8和导向管4。由参考号10表示的整个测量管道,包含外套14,它的开头一节由薄锆合金管制成,其外径比导向管4的内径稍小一点。管道14的末端与管嘴8啮合,在管嘴内密封垫16和16′布置在沿着管嘴长度分开的两个小槽内。密封垫16和16′与管道14的外表面接触,保证管道14和管嘴8之间是密封连接。密封垫16和16′是滑动密封,能在保持密封的情况下,允许管道14在管嘴8里而沿轴向运动。在密封垫16和16′之间管嘴8做成一个环形小室18,该小室借助于连接管嘴17同加压水管路连接。
管形套管15插入管形外套14中,并用焊接紧固在外套14内,管形外套与管嘴啮合。护套或盲管20的末端紧固在套管15上,可移动的探头12在盲管里移动。这个护套20布置在中央段,并沿着测量管道10的轴向方向布置。护套20的直径这样确定:即在护套20外表面和管道10的外套14的内表面之间有一个环形空间21。
套管15开了贯穿孔,使得导线11穿进测量室5。然而,导线11以密封的方式紧固在贯穿孔中,使得环形空间21与测量室5完 全隔离开。
在其末端,管形外套14也整体连接到法兰23上。法兰压在管嘴8的末端,当测量管道在图2所示的位置时,密封衬垫24被插入两者中间。实际上,管道10靠螺母25固定在这一位置上,该螺母25与管嘴8的有螺纹段配合。
图2所示的测量管道10的位置,与完全插入反应堆堆芯的测量管道的位置相对应。在这个位置,位于测量管道中央的盲管20伸展到堆芯的整个高度,而且放在环形空间21中,位于沿着测量管道长度方向固定位置处的测量装置,在堆芯整个高度以一定间隔加以分布。
由于探头12在管道20内部可以移动,所以中子通量测量可以在堆芯的整个高度范围进行。由于测量装置同导线11的末端相连,物理参数或中子通量的测量也可以在堆芯的不同高度连续进行。
从图2和图3可见,管形外套14的开头段14a,直至密封垫16完全与导向管4的内部容积隔离开。导向管与装有加压水的反应堆容器1相连通。测量管道10的外套的开头段14a为干燥段,因为它从来不同反应堆中的加压水相接触。
从图3可以看出,在干燥段14a外面管形外套14一直延伸到第一管形定位隔架30。在第一个管形定位隔架里面,在环形空间21中,围绕中央护套20布置固定了测量装置32。导线11能向这些测量装置32供电,或连续地传输和收集测量信号。
测量管道的末端法兰23与第一个定位隔架30之间的测量管段是开头一节,它由薄的锆合金管制成,在干燥段14a以外,护套20放在合金管里面的中央位置。
管道10的开头一节的外套14开了贯穿孔27,这些孔分布在环形区域周围,与进入测量室5的管道10的末端的距离大约4米,也就是说,这段距离相当于堆芯的高度。孔27使管道内的环形空间同注满了加压水的导向管4的内部容积沟通。
当管道10处于图2所示的管道10,完全插入堆芯的位置时,第一个定位隔架30位于堆芯底部的固定位置。测量装置32可以测量中子通量(因为这些装置中有些是自给能探测器),并可测量不同的物理参量诸如:一回路流体的温度、压力或水位。
事实上,按照本发明的测量管道的一个基本特点在于:围绕中央护套20形成环形空间21的测量管道内部管段注满了一回路水,其压力和温度同装满容器1的水相平衡。因此,管形外套14处于等压下,不因加压的一回路水承受应力。在管道10的开头一节,这种压力平衡是借助孔27,和穿过外套14并沿管道长度分布的其他相似的孔达到的。
为了进行堆芯再装料操作,容器将被洩压并打开,测量管道组中必须借助于拉其进入测量室5的端部使它抽出堆芯。当测量管道10已抽出约为4米长的一段时,贯通外套14的孔27的位置与管嘴8的环形小室18的位置重合。藉助于连到连接管嘴17上的加压水管道,就可以控制测量管的环形空间21内的内部循环,以便检查有无堵塞限制了这一空间内循环加压水的能力。
整个测量管道10,由许多节挠性的和柔软的管子组成,用刚性的长度短的定位隔架分离开。将参考图4,图5和图6,对定位隔架加以说明。构成测量管中央部分的护套20,在整个外套长度上与外套14同轴布置,它的端部封闭形成一根盲管。盲管的内部容积完全 同充满堆容器和导向管的一回路流体相隔离开。其端部直接同测量室5相沟通。
接在图3所示的开头一节之后,管道10的外套14包含三节中间管段,每一节管段都布置在两个依次的定位隔架之间,最后一节管段从最后的定位隔架伸展开,也就是说,从距离位于测量室5内的管道末端最远的一个定位隔架伸展开。这最后一节段的末端是敞开的,在运行时,这一末端浸没在核反应堆的一回路水中。
整个测量管道有4个定位隔架,由外套14的约一米长的各节中间管段分隔开。从而固定在管道10的固定位置并固定在定位隔架30的内侧部分的测量装置,将分布在沿堆芯高度均匀配置的四个区域内。
图4、图5和图6表示一个定位隔架30。它是管道10的管形外套14的一个组成部件。这类定位隔架是由一个刚性锆合金套管组成,里面有12个经机加工的半圆筒状的仪表孔31。通常在每一个定位隔架可以有8至12个仪表孔。如图6所示,每一个仪表孔可放一个测量装置或圆筒状的探测装置32,它在其整个长度布置并固定在定位隔架30里。
图表6a表示,定位隔架的另一种具体实施方案,代替相同的仪表孔31,定位隔架的内部包含四个有园形横断面的仪表孔31a,和四个其横断面能并排放两个探测装置的仪表孔31b。将要指出,每一个测量装置32a放在管道33里面,它本身固定在定位隔架里。这一管道的端部是封闭的,在使用时端部在反应堆堆芯,这个管道的另一端(见图2)装入和焊在套管15上。于是测量装置32a与反应堆中的加压水完全隔离开,而管道33的外部表面同水接触, 并承受其压力。实际上,将一些测量装置与反应堆冷却水隔开可能是有利的;另一方面,测量装置32b在两个配对的仪表孔31b中直接同冷却水接触,仪表孔的形状能保证测量装置的大部分表面湿润适宜,与水的接触较好。
测量装置32、32a、32b布置在定位隔架30里,一个接一个地布置在这个定位隔架的范围内,用于不同的目的。这些测量装置包括能测量中子通量的自给能探测器、热电偶、热传感器、声探测设备、液面检测器或测量堆芯物理参数和中子参数的其他装置。有一些装置可以重样出现以便提供更多的测量。一些仪表孔31可能是空的,保留着供插入可能需要的新型测量装置用,其它仪表孔留作穿过连接导线11用。
当测量装置32在定位隔架30上就位时,定位隔架中心部分预留的空间,足以安放移动式测量探头的护套20。图6表示位于定位隔架中间的护套的位置。该护套20由测量装置32本身保持在定位隔架的中间位置,从而也位于测量管道10的中间位置。
定位隔架30在其外部表面被机加工,形成12个小槽35,每个孔通到半园筒状仪表孔31的底部,仪表孔中放一个测量装置32。当测量装置32在仪表孔31中就位时,它紧固在定位隔架上是由焊接或夹紧来保证的,额外的焊接金属被送进小槽35中。
另外,有一些孔36穿过定位隔架30的侧壁,进入定位隔架与护套20之间的形环空间。这些孔位于小槽35之间,分隔这些小槽的每个交替空间的中部。以这种方式产生的六个孔36,一方面,与管道10的开头一节的壁上开的孔27相同,可使定位隔架处管道10外套的压力均衡,另一方面,这些孔可使定位隔架内部湿润良 好,特别是能使测量装置32和32b的湿润良好,这些测量装置与测量装置32a不同,打算接触水;而测量装置32a有一个把敏感装置同液体分隔开的外套管33。留在管道10的各部件之间的空间实际上很窄,只有沿着管道长度,特别是在定位隔架上打有足够数量的小孔,才能保证这些部件的湿润良好。
如图5所示,每个定位隔架都有两个端部30a和30b,允许插入并由焊接与一根锆合金管紧固,这一锆合金管构成管道10外套的运行段,并为依次的定位隔架30提供连接。
用于供电和收集来自测量装置32的信号的导线11,是沿着整个管道10的长度,以一系列螺旋布置在中央护套20和外套14之间的环形空间21中的。在定位隔架处,导线11布置在并固定在测量装置32之间这个空间的空的部分。导线11也可以穿过未装测量装置的仪表孔31。
针对压水型核反应堆的导向管的情形,测量管道的外直径约为9毫米,而可移动的中子通量探测器的中央护套或盲管的外直径约为4.5毫米。布置在定位隔架上的小型化测量装置的直径约为1.5毫米,导线11的直径约为1毫米。连接定位隔架的,并形成测量管道的外套部分的挠性锆合金管,其壁厚小于0.5毫米。这一挠性的柔软的管道能使测量管道不用任何过大的力就能在相应的导向管4中移动。尽管它们的刚度较大,定位隔架在导向管4中不会导致任何堵塞现象,因为定位隔架的长度是有限的(25毫米)。
此外,管道10的外套14是均压的,因此,不会受到一回路水压力引起的机械应力。另一方面,测量管道的中央护套20受到了这种压力的影响。不过它的直径小,实际上支撑得很好,并在测量管道 外套14的里边得到良好的保护,使得可移动探测器在其中移动的这一护套减少了损坏的风险。
由于测量装置32在定位隔架30处直接与加压水紧密接触,其测量工作是在灵敏性和再现性很好的条件下进行的。
根据本发明的测量装置,不需要对核反应堆的现行设计作任何修改就可以应用。特别是,不需要对将仪表从测量室引导到反应堆堆芯的部件进行修改。这些部件包括导向管、形成燃料组件的导向槽和导向管的堆容器内部构件。
本发明不限于上述的实施方案。
形成管道外套的部件,特别是定位隔架可以制成与上述的形式不同的其他形式,并可用其他材料制做。这些部件的尺寸,特别是它们的直径将与反应堆的型式,和与反应堆关联的导向结构相适应。
不管测量装置可能是何种形式,只要它们能装在定位隔架里面,可移动探头的中央护套外面即可。
测量管的外套不仅在定位隔架处开孔,而且可在任何需要的区域开孔,以保证管道内测量装置压力均衡和湿润良好。
最后,按照本发明的测量管道可用于任何类型反应堆。在这类反应堆中,需要藉助于把管形装置引入堆芯组件,进行中子测量和物理测量。

Claims (1)

1、用于在核反应堆堆芯(2)内支撑和固定测量装置(32)的管道,其安装使它能在连接装有堆芯(2)的反应堆容器(1)和测量室(5)的导向管(4)中移动,它包括一根管形外套(14)一根同轴布置在外套(14)里面的中央护套(20),它用于将测量中子通量的可移动探头(12)导向;放在管形外套内、沿管道(10)的长度分布、在固定位置处围绕中央护套(20)布置的测量装置(32),以及沿管道(10)长度伸展的、与测量装置(32)相连的导线(11);包括多个称为定位隔架(30)的管形部件的外套;该定位隔架具有接收一组测量装置(32)的内部外壳(31),其特征在于它还包括挠性管道的依次各节,各节包括:
中间各节,每一节连到依次的两个定位隔架(30);
开头一节;其第一端部打算通过一个密封管咀(8)进入测量室(5),该管咀(8)包括两个连续的滑动密封垫(16、16′),该二密封垫之间设有一个连到连接管咀(17)的小室(18),以供应加压流体;其第二端部与第一个定位隔架(30)以及它侧壁上的孔(27)相连,距第一端部的距离大体等于核反应堆的高度,这样,当测量管道抽出并在管咀(8)内滑动与堆芯高度相等的长度时,孔(27)位于管咀(8)的环形小室(18)内,从而使管道10中的流体循环可以被控制;
以及使管道延伸超过离开头一节最远定位隔架的最后一节,其自由端是敞开的;
定位隔架(30),其每一个都被置于沿管道长度的预定位置,它包括在侧壁上的小槽(35),每个小槽都通到仪表孔(31),焊接金属被送入小槽(35)中,以将测量装置(32)紧固在定位隔架(30)上,且外套包括在其侧壁上的孔,这些孔分布在沿长度有一定间隔的区域内。
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ZA (1) ZA878014B (zh)

Families Citing this family (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2632442B1 (fr) * 1988-06-06 1990-09-14 Framatome Sa Dispositif de mesure de parametres dans le coeur d'un reacteur nucleaire en service
FR2654219B1 (fr) * 1989-11-09 1992-02-14 Cogema Dispositif de mesure du debit de dose dans un chateau de transport contenant des dechets radioactifs.
GB2268315B (en) * 1992-06-24 1996-04-03 Westinghouse Electric Corp Low activated incore instrument
FR2693310B1 (fr) * 1992-07-03 1994-10-14 Framatome Sa Procédé d'utilisation d'un doigt de gant d'un réacteur nucléaire à eau sous pression et dispositif de réglage de la position axiale du doigt de gant.
US5793829A (en) * 1996-04-29 1998-08-11 General Electric Company Protective sleeve
DE10006470C2 (de) * 2000-02-14 2002-03-07 Framatome Anp Gmbh Einrichtung zur Instrumentierung für einen Kernreaktor
US6522708B1 (en) * 2000-04-03 2003-02-18 Westinghouse Electric Company Llc Seal arrangement for in-core instrument housing
US9976970B2 (en) * 2013-12-13 2018-05-22 Vega Americas, Inc. Source well divider suitable for curved source wells
US10395785B2 (en) 2014-05-19 2019-08-27 Nuscale Power, Llc Transportable monitoring system
US9945704B2 (en) 2014-07-07 2018-04-17 Nuscale Power, Llc Flow rate measurement in a volume
CN105427908B (zh) * 2014-09-10 2017-09-29 中国广核集团有限公司 核电站反应堆中子通量探测系统
CN105350689B (zh) * 2015-11-25 2018-03-27 苏州富通高新材料科技股份有限公司 管组式保温墙及管组的制作方法
CN105609148B (zh) * 2015-12-24 2020-02-07 上海核工程研究设计院 用于核电厂推拉装置预埋组件精度控制的装置及安装方法
CN109540944B (zh) * 2019-01-04 2023-10-31 中南大学 一种用于中子衍射测量中样品定位的高精度探针夹持装置

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2081077B1 (zh) * 1970-03-03 1974-03-01 Framatome Sa
US3751333A (en) * 1970-06-11 1973-08-07 C Drummond Nuclear reactor core monitoring system
FR2377078A2 (fr) * 1975-08-04 1978-08-04 Gen Electric Dispositif de detection des neutrons
US4012282A (en) * 1976-05-17 1977-03-15 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Multiple lead seal assembly for a liquid-metal-cooled fast-breeder nuclear reactor
FR2385187A1 (fr) * 1977-03-23 1978-10-20 Electricite De France Dispositif de mesure de la puissance locale dans un assemblage combustible de reacteur nucleaire
DE2832122A1 (de) * 1978-07-21 1980-01-31 Kraftwerk Union Ag Messlanze fuer siedewasserkernreaktoren
US4426352A (en) * 1980-11-14 1984-01-17 The Babcock & Wilcox Company Composite detector
US4449403A (en) * 1981-06-29 1984-05-22 Mcqueen Malcolm M Guide tube inserted liquid level sensor

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