CN1029270C - 高压水核反应堆的芯内测量系统 - Google Patents

Abstract

本发明推出了一种用来检测高压水核反应堆(PWR)堆芯内状况(如中子通量密度)的芯内测量系统。这种测量系统有一组直长的套筒(52)，其中装有一些固定芯内检测器。这些套筒穿过高压水核反应堆的密封顶盖(18)插入。本发明符合的今天的主要公用事业，EPRI，DOE和NRC的要求和倾向，其中包括不穿透反应堆罐底和使用固定芯内测试仪器。此外，本发明所推出的测量系统机械上十分简单，平直的堆芯装/卸通路不会与反应堆内部构件发生矛盾或者使内部构件复杂许多。

Description

本发明与高压水核反应堆（PWR）有关。具体地说，本发明与高压水核反应堆的芯内测量系统有关。

图1所示为一个典型的PWR机组10。这个反应堆机组由具有隔热屏的高压罐12，堆芯支承板32、54，控制杆22等组成。冷却液进入罐内，没堆芯桶和罐壁之间的环状空间向下流动。在这个过程中，隔热屏得到了冷却。冷却液转向，穿过燃料元件流出罐外，进入蒸汽发电机。控制杆穿过顶盖18插入，而控制杆驱动机构则就安装在这顶盖上。驱动机构和顶盖在设备更换燃料时作为一个整件来进行操作。这个整件通常就称为“顶盖整件”，即“IHP”（“integrated    head    package”）。

在图1中，插入底端的各中子检测器36与测量单个燃料组件30出口处冷却液温度的热电偶组装在一起。这些中子检测器和热电偶统称为“芯内测量设备”。它们只是信息测试设备，提供用来计算堆芯各区所产生的功率的数据。

图2示出了PWR测量系统的一种原有结构。在这个实例中，测 量系统有一个导管束组件46和一组穿过上支承板42a的导管48。这种结构与图1所示的结构的主要区别是：这种结构用了可弯曲的导管48和导管束组件46，而图1所示的结构则用了硬导管。

回到图1，在更换燃料操作期间，在上芯板54以上的芯桶内所有内部部件都要移掉。这样就可以直接够及燃料组件30顶部，进行操作。

燃料棒装在排成如17×17方阵的栅格内。装入栅格内的燃料椴的集合体称为一个“燃料元组件”，是在发电站内进行处理的最小燃料单位。将燃料组件30一个接一个排成一个大致圆柱形就构成了一个堆芯。发电站的功率越大，所用的燃料组件就越多。堆芯直径通常为9英尽至13英尺，取决于功率的大小。对于一些大的高压水核反应堆来说，堆芯高度通常为10英尺至14英尺。

控制杆是一些圆柱形的棒，安置在燃料组件中不同位置上的控制导槽20内，代替燃料棒。不同的厂家使用不同的中子吸收器，控制杆的数量也不相同。

控制杆驱动装置14是机械装置，可以是连接定位的，也可以是在一系列离散位置上跳变的。各种控制杆驱动装置，无论是哪个厂家生产的，都装有一个磁栓装置，在快速停堆（即应急停堆）下释放。控制杆向上拉起，而在应急停堆时由于重力的作用落入堆芯。控制杆驱动器穿过顶盖18插入反应堆高压罐内。

在反应堆运行时，必需测量反应堆堆芯内各处（在不同位置、不 同高度上）的中子通量，这由芯内核测量设备来完成。本发明的对象就是这芯内核测量设备。

在法国专利2，065，512中揭示了一种测量导管穿过密封顶盖的核反应堆堆芯测量设备。这种测量设备有一些可以容纳处在某固定位置的中子检测器或在相应的导管内可以移动的检测器。这些导管在各柱管内穿过罐的密封顶盖，由安装在罐密封顶盖下方的呈放射形的支臂沿堆芯横截面布开，使得每根导向管直接引导到堆芯相应燃料组件的导管。

采用这种原有技术的装置，为了更换堆芯燃料，在罐减压后，先要拆除测量设备柱管密封通道内的这些装置，再打开罐密封顶盖，对支臂和导向管进行操作。

采用这种原有技术的装置有一些缺点。首先，由于每个支臂上载有一组相互独立的导管，因此要取下这些支臂必需用专用工具，以保持这些导管的形状和分布情况。这就需要一些专用器具来进行大量的处理操作。因而所用的时间就很长，增长了反应堆停机时间。这是一个主要缺点。其次。为了避免采用大量形状复杂的支臂，就要限制内部装有一个中子通量检测器的组件数，也就是说牺牲了堆芯内通量模式测量的精度。

在上述情况下，与其它各种情况一样，测量电缆的一端插入堆芯，而另一端则通到反应堆堆芯附近的测量室内。测量电缆装在仪表管内，可以滑动。通过在测量室内抽、送电缆就可将电缆插出或装入。 实际上，在反应堆堆芯更换燃料时必需将测量电缆从堆芯的燃料组件内插出。此外，测量电缆必需穿过接有颇长导管的密封通道进入反应堆罐，将反应堆罐与测量室连接起来。

在第二种已有的和得到广泛应用的实例中，测量电缆的通道是装在反应堆罐的凸底部的管接头。接到这些管接头上的仪表管弯成一段具有大曲率半径的圆弧形状，将反应堆罐底到测量室。在罐的凸底部装管接头使这种部件的制造变得复杂，并且也会导致难于满足安全标准。此外，反应堆建筑的结构必需设计成能使很长的仪表导管的通道呈一个圆弧轨道。其结果是这种反应堆建筑的设计和施工都较为困难，成本也高。

此外，要够及穿过罐底的管接头非常困难，这使为了保证反应堆运行绝对安全而对这些管接头的监视十分复杂。何况与罐底相连的仪表导管总是充有堆芯冷却水，如果这些导管的密封出了问题，这冷却水就会进到测量室内。

也已经推出和使用了一种测量电缆穿过罐密封顶盖的测量装置。例如，法国专利2，065，512。这种装置避免了要在罐底安装管接头和用复杂的反应堆建筑结构来使仪表导管通路通向测量室的这些缺点。然而，在这种结构中，由于部分所谓“上部内构件”的测量装置直接收密封顶盖承载，因此，在反应堆停机期间拆卸密封顶盖的操作以及处理和丰放与密封顶盖相关联的仪表的操作都比较复杂。

在反应堆停机，进行更换燃料如维护期间，需要卸下上部内构 件，安置到反应堆池中的存放架上。由于堆芯测量装置是一些穿过密封顶盖的导管式测量电缆，这种原有结构就不能简单、迅速地对上部内构件进行处理。堆芯测量装置穿过罐密封顶盖带来了反应堆设计和施工方便的优点，也带来了反应堆使用维护困难的各种相当严重的缺点。因此，现在使用的大多数核反应堆还是采用穿过罐底的仪表管。

此外，由于1979年的三哩岛（Three    Mile    Island）事件，已经出现了DOE，EPRI和NRC倾向于采用不穿透堆芯下方的反应堆罐（RV）的芯内测量系统，这些测量系统用了固定的芯内检测器（FID）。可以相信，这些措施改善了核电站的安全性和操作控制。

根据以上讨论，本发明的目的是提供一种用于高压水核反应堆的简化芯内测量系统（SICIS）。这种系统不穿透反应堆罐底，采用FID来测量堆芯功率分布。本发明的另一个目的是提供一种在高压水核反应堆上装卸方便安全的简化芯内测量系统。采用本发明，可以达到这些目的和另外一些目的。

一方面，本发明提供了一种高压水核反应堆的简化芯内测量系统，这种系统有一组固定的芯内检测器套筒（thimble），每个套筒都穿过密封顶盖插入反应堆堆芯。每个套筒都含有至少一个（一般是几个）检测堆芯状况（局部功率电平）的检测器（如中子或伽马辐射检测器）。套筒还含有一个测量堆芯出口温度的热电偶。此外，系统装有一块上支承板。这块上支承板安装在壳顶和上芯板之间，由至少一个 支柱支承。这些支柱每个都有一个轴向的通孔，其中正好可以插入一个轴向穿过该支柱中的检测器套筒。在反应堆运行期间，各检测器套筒从堆芯内伸出，穿过上芯板，穿过相应的支柱、穿过上支承板的孔和密封顶盖上的孔，到正密封顶盖上面的密封接头。这样，在反应堆外面就可以得到检测器的信号，送到监视堆芯状态的设备。

另一方面，本发明提供了一种核能涡轮发电站。这种发电站包括上述简化芯内测量系统、产生电能的涡轮发电机以及与简化芯内测量系统和涡轮发电机相连的高压水核反应堆。

图1为已知的高压水核反应堆的剖视图。

图2示出了一种高压水核反应堆测量系统的原有结构。

图3示出了本发明所推出的高压水核反应堆和简化芯内测量系统。

图4为图3的高压水核反应堆配以本发明的装卸简化芯内测量系统的装置的侧视图。

图5（A）为经简化的本发明的反应堆罐顶盖布置图。

图5（B）为图5（A）所示布置图的局部放大图。

图6（A）-（C）示出了按照本发明用来卸下和存放简化芯内测量系统的系统的另外一些实例。

图7为本发明的优选高压水核反应堆简化芯内测量系统的总方框图。

下面将参照图3-7说明本发明的这些优选实例，其中相同的数 字标记了相同的构件。

由图3可见，采用本发明的简化芯内测量系统的高压水核反应堆有着被一个可卸密封顶盖组件18盖住的反应堆罐（RV）12。反应堆堆芯4由一组燃料组件30组成。反应堆堆芯置在一块固定到反应堆罐12的下芯板32a上。

堆芯4的上面是一块上芯板54a，有一些垂直的支柱40a将上芯板54a连接到一块颇厚的上支承板43b（通常厚度大致为10英寸（25.4厘米））上。

除了上芯板54a和支柱40a外，简化芯内测量系统还有一些用于控制杆的控制杆导管20a和穿过反应堆罐密封顶盖18的控制杆驱动轴22a。

在一个优选实全名，有25个或更多的检测器套筒52穿过密封顶盖组件18和各个部内构件支柱40a垂直插入到高压水核反应堆12和堆芯4内。此外，每个套筒52都含有六个或更多的轴向分布的固定芯内检测器和一个测量燃料组件冷却液出口温度的热电偶（未示出）。主边界套筒封口52a和检测器引线（未示出）都在放射屏蔽板50的顶面。这种结构要求高压边界导管48（大约外直径为1.0英寸，内直径为0.5英寸，即分别为2.54厘米和1.27厘米）有22英尺（即6.71米）左右，从密封顶盖组件18向上穿过放射屏蔽板50。在控制杆驱动机构（CRDM）的磁铁14之间留有适当的空间（见图5），以便直径为3.4英寸（即8.6厘米）的导管通过。检测器套筒52 大致直径为0.4英寸（1.0厘米），长度为51英尺（15.5米）左右，上面装有接头或封口52a，将恃管口封住。

现在参照图4，其中示出了按照本发明在反应堆罐12上装卸简化芯内测量系统的装置的侧视图。更换燃料的操作要求将套筒/导管封口52a脱开，将套筒52向上拉起大约20英尺（6.1米）。每个套筒的上部非放射性部分在安装于顶盖整件（IHP）放射屏蔽板50上面的专用架70上的一个拉起位置上卡紧。套筒存放架70设计成带有一个内三角架提升装置。使得磁极起重钩可以附着在顶盖整件上而不妨碍那些被升起的套筒52。在卸下顶盖整件的操作期间，由于抽出的套筒52的那些放射性“热”端存放在顶盖整件的受屏蔽位置，因此使职业性的放射暴露（ORE）降至最小。为了卸下和更换套筒52，将“热”部降入换料池74处切去，运到废料坑（见图6（A）、6（C））。

图5（A）和5（B）示出了固定芯内检测器套筒52和控制杆驱动机构磁铁14在反应堆罐顶盖内的布置情况。如图所示，16至38个套筒52大致均匀地分布在整个堆芯内。每个套筒52都是一根笔直的管子，其中容纳了6个或8个在堆芯4的有效高度上轴向分隔的固定芯内检测器（中子检测器或伽马射每检测器）。这些套筒52径向分布在那些没有控制杆驱动机构14而装有内装置支柱40a的位置上。每个套筒内的6个固定芯内检测器都处在顶端位于第二燃料组件棒支承栅格54a高度（高出堆芯下支承板约21英寸，即53.3厘米）上的套筒底部135英寸（343.8厘米）内。在设备运行期间，这些 固定芯内检测器（铑、铂或伽马温度升）都配置在燃料组件的仪表管内。更换燃料时，用人工将检测器套筒垂直向上拉到反应堆罐顶盖紧下方的空间内，在将顶盖整件吊起和运到防护区其存放位置的过程中，检测器套筒52就存储在这个被拉起的位置上。套筒拉起约20英尺（6.1米）。这样，套筒的各辐射的上端部就在顶盖整件放射屏蔽板上方露出，而有辐射的135英寸（3.4米）长的热端则保留在反应堆罐顶18下面。6至7英寸（15.2厘米至17.8厘米）厚的钢制反应堆罐顶为全体人员在更换燃料期间提供了良好的屏蔽。由于反应堆罐顶下所用的高度有限，还会有40或50英寸的“热”端突出在罐顶18外。因此在这些暴露部分的护罩周围包上厚达3英寸的钢或铅或废铀屏蔽层56。

装有这种简化芯内测量系统的高压水核反应堆的更换燃料和维护都需要一些新的程序和设备，而省去了另外一些程序和设备。具体如图6（A）至6（C）所示。专用的检测器套筒处理和存放支架70安装在顶盖整件18的顶上。该支架协同提升装置和滑辐绕索系统，将各根检测器套筒52拉起或放下。当套筒拉到拉起位置时，就将它们住固定，进行起吊顶盖的操作。为了防止空降放射性污染，每根拉起的套筒都套上塑料套筒或塑料袋。

套筒52的换料和处理程序如下：

1.脱开每根套筒内固定芯内检测器的加农型多路电接头，卸下顶盖整件上的跨接电缆。

2.将机械的升降夹具（上面配有保护套筒电接头装置）夹在套筒和升降索上。

3.碎开套筒封口（如套筒接头swagelok），将套筒用升降索拉起20英尺（6.1米）左右，固定在升降架上。

4.当套筒拉出其高压套管时，接要求对套筒进行清理。

5.降下起重钩，钩住顶盖整件的提升装置。然后，将顶盖整件连同套筒升降架一起运到顶盖整件存放处。

6.图6（A）-6（示出了建在防护区的二种可互换的存放结构。在防护区要求提供可将135英寸（3.5米）长的“热”套筒端部下降到一个屏蔽检修坑72或池74内的顶盖存放场地，对损坏的“热”套筒可以进行检查或加以更换。这样，就可将操作顶盖整件的人员所受到的放射暴露减小到可以允许的程度。更换检测器套筒的程序与在西屋电气公司（Westinghouse    Electric    Corp）配有洛动芯内检测器/芯内测量系统的反应堆设备中所使用的类似。在屏蔽检修坑72或池74内将套筒52的热端部切断，放入处理筐或存放桶（未示出）内。通过顶盖抽出套筒的无放射部分。再将新的替换套筒窗过保护导管塞入顶盖18内。

运送含有16到38根已在堆芯内受到1-1/2年辐射的反应堆罐顶盖要求使用专用的程序和适当的专用屏蔽措施，特别是当要将顶盖升高到超过楼板时，防护区内训会有相当可观的伽马辐射散布。让所有人员离开防护区或躲在有屏蔽的地方是控制职业性放射暴露 的一个措施。在顶盖18下附加一块4至6英寸（7.6-10.2厘米）厚的可装卸钢制屏蔽底板也可以将运送期间的职业性放射暴露减小到可以允许的程度。

图7示出了一种优选高压水核反应堆/简化芯内测量系统电子配置的方框图。原先的那些系统要用大量的固定芯内检测器或活动芯内检测器的数据来确定堆芯功率分布。这些原先的系统为了确定所测得的功率分布除了中子通量测量外，还要用到燃料周期开始前所作的种种预测。

在本发明的这种优选实例中，采用了先进的分析方法和计算硬件，为设备提供了一种堆芯设计者早就适用的分析工具。这种电子系统应用由固定芯内检测器和设备的其它一些传感顺得到的测量数据来确认予测的堆芯功率分布，按需要加以调节。采作这种与以前不同的方法可以减少堆芯内中子传感器的数量。

图7可见，热电偶信号通过RGB    A138和RGB    B140以及堆芯冷却不当监视器（ICCM）134、136得到处理后传送到设备计算机100和计算工作站120。固定芯内检测器套筒52的数据通过传感器信息通路110（示为信号处理模块SPM1、SPM2、…SPM    N）传送到数据接收机130、132。这种配置中的固定芯内检测器只是提供监视信息。提供给计算机100的其它信息有杆位置（RP）、芯外检测器信号（ED）、增压器压强（PP）和环路温度（LT）。也可看到，高压水核反应堆10接到一个将蒸汽的热能转变为电能的涡轮发电机80。

上述高压水核反应堆的简化芯内测量系统具有一些超过以前系统的优点，总结如下：

1.简化芯内测量系统符合今天的主要公用事业，EPRI，DOE和NRC的要求和倾向：

a）不需穿透反应堆罐底盖;

b）简化芯内测量系统采用固定的芯内测量器件。

2.简化芯内测量系统机械上十分简单，平直的堆芯装/卸通路不会与反应堆内部构件发生矛盾或使反应堆内部构件复杂多少。在每个固定芯内检测器套筒中含有堆芯出口热电偶也简化了反应堆罐内部构件和反应堆罐穿透结构。

3.从机械上来说，简化芯内测量系统除了反应堆罐顶盖加装了一些管状的套筒压力边界套和在顶盖整件4上面加支了一个检测器套筒支架外，只对燃料组件顶部喷嘴和内装备支承筒作了比较简单的更改。由于简化芯内测量系统用的只是固定芯内检测器，因此也就不需要为活动芯内检测器（MID）配置的软管驱动装置、传动装置和控制装置。所需空间小，可靠性就高。这种测量系统还省去了与底部安装活动芯内检测器的芯内测量系统有关的多根80-100英尺（24.4-30.4米）长的导管和下腔空间。

Claims (4)

1、一种高压水核反应堆中检测堆芯（4）状况的芯内测量系统，包括：

一个固定芯内检测器套筒(52)，其可滑动地穿过一个密封顶盖(18)插入所述堆芯(4)，所述套筒(52)含有至少一个检测器，用于检测堆芯(4)的状况、提供一个指示堆芯状况的信号，

一个开有一个孔的上支承板(42b)，其安装在所述密封顶盖(18)和一个上芯板(54a)之间，

其特征在于：

一根导管(48)，安装在所述上支承板(42b)上的所述孔和所述密封顶盖(18)上的孔之间，用于引导所述套筒(52)基本上直线地穿过所述密封顶盖(18)并到达一个支柱(40a)，所述套筒(52)基本上直线地穿过所述支柱(40a)、穿过所述上支承板(42b)上的所述孔并穿过所述密封盖(18)上的孔。

2、如权利要求1所述的芯内测量系统，其特征是：至少四个相邻控制杆驱动机构（14）中的一个棱适合于让所述套筒通过这四个控制杆驱动机构（14）之间的隙道插入，之后穿过所述的密封顶盖（18）。

3、如权利要求2所述的芯内测量系统，其特征还包括：屏蔽装置（56），其位于所述导管（48）周围、在所述密封盖（18）上方、在反应堆罐（12）之外，用来阻挡在将所述套筒从堆芯（4）抽起时从所述套筒（52）的辐射部分发出的射线。

4、如权利要求1所述的芯内测量系统，其特征还包括：有一组附加套筒（52），每个都可滑动地基本上直线地穿过所述的密封顶盖（18）插入所述堆芯（4），每个所述的附加套筒（52）都至少含有一个检测器。

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