CN104376882B - 热管道 - Google Patents

热管道 Download PDF

Info

Publication number
CN104376882B
CN104376882B CN201410631637.0A CN201410631637A CN104376882B CN 104376882 B CN104376882 B CN 104376882B CN 201410631637 A CN201410631637 A CN 201410631637A CN 104376882 B CN104376882 B CN 104376882B
Authority
CN
China
Prior art keywords
hot channel
temperature measuring
temperature
measuring point
angle planes
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN201410631637.0A
Other languages
English (en)
Other versions
CN104376882A (zh
Inventor
何向艳
陈军
宋磊
李冬生
周洲
蒋晓华
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China General Nuclear Power Corp, China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd, CGN Power Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN201410631637.0A priority Critical patent/CN104376882B/zh
Publication of CN104376882A publication Critical patent/CN104376882A/zh
Priority to GB1603824.2A priority patent/GB2534491B/en
Priority to PCT/CN2015/076699 priority patent/WO2016074436A1/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN104376882B publication Critical patent/CN104376882B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/022Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/112Measuring temperature
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/017Inspection or maintenance of pipe-lines or tubes in nuclear installations
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了一种热管道,连接于核反应堆压力容器,热管道的壁面设置有若干个温度测量点;热管道轴线所在的水平面为基准面,顺着热管道内流体流动方向,位于热管道轴线右侧的部分基准面逆时针方向上与穿过热管道轴线的平面成夹角,25°夹角平面与35°夹角平面之间所夹锐角区域内的温度测量点设置于基准面上侧,290°夹角平面与310°夹角平面之间所夹锐角区域内的温度测量点设置于基准面下侧,且25°夹角平面与35°夹角平面之间所夹锐角区域内的温度测量点的数量,与290°夹角平面与310°夹角平面之间所夹锐角区域内的温度测量点的数量相等。本发明提供的热管道,将温度测量点以根据水温分层进行排布,从而使得测得温度接近实际温度,加强对核电机组的风险把控。

Description

热管道
技术领域
本发明涉及一种核电设备,尤其涉及一种用于连接反应堆压力容器以将反应堆压力容器内的水排出的热管道。
背景技术
通过检测经热管道排出的高温水的水温状态,通过分析水温状态可获知核反应堆的运行状态。现投入运行的核电机组中,通常于热管道的周侧均匀布置三个或四个温度测量点,多个温度测量点测得的温度即接近热管道中水的实际温度。
现有的热管道水温测量方式比较简单,单纯的平均水温不能精确反映热管道内的水温,不利于对核电机组的控制。
因此,需要一种新的热管道水温测量方式,提高对热管道水温测量的精度,加强对核电机组的运行风险把控。
发明内容
本发明的目的是提供一种热管道,其可以方便地测量热管道水温,同时提高热管道水温测量精度。
为了实现上述目的,本发明公开了一种热管道,连接于核反应堆压力容器,所述热管道的壁面设置有若干个温度测量点;所述热管道轴线所在的水平面为基准面,顺着所述热管道内流体流动方向,位于所述热管道轴线右侧的部分所述基准面逆时针方向上与穿过所述热管道轴线的平面成夹角,25°夹角平面与35°夹角平面之间所夹锐角区域内的所述温度测量点设置于所述基准面上侧,290°夹角平面与310°夹角平面之间所夹锐角区域内的所述温度测量点设置于所述基准面下侧,且25°夹角平面与35°夹角平面之间所夹锐角区域内的所述温度测量点的数量,与290°夹角平面与310°夹角平面之间所夹锐角区域内的所述温度测量点的数量相等。
通过热管道内的温度监测和计算发现,热管道内的水温分层,但该水温分层并非简单的高温水在上侧、低水温在下侧。根据对热管道内的温度监测和计算结果显示,热管道内的冷区一般出现在热管道的底部附近,较少情况下出现在热管道中心;热区一般出现在热管道斜上部,而非热管道顶部;冷区和热区交界线位置的温度较为接近截面平均温度,即温度过渡区。因此,温度测量点的布置位置对温度测量结果的精度存在至关重要的影响。对此,本发明提供的热管道根据热管道内的水温分布,于温度过渡区靠近热区的一侧和靠近冷区的一侧分别布置一温度测量点,该两温度测量点的平均温度能够反映热管道内的平均温度,该两温度测量点亦分别能够反映热管道内的冷热波动,从而加强对核电机组的风险把控。
较佳的,所述温度测量点还设置于115°夹角平面与125°夹角平面之间,且115°夹角平面与125°夹角平面之间的所述温度测量点设置于所述基准面上侧;于热区布置一温度测量点,使得测得的温度可以很好的反映热管道的高水温波动。
较佳的,所述温度测量点还设置于190°夹角平面与230°夹角平面之间,190°夹角平面与230°夹角平面之间的所述温度测量点设置于所述基准面下侧;于冷区布置一温度测量点,使得测得的温度可以很好的反映热管道的低水温波动。
较佳的,所述温度测量点的数量为四个。
较佳的,任一所述温度测量点与所述核反应堆压力容器的出口截面间的距离均大于3m;流体流出核反应堆压力容器、进入热管道后,随着流动距离的增加,温差逐渐减小,并在距离压力容器出口截面3m以后的位置区域逐渐稳定,将温度测量点设置于距核反应堆压力容器的出口截面3m以后的区域,热管道内水的温度分布已逐渐稳定,测得的温度较平稳,更能反映核电机组的运行情况。
较佳的,所述热管道的侧壁开设测温孔,任一所述测温孔构成所述温度测量点。
具体地,所述测温孔连接有测温接管嘴;测温接管嘴直接测得当前温度测量点的水温,测得温度比较准确。
具体地,所述测温孔连接有引水管;引水管将当前温度测量点的水引出至测温旁路中混合测量,提高核电组件的安全性。
附图说明
图1为反应堆压力容器与热管道的连接示意图。
图2为热管道内流体流动方向上温度测量点的分布示意图。
具体实施方式
为详细说明本发明的技术内容、构造特征、所实现目的及效果,以下结合实施方式并配合附图详予说明。
如图1所示,核电机组包括反应堆压力容器100,热管道200连通于反应堆压力容器100以将吸收核热能的高温水排出反应堆压力容器100进行做功。由于反应堆堆芯释热分布不均,导致反应堆压力容器100出口和热管道200内水的温度分布不均。随着水在热管道200内流动距离的增加,热管道200内的水发生搅混,温差逐渐减小,在距反应堆压力容器100出口截面3m以后逐渐稳定。因此,本发明提供的热管道200,优选的,将温度测量点设置于距核反应堆压力容器100的出口截面3m以后的区域,此处热管道200内的水已基本完成搅混,温度分布较平稳,更能反映核电机组的运行情况。
在常规理解中,热管道200内的水流截面中,水温不同使得水流于热管道200内产生分层:温度较高的水位于热管道200上侧,温度较低的水位于热管道200下侧,于温度较高的水和温度较低的水之间,形成位于热管道200中部的温度过渡区。
通过热管道200内的温度监测和计算发现,热管道200内的水温分层,但该水温分层并非常规理解中的高温水在上侧、低水温在下侧。根据对热管道200内的温度监测和计算结果显示,热管道200内的冷区一般出现在热管道200的底部附近,较少情况下出现在热管道200中心;热区一般出现在热管道200斜上部,而非热管道200顶部;冷区和热区交界线位置的温度较为接近截面平均温度,即温度过渡区。因此,温度测量点的布置位置对温度测量结果的精度存在至关重要的影响。
为使得温度测量结果接近热管道200内的实际平均温度,本发明提供的热管道200根据热管道200内的水温分布,于温度过渡区靠近热区的一侧和靠近冷区的一侧分别布置一温度测量点,该两温度测量点的平均温度能够反映热管道200内的平均温度,该两温度测量点亦分别能够反映热管道200内的冷热波动,从而加强对核电机组的风险把控。结合图2所示,对本发明提供的热管道200的温度测量点的布置位置详细说明:
以热管道200轴线所在的水平面为基准面200A,顺着热管道200内流体流动方向,位于热管道200轴线右侧的部分基准面200A逆时针方向上与穿过热管道200轴线的其他平面成夹角;为方便说明,以位于热管道200轴线右侧的部分基准面200A逆时针方向上与穿过热管道200轴线的平面所成夹角的度数加以区分平面,如,位于热管道200轴线右侧的部分基准面200A逆时针方向上与穿过热管道200轴线的平面于成夹角为25°,称该穿过热管道200轴线的平面为25°夹角平面;25°夹角平面与35°夹角平面之间形成的呈对顶角的两个锐角区域,其中,位于基准面200A上侧的一所述锐角区域内的热管道200壁面构成第一区域210;115°夹角平面与125°夹角平面之间形成的呈对顶角的两个锐角区域,其中,位于基准面200A上侧的一所述锐角区域内的热管道200壁面构成第二区域220;190°夹角平面与230°夹角平面之间形成的呈对顶角的两个锐角区域,其中,位于基准面200A下侧的一所述锐角区域内的热管道200壁面构成第三区域230;290°夹角平面与310°夹角平面之间形成的呈对顶角的两个锐角区域,其中,位于基准面200A下侧的一所述锐角区域内的热管道200壁面构成第四区域240;;温度测量点布置于热管道200的壁面,且温度测量点布置于第一区域210、第二区域220、第三区域230和第四区域240。本发明提供的热管道200具有若干个温度测量点,第一区域210和第四区域240分别布置有数量相同的温度测量点,第二区域220和第三区域230是否设置温度测量点及温度测量点的数量均未加以限定。
较佳的,温度测量点的数量为4个。根据上述对本发明热管道200上温度测量点的布置位置的说明,本发明热管道200上温度测量点的排布可具体分为四种情况:第一,第一区域210和第四区域240分别布置有两个温度测量点,第二区域220和第三区域230未布置温度测量点;第二,第一区域210、第二区域220、第三区域230和第四区域240分别布置有一个温度测量点;第三,第一区域210和第四区域240分别布置有一个温度测量点,第二区域220布置有两个温度测量点,第三区域230未布置温度测量点;第四,第一区域210和第四区域240分别布置有一个温度测量点,第二区域220未布置温度测量点,第三区域230布置有两个温度测量点。
根据本发明提供的热管道200,第一区域210、第二区域220、第三区域230和第四区域240涵盖了冷区、热区和过渡区。上述的温度测量点的布置方案,对各区域均加以兼顾,即便在瞬态过程中热管道200温度场有一定的变化,该布置方案仍可以很好的反映出热管道200内水温的平均温度和波动。
进一步的,布置于热管道200上的温度测量点可以位于热管道200的一个横截面内,亦可位于热管道200的不同横截面内,其对本发明提供的热管道200的水温测量结果不会产生较大的影响。
较佳的,于热管道200壁面的上开设测温孔形成温度测量点,以便对热管道200内的水温进行测量。在一实施例中,测温接管嘴焊接于测温孔上,通过测温接管嘴内的温度测量器直接测量获得当前温度测量点的温度;在另一实施例中,亦可将引水管连接于测温孔上,引水管分别自各测温孔引出一定量的水,并将引出的水引至测温旁路中混合后测量温度获得水温数据。核通过分析水温测量数据,从而方便、准确地了解核电机组的运行状态,加强对核电机组的风险把控。
本发明提供的热管道200根据热管道200内的水温分布,于温度过渡区靠近热区的一侧和靠近冷区的一侧分别布置一温度测量点,该两温度测量点的平均温度能够反映热管道200内的平均温度,分别于冷区和热区设置一温度测量点,使得测得的温度可以很好的反映热管道200的水温波动。根据本发明提供的热管道200,对热管道200内的冷区、热区和过渡区均加以兼顾,即便在瞬态过程中热管道200温度场有一定的变化,仍可以很好的反映出热管道200内水温的平均温度和波动,从而加强对核电机组的风险把控。
以上所揭露的仅为本发明的优选实施例而已,当然不能以此来限定本发明之权利范围,因此依本发明申请专利范围所作的等同变化,仍属本发明所涵盖的范围。

Claims (8)

1.一种热管道,连接于核反应堆压力容器,其特征在于:所述热管道的壁面设置有若干个温度测量点;所述热管道轴线所在的水平面为基准面,顺着所述热管道内流体流动方向,位于所述热管道轴线右侧的部分所述基准面逆时针方向上与穿过所述热管道轴线的平面成夹角,25°夹角平面与35°夹角平面之间所夹锐角区域内的所述温度测量点设置于所述基准面上侧,290°夹角平面与310°夹角平面之间所夹锐角区域内的所述温度测量点设置于所述基准面下侧,且25°夹角平面与35°夹角平面之间所夹锐角区域内的所述温度测量点的数量,与290°夹角平面与310°夹角平面之间所夹锐角区域内的所述温度测量点的数量相等。
2.如权利要求1所述的热管道,其特征在于:所述温度测量点还设置于115°夹角平面与125°夹角平面之间,且115°夹角平面与125°夹角平面之间的所述温度测量点设置于所述基准面上侧。
3.如权利要求1所述的热管道,其特征在于:所述温度测量点还设置于190°夹角平面与230°夹角平面之间,190°夹角平面与230°夹角平面之间的所述温度测量点设置于所述基准面下侧。
4.如权利要求1所述的热管道,其特征在于:所述温度测量点的数量为四个。
5.如权利要求1所述的热管道,其特征在于:任一所述温度测量点与所述核反应堆压力容器的出口截面间的距离均大于3m。
6.如权利要求1所述的热管道,其特征在于:所述热管道的侧壁开设测温孔,任一所述测温孔构成所述温度测量点。
7.如权利要求6所述的热管道,其特征在于:所述测温孔连接有测温接管嘴。
8.如权利要求6所述的热管道,其特征在于:所述测温孔连接有引水管。
CN201410631637.0A 2014-11-11 2014-11-11 热管道 Active CN104376882B (zh)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201410631637.0A CN104376882B (zh) 2014-11-11 2014-11-11 热管道
GB1603824.2A GB2534491B (en) 2014-11-11 2015-04-16 Hot-water pipe
PCT/CN2015/076699 WO2016074436A1 (zh) 2014-11-11 2015-04-16 热管道

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201410631637.0A CN104376882B (zh) 2014-11-11 2014-11-11 热管道

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN104376882A CN104376882A (zh) 2015-02-25
CN104376882B true CN104376882B (zh) 2017-03-22

Family

ID=52555742

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201410631637.0A Active CN104376882B (zh) 2014-11-11 2014-11-11 热管道

Country Status (3)

Country Link
CN (1) CN104376882B (zh)
GB (1) GB2534491B (zh)
WO (1) WO2016074436A1 (zh)

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104376882B (zh) * 2014-11-11 2017-03-22 中广核研究院有限公司 热管道
US10734124B2 (en) * 2017-12-04 2020-08-04 Westinghouse Electric Company Llc Heat pipe assembly of nuclear apparatus having fiber optical temperature detection system
CN208400506U (zh) * 2018-07-03 2019-01-18 中广核研究院有限公司 核反应堆回路测温热管道及测温装置
GB2581407B (en) * 2018-07-03 2022-12-07 China Nuclear Power Technology Res Inst Co Ltd Temperature measuring device in a nuclear reactor loop

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2003270378A (ja) * 2002-03-12 2003-09-25 Toshiba Corp 原子力発電所のサプレッションプール温度監視装置
JP3649223B2 (ja) * 2003-01-08 2005-05-18 株式会社日立製作所 配管系の熱処理方法および熱処理装置
JP2007205799A (ja) * 2006-01-31 2007-08-16 Toshiba Corp 沸騰水型原子炉の冷却材温度測定装置およびその測定方法
CN102840930B (zh) * 2012-08-21 2014-06-04 清华大学 管道内部温度测量装置
DE202013103059U1 (de) * 2013-07-10 2013-09-27 Temperaturmeßtechnik Geraberg GmbH Thermoelektrisches Temperaturmessmodul zur Messung der Temperatur in einer Rohrleitung mit Doppelmessstelle
CN103824604B (zh) * 2013-11-18 2016-04-06 国核(北京)科学技术研究院有限公司 堆芯紧急冷却热混合试验装置及其试验方法
CN104007134B (zh) * 2014-05-23 2016-03-09 中国石油化工股份有限公司 热介质输送管道及其敷设环境的温度测量系统
CN204242603U (zh) * 2014-11-11 2015-04-01 中科华核电技术研究院有限公司 热管道温度测量套管
CN104376882B (zh) * 2014-11-11 2017-03-22 中广核研究院有限公司 热管道
CN204242604U (zh) * 2014-11-11 2015-04-01 中科华核电技术研究院有限公司 热管道
CN104464851B (zh) * 2014-12-19 2016-08-17 大连理工大学 一种用于核电站一回路高温管道热疲劳原型的监测方法

Also Published As

Publication number Publication date
WO2016074436A1 (zh) 2016-05-19
CN104376882A (zh) 2015-02-25
GB201603824D0 (en) 2016-04-20
GB2534491A (en) 2016-07-27
GB2534491B (en) 2020-10-14

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN104376882B (zh) 热管道
EP2028457B1 (en) Multi-vortex flowmeter integrating pressure gauge
EP2801797A1 (en) Steam flow metering device and metering method therefor
CN100453978C (zh) 多功能涡流流量计
CN203657895U (zh) 一种流量计的液体流量检定系统
Zhang et al. Pressure drop characteristics of vertically upward flow in inclined rod bundles
CN105717015A (zh) 米级尺度裂隙岩体的渗透性能测试方法
CN103185771A (zh) 样品液体气化系统、诊断系统及诊断方法
CN104406663B (zh) 一种液态金属流量标定容器
US9778218B2 (en) Steam wetness measurement device
CN204242604U (zh) 热管道
EP3097408B1 (en) Flow measurement system and method for determining at least one property of a medium
CN102564648B (zh) 热量表配对温度传感器检定恒温槽端盖
CN204373728U (zh) 水位差测量自记台
Ismail et al. Application of electrical capacitance tomography and differential pressure measurement in an air-water bubble column for online analysis of void fraction
CN208012684U (zh) 基于流量计和含水仪的多相流测试装置
CN202433105U (zh) 高温反应釜用温度计套管
CN217465869U (zh) 一种落差槽式流量计
CN206114125U (zh) 一种新型温度计
CN103630290B (zh) 带旁路保护的铝刻蚀腔压力计管路
CN204188212U (zh) 一种大容量储罐容积检测系统
Vestøl et al. Gamma densitometry measurements of gas/liquid flow with low liquid fractions in horizontal and inclined pipes
CN203355365U (zh) 一种分液装置
KR20140103850A (ko) 구조체
CN202869709U (zh) 一种高精度热量表

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
CB02 Change of applicant information

Address after: 518000 Guangdong province Futian District Shangbu Road West of the city of Shenzhen Shenzhen science and technology building 15 layer (1502-1504, 1506)

Applicant after: CHINA NUCLEAR POWER TECHNOLOGY RESEARCH INSTITUTE

Applicant after: China General Nuclear Power Corporation

Applicant after: China wide nuclear electricity incorporated company

Address before: 518000 Guangdong province Futian District Shangbu Road West of the city of Shenzhen Shenzhen science and technology building 15 layer (1502-1504, 1506)

Applicant before: Zhongkehua Nuclear Power Technology Institute Co., Ltd.

Applicant before: China General Nuclear Power Corporation

Applicant before: China wide nuclear electricity incorporated company

COR Change of bibliographic data
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant