CN105513657A - 核电站一体化堆芯测量组件 - Google Patents

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张明乾
冉小兵
刘言午
陈永超
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曾力
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Abstract

本发明公开了一种核电站一体化堆芯测量组件。所述堆芯测量组件从反应堆压力容器顶盖引入堆芯，包括位于反应堆压力容器外部的上壳、位于反应堆压力容器内部的外壳、多个用于探测堆芯轴向功率分布的中子注量率测量器和一个用于测量堆芯出口温度的热电偶；中子注量率测量器和热电偶均安装在外壳内，外壳保证中子注量率测量器和热电偶不与一回路冷却剂接触。与现有技术相比，本发明核电站一体化堆芯测量组件是从反应堆压力容器顶盖引入堆芯的，符合先进反应堆的设计要求；而且能够实现对堆芯出口温度和堆芯中子注量率的同时测量，减少了反应堆压力容器的开孔数量，因此能够提高反应堆设计的安全性。

Description

核电站一体化堆芯测量组件
技术领域
本发明属于核电站堆芯测量领域，更具体地说，本发明涉及一种核电站一体化堆芯测量组件。
背景技术
核电站反应堆中布置有用于测量堆芯出口温度和堆芯中子注量率的堆芯测量仪表。在已知核电站中，堆芯出口温度和堆芯中子注量率分别使用不同类型的仪表组件进行测量。具体来说：堆芯出口温度通过40个布置在堆芯燃料组件中的热电偶进行测量，热电偶分成四组，通过四根热电偶柱组件引出反应堆压力容器；堆芯中子注量率则通过装有微型裂变室的指套管进行测量，指套管的插入端焊接有弹头式端塞，指套管借助端塞从反应堆压力容器底部插入至堆芯燃料组件顶部而实现安装和测量。
但是，上述测量方式至少存在以下缺陷：第一，堆芯出口温度和堆芯中子注量率使用不同的仪表组件分开测量，增加了反应堆压力容器下封头的开孔数量，导致反应堆压力容器封头刚度降低，导致反应堆设计的安全性降低；第二，用于测量堆芯中子注量率的指套管从反应堆压力容器下封头引入，需要在反应堆压力容器底部开孔，不符合先进反应堆的设计要求(要求用于堆芯出口温度和中子注量率测量的仪表应位于堆芯之上，即仪表组件从反应堆压力容器顶盖插入堆芯)；第三，指套管从反应堆压力容器底部插入，容易在仪表组件支撑位置发生磨损。
有鉴于此，确有必要一种提供能够解决上述问题的核电站一体化堆芯测量组件。
发明内容
本发明的目的在于：提供一种从反应堆压力容器顶盖插入堆芯的核电站一体化堆芯测量组件，以提高反应堆的安全性。
为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电站一体化堆芯测量组件，所述堆芯测量组件从反应堆压力容器顶盖引入堆芯，包括位于反应堆压力容器外部的上壳、位于反应堆压力容器内部的外壳、多个用于探测堆芯轴向功率分布的中子注量率测量器和一个用于测量堆芯出口温度的热电偶；中子注量率测量器和热电偶均安装在外壳内，外壳保证中子注量率测量器和热电偶不与一回路冷却剂接触。
优选地，所述外壳包括接头、过渡段、包壳和端塞；接头的上端与堆测接管密封组件的电缆接插件连接，下端通过过渡段与包壳的上端连接，端塞连接在包壳的底端。
优选地，所述端塞为弹头形端塞，其通过焊接方式连接在包壳的底端。
优选地，所述中子注量率测量器和热电偶均焊接在包壳内。
优选地，所述接头和包壳均采用管材加工，端塞采用棒材加工，管材和棒材的材料均为奥氏体不锈钢。
优选地，所述中子注量率测量器为自给能中子通量探测器或微型裂变室。
优选地，所述热电偶为K型铠装热电偶。
优选地，所述中子注量率测量器和热电偶均通过测量引线输出测量结果。
优选地，所述上壳从堆测接管密封组件的密封螺母延伸至电缆接插件，以保证测量引线的密封。
优选地，所述上壳采用整段的奥氏体不锈钢管材加工而成。
与现有技术相比，本发明核电站一体化堆芯测量组件是从反应堆压力容器顶盖引入堆芯的，符合先进反应堆的设计要求；而且能够实现对堆芯出口温度和堆芯中子注量率的同时测量，减少了反应堆压力容器的开孔数量，因此能够提高反应堆设计的安全性。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电站一体化堆芯测量组件及其有益效果进行详细说明。
图1为本发明核电站一体化堆芯测量组件的结构示意图。
图2为本发明核电站一体化堆芯测量组件在反应堆压力容器的安装状态示意图。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。
请参阅图1和图2，本发明核电站一体化堆芯测量组件包括外壳10、上壳20、七个中子注量率测量器30和一个热电偶32。
外壳10位于反应堆压力容器50的内部，用于保证中子注量率测量器30和热电偶32不与一回路冷却剂接触。外壳10包括接头12、过渡段18、包壳14和端塞16。接头12的上端与堆测接管密封组件56的电缆接插件53连接，下端通过柔性材质的过渡段18与包壳14的上端连接，过渡段18用于降低应力集中。端塞16为弹头形，其焊接在包壳14的底端，用于减小堆芯测量组件插入时的阻力，焊缝要求平整均匀并符合焊缝完整性试验要求。
中子注量率测量器30和热电偶32均焊接在包壳14内。中子注量率测量器30用于探测堆芯的轴向功率分布，优选为自给能中子通量探测器(SPND)，也可以是微型裂变室；如有必要，中子注量率测量器30的数量可以根据实际需要进行增减。热电偶32用于测量堆芯出口温度，优选为K型铠装热电偶。中子注量率测量器30和热电偶32均通过测量引线输出测量结果。
上壳20位于反应堆压力容器50外部，其从堆测接管密封组件56的密封螺母52延伸至电缆接插件53，用于保证测量引线的密封。整段上壳20均采用刚性结构设计，以便于堆芯测量组件从反应堆压力容器顶盖54插入堆芯。
除中子注量率测量器30和热电偶32外，接头12、包壳14、过渡段18和上壳20均采用管材加工，端塞16采用棒材加工，管材和棒材的材料均为奥氏体不锈钢，整个堆芯测量组件的总重约为10kg。过渡段18的壁厚仅为毫米级，因此插入后可以有一定程度的弯折，起到降低应力集中的作用。
请参阅图2，使用时，一体化堆芯测量仪表组件通过堆测接管密封组件56的导向筒通道、堆芯测量仪表格架组件57的导向管、堆内构件上部支承柱58和燃料组件59的仪表导向通道，插入至燃料组件59底部。
与现有技术相比，本发明核电站一体化堆芯测量组件至少具有以下优点：
1)堆芯测量组件从反应堆压力容器顶盖54引入堆芯，无需在反应堆压力容器50的底部开孔，符合先进反应堆的设计要求；
2)单根堆芯测量组件同时设有中子注量率测量器30和热电偶32，能够同时实现对堆芯出口温度和堆芯中子注量率的测量，减少了反应堆压力容器50的开孔数量，提高了反应堆设计的安全性；
3)堆芯测量组件整体刚性较大，便于从反应堆压力容器顶盖54引入并插入至堆芯底部的测量区域。
根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (10)

1.一种核电站一体化堆芯测量组件，其特征在于：所述堆芯测量组件从反应堆压力容器顶盖引入堆芯，包括位于反应堆压力容器外部的上壳、位于反应堆压力容器内部的外壳、多个用于探测堆芯轴向功率分布的中子注量率测量器和一个用于测量堆芯出口温度的热电偶；中子注量率测量器和热电偶均安装在外壳内，外壳保证中子注量率测量器和热电偶不与一回路冷却剂接触。
2.根据权利要求1所述的核电站一体化堆芯测量组件，其特征在于：所述外壳包括接头、过渡段、包壳和端塞；接头的上端与堆测接管密封组件的电缆接插件连接，下端通过过渡段与包壳的上端连接，端塞连接在包壳的底端。
3.根据权利要求2所述的核电站一体化堆芯测量组件，其特征在于：所述端塞为弹头形端塞，其通过焊接方式连接在包壳的底端。
4.根据权利要求2所述的核电站一体化堆芯测量组件，其特征在于：所述中子注量率测量器和热电偶均焊接在包壳内。
5.根据权利要求2所述的核电站一体化堆芯测量组件，其特征在于：所述接头、过渡段和包壳均采用管材加工，端塞采用棒材加工，管材和棒材的材料均为奥氏体不锈钢。
6.根据权利要求1至5中任一项所述的核电站一体化堆芯测量组件，其特征在于：所述中子注量率测量器为自给能中子通量探测器或微型裂变室。
7.根据权利要求1至5中任一项所述的核电站一体化堆芯测量组件，其特征在于：所述热电偶为K型铠装热电偶。
8.根据权利要求1至5中任一项所述的核电站一体化堆芯测量组件，其特征在于：所述中子注量率测量器和热电偶均通过测量引线输出测量结果。
9.根据权利要求8所述的核电站一体化堆芯测量组件，其特征在于：所述上壳从堆测接管密封组件的密封螺母延伸至电缆接插件，以保证测量引线的密封。
10.根据权利要求1至5中任一项所述的核电站一体化堆芯测量组件，其特征在于：所述上壳采用整段的奥氏体不锈钢管材加工而成。
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