CN106471583B - 热‑声式核功率分布测量组件 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种热‑声式核功率分布测量组件，其被定尺寸以装配在核燃料组件的仪表套管内，所述热‑声式核功率分布测量组件采用热‑声发动机的间隔开的串联布置，每一个所述热‑声发动机具有热源侧和冷侧，所述热源侧与横过要放置燃料组件的反应堆堆芯的反应堆冷却剂隔离开，冷侧容纳谐振腔，所述谐振腔对冷却剂具有增强的导热性。每一个所述热‑声发动机的谐振腔具有不同的长度，从而产生不同的声音频率，声音的振幅与热‑声发动机的轴向和径向位置处的中子活性成比例。频率识别测量组件的位置。采用声学遥测装置以监控由各个所述热‑声发动机所产生的声波，从而提供反应堆堆芯的轴向和径向功率分布的远程读数。
Description
相关申请的相互参考
本申请是于2013年4月24日提交的题为“THERMO-ACOUSTIC NUCLEAR POWERDISTRIBUTION MEASUREMENT ASSEMBLY(热-声式核功率分布测量组件)”的美国专利申请No.13/869,159的后续部分申请，并且要求享有其优先权。
背景
1.领域
本发明总体涉及核反应堆监控系统，更具体地涉及堆芯内功率分布监控。
2.相关技术
利用处于压力下的水来冷却的核反应堆发电系统的一次侧包括以热交换关系与用于产生有用能量的二次回路隔离开的闭合回路。一次侧包括包封堆芯内结构的反应堆容器、换热式蒸汽发生器内的一次侧回路、加压器的内部容积、使压力水循环的泵和管道；管道连接各个所述蒸汽发生器而泵独立地通到反应堆容器，所述堆芯内结构支撑多个含有裂变物质的燃料组件。包括连接到反应堆容器的蒸汽发生器、泵和管道系统的一次侧的每个部件形成一次侧的循环。
为了图解，图1示出了简化的核反应堆主系统，其包括大致圆筒形的反应堆压力容器10，所述反应堆压力容器具有包封核反应堆芯14的封头12。液体反应堆冷却剂(诸如水)由泵16泵送到容器10，通过吸收热能的堆芯14，然后被排出到通常被称为蒸汽发生器的热交换器18，在该热交换器中，热传递给应用回路(未示出)，所述应用回路诸如为蒸汽驱动的涡轮发电机。然后，反应堆冷却剂返回泵16，完成一次侧循环。典型地，多个上述循环通过反应堆冷却剂管道20连接到单个反应堆容器10。
在图2中更详细地示出了示例性的反应堆设计。除了由多个平行的、竖直的、共同延伸的燃料组件22构成的堆芯14之外，为了进行描述，其他容器内结构可被划分成下堆内结构24和上堆内结构26。在传统的设计中，下堆内结构的作用是支撑、对准和引导堆芯组件和仪表，以及引导容器内的流动。上堆内结构约束燃料组件22(为了简明，在图2中仅示出了两个燃料组件)或为燃料组件提供次级约束，以及支撑和引导仪表和组件(诸如控制杆28)。在图2所示的示例性反应堆中，冷却剂通过一个或多个入口喷管30进入反应堆容器10，向下流过容器与堆芯筒32之间的环形空间，然后在下增压室34中转向180°，向上流过下支撑板37和搁置有燃料组件的下堆芯板36，然后围绕燃料组件并且从燃料组件之间流过。在一些设计中，下支撑板37和下堆芯板36被单一结构(具有与下支撑板37相同高度的下堆芯支撑板)取代。流过堆芯和周围区域38的冷却剂的流量典型地为以大约20英尺/秒的速度约400,000加仑/分钟这么大。所产生的压降和摩擦力趋于使燃料组件上升，这种上升运动受到包括圆形上堆芯板40的上堆内构件的约束。离开堆芯14的冷却剂沿上堆芯板40的底侧流动并在多个穿孔42中向上流动。然后，冷却剂向上且沿径向流到一个或多个出口喷管44。
上堆内构件26可得到容器或容器盖的支撑，并且包括上支撑组件46。负载主要通过多个支撑柱48在上支撑组件46和上堆芯板40之间传递。实质上，每一个所述支撑柱在选定的燃料组件22和上堆芯板40中的穿孔42的上方对准。
可线性移动的控制棒28通常包括驱动轴50和中子毒物棒的连接柄组件52，该控制棒通过控制棒导向管54被引导穿过上堆内构件26并且进入对准的燃料组件22。导向管被固定地连接到上支撑组件46以及上堆芯板40的顶部。支撑柱48的布置有助于延缓在对控制棒插入能力有不利影响的意外状况下导向管变形。
图3是以竖向缩减的形式呈现的燃料组件的正视图，燃料组件大致用附图标记22表示。燃料组件22典型地应用于压水式反应堆中并具有结构骨架，在结构骨架的下端部处包括底部喷管58。底部喷管58支撑位于核反应堆的堆芯区域内的下堆芯板36上的燃料组件22。除了底部喷管58之外，燃料组件22的结构骨架还包括在其上端部处的顶部喷管62以及多个与上堆内构件中的导向管54对准的导向管或套管84。所述导向管或套管84在底部喷管58和顶部喷管62之间纵向延伸，并且在相对端部处被刚性地连接到底部喷管和顶部喷管。
燃料组件22还包括：沿导向套管84轴向间隔开且安装到导向套管84的多个横向的格架64，以及由格架64横向地间隔开并且支撑的细长燃料棒66的有组织阵列。格架64传统地由正交条板的阵列构成，这些正交条板通过限定了近似正方形的支撑单元的四个条板的相邻接合面以方形格的形式交错，很多所述支撑单元支撑彼此成横向间隔开关系的燃料棒66。剩余的支撑单元被控制棒导向套管84和仪表套管68占据。如图3所示，仪表管或套管68定位在燃料组件的中心，并在底部喷管58和顶部喷管62之间延伸，且被底部喷管58和顶部喷管62俘获。通过部件的这种布置，燃料组件22形成了能够在不破坏部件的组装的情况下便利地操控的整体单元。
如上所述，在燃料组件22的燃料棒阵列中的燃料棒66以一种相互间隔开的关系由格架64保持，所述格架64沿燃料组件长度间隔开。每根燃料棒66包括多个核燃料芯块70，并在其相对端部被上端塞72和下端塞74封闭。芯块70以堆叠形式由设置在上端塞72和芯块堆顶之间的充气室弹簧76保持。由可裂变物质构成的芯块70负责产生反应堆的反应动力。包围芯块的包壳作为用于防止裂变副产物进入冷却剂中以及还防止污染反应堆系统的屏障。
为了控制裂变过程，大量的控制棒78可在位于燃料组件22的预定位置处的导向套管84中往复地移动。具体地，位于顶部喷管62上方的棒束式控制棒机构80支撑多个控制棒78。所述控制棒机构具有带内螺纹的圆筒形毂构件82和多个径向延伸的锚爪或臂52，所述锚爪或臂形成了之前关于图2所描述的连接柄。每个臂52与控制棒78互连，从而使得控制棒机构80可操作，从而在以公知方式连接到控制棒毂80的控制棒驱动轴50的运动动力下，使控制棒在导向套管84中竖直地移动，由此控制燃料组件22中的裂变过程。
控制棒的运动用于形成轴向和径向功率分布，从而将峰值燃料棒包壳温度保持在可接受的界限内。为了监控该过程以及为了提供关于控制与保护系统的信息，用于监控中子辐射的堆芯内中子监控器以及用于监控堆芯出口温度的热电偶设置在很多燃料组件内、在仪表套管68内。来自这些传感器的信号通常沿路径被发送给控制中心，所述路径早先经反应堆容器的底部离开，最新的做法是经上堆内构件从反应堆容器盖离开。但是，装配在顶部的仪表使得燃料补给过程变得复杂，原因在于：为了再定位或更换，在可触及燃料组件之前，必须从堆芯中移除这些传感器。将仪表从堆芯移除以及在堆芯内的燃料组件已经被重新配置之后仪表的后续更换显著地增加了完成燃料补充过程所需要的时间，燃料补充过程通常是导致停机的重要原因。缩短停机时间对于公共事业运营商而言是极重要的目标，因为停机期间会导致更换电力费用很高。
所以，本发明的目标是提供一种在燃料补充停机期间不需要拆除堆芯的用于监控堆芯内的轴向和径向功率分布的机构。
另外，本发明的目标是提供这样的传感器布置，所述传感器布置可安装在大部分的燃料组件(如果不是所有燃料组件的话)内，而不会对上堆内结构中的冷却剂流动造成阻碍。
另外，本发明的目标是提供这样的传感器系统，所述传感器系统可制造为燃料组件的一体部件。
发明内容
这些目标和其他目标通过一种热-声式核功率分布测量组件来实现，所述热-声式核功率分布测量组件具有多个热-声发动机，所述多个热-声发动机以间隔开的串联阵列被支撑且被定尺寸以装配在核燃料组件的仪表套管内。所述多个热-声发动机的基本上每一个具有外包壳和自持式(self-sustaining)热源，该热源在包壳的一个端部附近被支撑在包壳的内部，并通过换热器堆栈在包壳的另一端部处与谐振腔隔开，所述换热器堆栈将热源与谐振腔分隔开。包壳被定尺寸以宽松地装配在仪表套管内，从而使冷却剂围绕包壳表面的外侧流动。每一个所述谐振腔被设计成产生不同的声音频率，声音的振幅代表第一位置与第二位置之间的温度差，第一位置在谐振腔内、基本上位于换热器堆栈处，第二位置基本上位于包壳的另一端部。围绕谐振腔的包壳是高度导热的，从而冷却谐振腔内的气体。隔离件插置在相邻的每对热-声发动机之间。
优选地，围绕自持式热源的包壳的一部分是隔热的，且隔离件构造成以使得相邻的一对热-声发动机中的一个热-声发动机的热源与所述一对热-声发动机中的第二热-声发动机热隔离。在一个实施例中，所述多个热-声发动机中的至少一些的自持式热源被支撑在包壳的下端部处并且包括裂变材料。在另一个实施例中，自持式热源包括极易于将裂变伽马辐射转换成可感热的材料，诸如钨。理想地，设置声学遥测系统以用于在远程地点接收基本上由每一个所述多个热-声发动机所产生的声音。优选地，所述多个热-声发动机的间隔开的串联阵列基本上跨越了核燃料组件的仪表套管的高度。在一个实施例中，所述多个热-声发动机的串联阵列包括大约七个热-声发动机。
本发明还预期一种核发电系统，该核发电系统包括多个所述热-声发动机的间隔开的串联阵列，其中至少一个所述热-声发动机的间隔开的串联阵列分别定位于核发电系统的堆芯内的燃料组件中的多个仪表套管内。优选地，每一个所述热-声发动机的间隔开的串联阵列定位于堆芯的每一个所述燃料组件的不接收控制棒的仪表套管内。理想地，每一个所述热-声发动机的间隔开的串联阵列定位于堆芯的每一个所述仪表套管内。
附图说明
通过结合附图阅读优选实施例的下述描述可获得对本发明的进一步理解，附图中：
图1是核发电系统的一次侧的示意图；
图2是可应用于下文所描述的实施例的核反应堆容器和内部组件的局部剖立面图；
图3是以竖向缩短的形式示出的燃料组件的局部剖立面图，为了清晰，一些部件被移除；
图4是展示了本发明所采用的热-声原理的示意图；以及
图5是本发明的一个实施例的局部热-声核功率分布测量组件的示意图。
具体实施方式
像很多其他的能量转换装置一样，核反应堆的性能受到组件材料在不失效的前提下所能承受的温度的限制。在核反应堆具有包含了燃料组件的集合的堆芯的情况下，诸如如图3中所示，温度上限由所采用的燃料棒或燃料销的包壳材料决定。为了充分保护反应堆堆芯不过热，有必要检查反应堆内“最热的”燃料销的温度或者相邻燃料销之间的“最热的”冷却剂通道的温度，因为损坏最可能首先发生在最热的燃料销中。因此，“最热的”燃料销或冷却剂通道成为反应堆堆芯安全运行的限制因素。
众所周知，在反应堆中由燃料材料中的裂变过程产生热。但是，裂变过程不仅产生热，也产生放射性同位素，放射性同位素是潜在有害的且必须阻止其进入环境。为此，燃料利用保留裂变产物的材料进行包裹。为了防止包壳过热，以及为了防止在包壳损坏或失效时会发生的裂变产物释出，冷却剂循环通过反应堆堆芯。如之前所提到的，从燃料元件传递给循环冷却剂的热以可用能量的形式在反应堆堆芯的下游在蒸汽发生器中被抽取。因此，例如，在压水式反应堆系统中，流过堆芯的水被保持处于压力下，然后在堆芯中过热，被泵送到蒸汽发生器的管侧，在管侧，它的热量被传递给蒸汽发生器的壳侧的水。壳侧的水处于较低的压力下，因此传递的热能使得二次侧水沸腾。所产生的蒸汽用于驱动涡轮机，涡轮机进而驱动用于发电的发电机。
因为冷却剂循环通过反应堆堆芯，所以热将通过通常被称为膜态传导(filmconduction)的过冷沸腾对流(sub-cooled convection)或者通过核态沸腾而传递给冷却剂。核态沸腾在较高水平的热通量下发生并且是排热的优选模式，因为它允许更多的能量传递给冷却剂，从而允许反应堆在较高的效率水平下运行。核态沸腾的特征是汽泡形成于传热表面上的成核位置处。这些汽泡离开传热表面并被带入主冷却剂流中。如果大宗冷却剂焓低于饱和，则汽泡破裂，在通道中没有净蒸汽生成物。这种现象被称为过冷沸腾或局部沸腾。如果大宗流体焓等于或高于饱和液体的焓，则汽泡不破裂，冷却剂被称为处于整体沸腾。
如果热通量增加到充分高的量，则在核态沸腾期间形成于传热表面上的汽泡以高速率生成使得汽泡不能像生成那样快地被带走。于是，汽泡趋于在传热表面上合并并且形成蒸汽覆盖层或膜。这种膜给传热施加了高热阻，即使热通量不再增大，膜两侧的温降也会变得非常大。从核态沸腾到膜态沸腾的过渡被称为“偏离核态沸腾”(DNB)。
另一种需要保护措施的情况是在一个所述燃料销上出现高局部功率密度。过大的局部功率密度会使中心线燃料熔化，这可能导致破坏燃料包壳的完整性。另外，过大的局部功率密度的情形在冷却剂缺失事故的情况下是不可接受的，因为如果冷却剂缺失则过低的功率密度会导致包壳温度超过允许界限。根据冷却剂缺失事故的分析结果，反应堆设计者制定了在冷却剂缺失事故初期的最大允许局部功率密度值，从而使得满足可接受的结果的标准。最大局部功率密度界限大致被规定为以瓦特/厘米为单位的线性功率密度(LPD)。
第三种用作运行限制的情况是允许特定反应堆运行的额定功率。所有这三种运行限制情况必须被监控，从而使反应堆运行安全。因为包壳损坏可能因在DNB发生时可能导致的传热系数下降以及伴随的包壳温度高而发生，或者由于过大的局部功率密度而发生，所以必须发现或预见这些情况的肇始，然后迅速地采取减缓裂变速率的纠正措施。监控反应堆中DNB的一种方式是生成一种指示关于发生DNB可能性的反应堆情况的指标或相关数。这种指标或相关数被称为偏离核态沸腾比(DNBR)。DNBR和LPD界限都表示运行达到恰当的设计界限接近性。
在一种复杂的过程中，比如核电站，设置大量的传感器以测量该过程中的各种物理条件以及测量各种组件的状态，所述各种物理条件诸如为压力、温度、流量、液位、辐射，所述各种组件的状态诸如为阀门的位置、控制棒的位置以及泵是否正在运行。这些测量一般用于执行三种不同的功能：过程控制、监测和保护。过程控制涉及过程状态的自动或半自动调节，从而获得期望的结果。监测包括对过程状态的监控，从而确定正在实现期望的结果。保护涉及到对过程中异常情况的自动响应，从而防止运行状态超过预定的设计界限，以及采取措施来消除超出设计界限运行的负面影响。尤其是在核电站的情况下，保护功能是三者中要求最高的。但是，所有这些功能都依赖于反应堆的传感器有效。这些功能中每种所采用的主要传感器系统之一是堆芯内中子检测器，它在运行和关停期间都发送轴向和径向功率分布的直接测量结果。
福岛第一核电站泄漏事故所给出的教训之一是在关停期间监控核燃料的状态如同运行期间一样重要，尤其是在内部和外部动力都缺失的情况下。本发明采用了热-声原理，从而在没有妨碍反应堆堆内结构以及没有对燃料补充过程造成阻碍的外部动力和外部信号的情况下监控堆芯内功率分布，并给远程地点发送监控信号。热-声发动机(有时被称为“TA发动机”)是使用高振幅声波从一个位置向另一个位置传热或者反之利用热差来引发高振幅声波的热-声装置。本发明采用了后一种原理。
图4象征性地图解了包封在外包壳88内的热-声式热机86。包壳88的内部被已知为一种堆栈的换热器92分成热源98和谐振器90。将热施加给换热器94的热侧，并且产生横过堆栈92的温度梯度。换热器96的冷侧将发动机其余部分的温度维持在低于热源98温度的期望温度。尽管在图5中示出的热源98位于一个端部处，但应当意识到的是，热源可以与包壳的端部间隔开，只要热源98在换热器堆栈92的一侧上且谐振器90在堆栈92的另一侧上即可。热-声转换过程由一种扰动启动，所述扰动诸如是背景噪音或者热波动。参见图4下方的框图，可看到气体在堆栈内移动到左侧(步骤1)，在步骤2期间热从堆栈94的热端传递给气体，从而提高了气体温度(从T++到T+++)和压力。每次循环压力增大推回更多一些气体。在气体移动到右侧时(步骤3)，热从气体传递给堆栈(步骤4)，从而将气体温度从T+降低到T0，同时降低气体压力。每次循环压力降低朝着堆栈的热端吸回更多一些气体。堆栈内的这种动作导致在装置的谐振器部分中形成频率由装置长度决定且振幅由堆栈的热端与冷端之间的温差决定的声学驻波。最终，声波的振幅达到稳态水平，此时在每次循环中消耗的声能等于由热-声转换过程产生的声能。结果是在发动机中维持声压波。频率与谐振器的长度L以及谐振器内气体的声速c相关。在基础的半波长模式下，f等于c/2L；对于等截面的谐振器而言，声速与气体的温度相关。如果这个原理被应用在核反应堆芯内，热-声式热机可被用于产生声学驻波，该声学驻波的特征由在热-声装置一端的热输入与在另一端的热输出之间的差而直接决定。
如上所述，产生有用的声能信息所需的热-声装置两端的热差很难后适用于现有的核反应堆燃料设计中。通过使用随后所要求保护的热-声核功率分布测量组件使得在商用核反应堆的堆芯内利用热-声原理测量功率分布成为可能，该热-声核功率分布测量组件的一个实施例在下文中给出。本发明允许通过传感器确定堆芯的径向和轴向功率分布，所述传感器产生与在反应堆堆芯内的径向和轴向位置相对应的声音频率信号，该信号的振幅与传感器位置处的中子通量的大小成比例。热输入由自持式热源提供，诸如在组件内的每个传感器的热输入端98处的裂变材料芯块。术语“自持式热源”旨在涵盖放置在运行的反应堆堆芯中将不断产生充足热以建立生成温度梯度所要求的温度差的任何热源，该温度梯度是产生可在反应堆容器外部检测到的实际声能的量所需要的。这允许确定各个传感器位置处的相关反应功率。传感器组件的热-声操作原理允许本发明在不要求外部动力输入以及在没有要求穿透反应堆容器的信号输出电缆的情况下产生即时堆芯功率分布信息。
因此，以上关于图4所描述的热-声原理可以用于产生声学驻波，声学驻波的特征由在一端部94处的热输入与在另一部端96处的热输出之间的差以及谐振腔90的长度直接决定。由本发明所预期的检测器组件方案的一个实施例在图5中示出，它包含在作为外护套的管100内堆叠的多个热-声检测器元件86。传感器组件108安装在如图3中所示的现有类型的商用燃料组件22内、在中央仪表套管68的内部。确定放置在外护套100内的检测器元件68的数量和轴向位置，从而获得实现目标堆芯峰值因子和反应堆运行功率目标所需的反应堆堆芯轴向和径向功率分布测量准确度。典型的轴向间距将使得每个裂变材料芯块的中心定位在有效轴向燃料区域高度的七分之一的倍数处。理想地，所述装置应当放置在所有的燃料组件中-包括那些具有含控制棒的燃料组件的径向堆芯位置，这些燃料组件通常不具有从上堆内构件可触及的固定式堆芯内通量检测器。因此，采用本构思不仅给出了堆芯轴向和径向功率分布的更准确信息，还消除了需要拆除和重新插入堆芯内仪表的燃料补充步骤。
尽管在图5中仅仅示出了两个元件(即热-声发动机86)，但应当意识到的是，额外的元件可像图5中所示的两个元件那样被串联且堆叠地添加，就像元件86的轴向链的延伸一样。用于产生声学驻波的热源98由包含在传感器组件108中的每个装置的“热”端94内的裂变材料98产生。热与裂变材料中的裂变速率成正比。所以，每个装置86中所产生的波的振幅(即，响度)将与装置位置处的裂变速率成比例。生成产生实际量的声能所需的温度梯度所要求的温差通过以绝热层102覆盖所述装置的热端且在每个传感器的堆栈的冷端处提供与冷却剂有增强热接触(例如采用径向伸出翅片以增强冷却剂的表面接触)来实现。根据本文所公开的原理，每个装置将具有特定长度的谐振腔90，从而使每个装置将具有特定的频率以允许在每个传感器位置处的裂变速率通过该谐振腔所生成的声波而清晰地识别。要求使用声学遥测仪106，从而在远程地点收集传感器信号并产生本地裂变速率信息。本地裂变速率信息可用于通过本领域技术人员目前可获得的且知晓的工具来基本上连续地、实时地产生总堆芯功率和三维堆芯功率分布测量。
传感器组件的热-声操作原理允许本发明在不需要有外部动力或信号电缆的情况下产生即时堆芯功率分布信息，该信号电缆需要穿透反应堆容器且在燃料补充期间必须被操控。
在组件内传感器的热输入端处代替裂变材料地采用极易于将裂变伽马辐射转换成可感热的材料(诸如钨)作为自持式热源，可获得进一步的改进。术语“可感热”旨在涵盖生成产生在反应堆容器的外侧检测到的实际量的声能所需要的温度梯度所要求的热量，即BTU。这个实施例与前述实施例之间的关键区别在于：可裂变材料被一定体积的吸收裂变伽马辐射能量并将所吸收的能量转换成热量的材料所取代，所述热量将提供用于产生声音的动力，该声音的振幅与可在反应堆容器外侧检测到的热输入成比例。这种类型的热源在反应堆堆芯内将不会随时间增加而耗尽。这将允许确定简单得多以及允许维持发热元件中产生的热与所测声音的振幅之间的相关性。因为裂变伽马分布(population)以及在热元件材料(例如钨)中生成的相关热量与本地裂变速率成比例，所以在传感器位置处的相关反应堆功率可通过所产生的声音的振幅来确定。钨只是适合于本应用的材料的一个示例。小体积量的钨在存在强伽马辐射场的情况下将快速地发热。针对在全功率运行的反应堆中的0.75英寸(1.9cm)×0.75英寸(1.9cm)×1英寸(2.54cm)体积的钨的简单计算将产生至少四十瓦特的热。这远远超过针对所有必要频率产生合适的声音振幅的需求。该实施例将不需要任何裂变材料并且在以反应堆中运行时间为函数的运行特征方面将不会发生任何复杂变化。该实施例的制造也会便宜得多，以及最终将产生更稳定且准确的堆芯功率分布测量。
声学传感器可连接到反应堆容器的外侧，以测量对应于不同的堆芯轴向和径向位置的每种频率的声音振幅。然后，这种信息可以用于利用本领域技术人员所熟知的技术来产生3D堆芯功率分布，所述技术诸如是在可从Westinghouse Electric Company LLC,Cranberry Township,Pennsylvania获取的BEACON软件系统中所使用的技术。
因此，传感器组件的热-声操作原理允许本发明在不需要外部动力配置或信号电缆的情况下在目前的反应堆设计中产生即时堆芯功率分布信息，所述信号电缆需要穿透反应堆容器。本发明的实施将允许彻底消除所有目前在所有压水式反应堆、沸水式反应堆、液态金属反应堆以及高温气体反应堆设计中所使用的堆芯功率分布测量系统。在不需要相应的反应堆容器穿透、相应的容器内传感器导向路径硬件、电缆、以及在燃料补充期间的相应维护措施的情况下，在反应堆堆芯中的每个燃料组件或燃料通道内安装这些传感器将被证明是更加成本有效的。对于该传感器系统的后装配而言，根据最有利于运营商的经济因素，已有的设备可以或者被拆除或者保留在原位。
尽管已经详细地描述了本发明的具体实施例，但本领域技术人员将意识到的是，根据本文的全面教导可对那些细节做出各种改动和替换。所以，所公开的具体实施例仅仅是解释性的，而不是限制本发明的范围，本发明的范围由所附的权利要求及其任意和所有等同方案的整体范围来限定。
Claims (22)
1.一种热-声式核功率分布测量组件，包括：
多个热-声发动机，所述多个热-声发动机以间隔开的串联阵列被支撑且被定尺寸以沿着核燃料组件的轴向长度装配在核燃料组件的仪表套管内；其中所述多个热-声发动机包括至少一对热-声发动机；所述多个热-声发动机中的每一个热-声发动机包括外包壳、自持式热源、谐振腔和换热器堆栈；其中，所述包壳被定尺寸以装配在仪表套管内，从而使得冷却剂能够围绕包壳的外表面流动；其中所述包壳环绕自持式热源、谐振腔和换热器堆栈；其中所述包壳包含包壳内部；其中所述包壳内部包括一个端部和另一个相对端部；其中所述自持式热源被支撑在所述包壳内部、在换热器堆栈面向所述一个端部的第一侧处；其中所述谐振腔位于包壳内部、在换热器堆栈面向所述另一个相对端部的第二侧处；其中所述自持式热源与所述谐振腔分隔开；其中所述换热器堆栈位于所述包壳内部；其中所述换热器堆栈将所述自持式热源与所述谐振腔分隔开；其中所述多个热-声发动机的每一个相应的谐振腔构造成产生具有与所述多个热-声发动机的每一个其他的相应谐振腔不同频率的声音；其中对于每个相应的谐振腔，由所述相应的谐振腔产生的声音的频率允许所述相应的谐振腔与所述多个热-声发动机的其他相应的谐振腔特别地识别出；其中对于每个相应的谐振腔，存在第一位置与第二位置之间的温度差，所述第一位置在所述相应的谐振腔内、位于换热器堆栈的第二侧上，所述第二位置位于由自持式热源加热的换热器堆栈的第一侧上，其中第二侧与第一侧相对；所述温度差使得所述相应的谐振腔产生具有频率且包括振幅的声音，其中所产生的振幅对应于第一位置与第二位置之间的温度差，其中所产生的振幅还对应于在所述相应的谐振腔的轴向位置处的核功率水平；其中围绕谐振腔的包壳的一部分是导热的；和
隔离件，所述隔离件插置于每一对热-声发动机的两个热-声发动机之间。
2.如权利要求1所述的热-声式核功率分布测量组件，其中，包壳的围绕自持式热源的一部分是隔热的。
3.如权利要求1所述的热-声式核功率分布测量组件，其中，隔离件构造成使得一对热-声发动机中的第一发动机的自持式热源与所述一对热-声发动机中的第二发动机热隔离。
4.如权利要求1所述的热-声式核功率分布测量组件，其中，所述多个热-声发动机中的至少一些的自持式热源被支撑在包壳的下端部的一部分内。
5.如权利要求1所述的热-声式核功率分布测量组件，还包括声学遥测系统，其中，所述声学遥测系统构造成使得，当所述热-声式核功率分布测量组件在操作相应的反应堆发电系统期间定位在核反应堆容器内时，声学传感器在核反应堆容器外的一位置处接收基本上由所述多个热-声发动机中的每一个相应发动机产生的声音。
6.如权利要求1所述的热-声式核功率分布测量组件，其中，所述多个热-声发动机的间隔开的串联阵列构造成基本上跨越了核燃料组件的仪表套管的高度。
7.如权利要求6所述的热-声式核功率分布测量组件，其中，所述多个热-声发动机的串联阵列包括七个热-声发动机。
8.如权利要求1所述的热-声式核功率分布测量组件，其中，所述自持式热源包括裂变材料。
9.如权利要求1所述的热-声式核功率分布测量组件，其中，所述自持式热源由可操作以将裂变伽马辐射转换成一些量的热的材料形成，所述一些量的热能够使得所述谐振腔产生具有振幅的频率不同的声音。
10.如权利要求9所述的热-声式核功率分布测量组件，其中，所述自持式热源包括钨。
11.一种核发电系统，包括：
具有堆芯的核反应堆；
多个被支撑在堆芯内的核燃料组件，至少一些所述核燃料组件具有仪表套管，所述仪表套管的轴向长度跨越相应核燃料组件的高度；
热-声式核功率分布测量组件，所述热-声式核功率分布测量组件定位在至少一些所述仪表套管内，所述热-声式核功率分布测量组件包括：
多个热-声发动机，所述多个热-声发动机以间隔开的串联阵列被支撑且被定尺寸以沿轴向长度装配在核燃料组件的仪表套管内，其中所述多个热-声发动机包括至少一对热-声发动机；所述多个热-声发动机中的每一个热-声发动机包括外包壳、自持式热源、谐振腔和换热器堆栈；其中，所述包壳被定尺寸以装配在仪表套管内，从而使得冷却剂能够围绕包壳的外表面流动；其中所述包壳环绕自持式热源、谐振腔和换热器堆栈；其中所述包壳包含包壳内部；其中所述包壳内部包括一个端部和另一个相对端部；所述自持式热源在所述一个端部处被支撑在所述包壳内部，其中所述谐振腔在所述另一个相对端部处位于包壳内部；其中所述自持式热源与所述谐振腔分隔开；其中所述换热器堆栈位于所述包壳内部；其中所述换热器堆栈将所述自持式热源与谐振腔分隔开，其中所述多个热-声发动机的每一个相应谐振腔构造成产生具有与所述多个热-声发动机的每一个其他的相应谐振腔不同频率的声音；其中对于每个相应的谐振腔，由所述相应的谐振腔产生的声音的频率允许所述相应的谐振腔与所述多个热-声发动机的其他相应的谐振腔特别地识别出；其中对于每个相应的谐振腔，存在第一位置与第二位置之间的温度差，所述第一位置在所述相应的谐振腔内、位于换热器堆栈的第二侧上，所述第二位置位于换热器堆栈的由自持式热源加热的第一侧上，其中第二侧与第一侧相对；所述温度差使得所述相应的谐振腔产生具有频率且包括振幅的声音，其中所产生的振幅对应于第一位置与第二位置之间的温度差，其中所产生的振幅还对应于在所述相应的谐振腔的轴向位置处的核功率水平；其中围绕谐振腔的包壳的一部分是导热的；和
隔离件，所述隔离件插置于每一对热-声发动机的两个热-声发动机之间。
12.如权利要求11所述的核发电系统，其中，包壳的围绕自持式热源的一部分是隔热的。
13.如权利要求11所述的核发电系统，其中，隔离件构造成使得一对热-声发动机中的第一发动机的自持式热源与所述一对热-声发动机中的第二发动机热隔离。
14.如权利要求11所述的核发电系统，其中，所述多个热-声发动机中的至少一些的自持式热源被支撑在包壳的下端部的一部分内。
15.如权利要求11所述的核发电系统，包括声学遥测系统，其中，所述声学遥测系统构造成使得，当所述热-声式核功率分布测量组件在操作相应的反应堆发电系统期间定位在核反应堆容器内时，声学传感器在核反应堆容器外的一位置处接收基本上由所述多个热-声发动机中的每一个相应发动机产生的声音。
16.如权利要求11所述的核发电系统，其中，所述多个热-声发动机的间隔开的串联阵列基本上跨越了核燃料组件的仪表套管的高度。
17.如权利要求16所述的核发电系统，其中，所述多个热-声发动机的串联阵列包括七个热-声发动机。
18.如权利要求11所述的核发电系统，其中，所述核反应堆具有多根控制棒，所述控制棒构造成被插入所述燃料组件中的至少一些燃料组件以及从所述至少一些燃料组件中抽出，每一个不接收控制棒的燃料组件使得所述热-声式核功率分布测量组件中的一个定位在所述燃料组件的仪表套管。
19.如权利要求18所述的核发电系统，其中，热-声式核功率分布测量组件中的一个位于堆芯内、在每一个所述仪表套管中。
20.如权利要求11所述的核发电系统，其中，所述自持式热源包括裂变材料。
21.如权利要求11所述的核发电系统，其中，所述自持式热源由可操作以将裂变伽马辐射转换成一些量的热的材料形成，所述一些量的热能够使得所述谐振腔产生具有振幅的频率不同的声音。
22.如权利要求21所述的核发电系统，其中，所述自持式热源包括钨。
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Families Citing this family (11)
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|---|---|---|---|---|
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| CN105939767B (zh) | 2014-01-08 | 2018-04-06 | 弗洛设计声能学公司 | 具有双声电泳腔的声电泳装置 |
| US11377651B2 (en) | 2016-10-19 | 2022-07-05 | Flodesign Sonics, Inc. | Cell therapy processes utilizing acoustophoresis |
| US11708572B2 (en) | 2015-04-29 | 2023-07-25 | Flodesign Sonics, Inc. | Acoustic cell separation techniques and processes |
| US11214789B2 (en) | 2016-05-03 | 2022-01-04 | Flodesign Sonics, Inc. | Concentration and washing of particles with acoustics |
| US10809213B2 (en) | 2017-11-30 | 2020-10-20 | Battelle Energy Alliance, Llc | Sensors for measuring thermal conductivity and related methods |
| CA3085784A1 (en) | 2017-12-14 | 2019-06-20 | Flodesign Sonics, Inc. | Acoustic transducer driver and controller |
| CN108986943B (zh) * | 2018-06-12 | 2020-12-01 | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 | 一种基于热声、热电效应的反应堆堆芯监控装置 |
| CN110689974B (zh) * | 2018-11-02 | 2021-03-30 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种基于瞬时伽马响应修正的改进堆芯功率分布的测量方法 |
| CN112649460B (zh) * | 2019-10-10 | 2023-10-20 | 国核电站运行服务技术有限公司 | 稳压器波动管热分层试验方法 |
| CN111508620B (zh) * | 2020-04-30 | 2023-03-24 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆机动性自调节方法 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2486845A (en) * | 1945-11-21 | 1949-11-01 | Texas Co | Measurement of wall thickness |
| US3897271A (en) * | 1971-02-22 | 1975-07-29 | Westinghouse Electric Corp | Self-contained static power system |
| US4862007A (en) * | 1987-10-19 | 1989-08-29 | Westinghouse Electric Corp. | Thermal protection shell for radioactive waste containers |
| US6252923B1 (en) * | 1999-08-10 | 2001-06-26 | Westinghouse Electric Company Llc | In-situ self-powered monitoring of stored spent nuclear fuel |
Family Cites Families (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| NO148577C (no) * | 1978-03-21 | 1983-11-09 | Scandpower As | Anordning for lokal effektmaaling i et brenselelement av en kjernereaktors brenselladning |
| GB8718644D0 (en) * | 1987-08-06 | 1987-10-07 | Atomic Energy Authority Uk | Temperature measurement |
| JP3462885B2 (ja) * | 1993-03-11 | 2003-11-05 | 株式会社東芝 | 原子炉の出力測定装置およびその製造方法 |
| US5490184A (en) * | 1994-07-21 | 1996-02-06 | Westinghouse Electric Corporation | Method and a system for accurately calculating PWR power from excore detector currents corrected for changes in 3-D power distribution and coolant density |
| US5582515A (en) * | 1995-05-04 | 1996-12-10 | Foster Wheeler Energy Corporation | Acoustically pulsating burner with integral adjustable Sondhauss thermoacoustic elements |
| US8175210B2 (en) * | 2007-11-26 | 2012-05-08 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Gamma thermometer axial apparatus and method for monitoring reactor core in nuclear power plant |
| US8712000B2 (en) * | 2007-12-13 | 2014-04-29 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Tranverse in-core probe monitoring and calibration device for nuclear power plants, and method thereof |
| US9691506B2 (en) * | 2008-09-16 | 2017-06-27 | General Electric Company | High dielectric insulated coax cable for sensitive impedance monitoring |
| US8503599B2 (en) * | 2008-10-28 | 2013-08-06 | General Electric Company | Optical gamma thermometer |
| US20110002432A1 (en) * | 2009-07-01 | 2011-01-06 | Westinghouse Electric Company Llc | Incore instrument core performance verification method |
| US8767903B2 (en) * | 2011-01-07 | 2014-07-01 | Westinghouse Electric Company Llc | Wireless in-core neutron monitor |
| US9362010B2 (en) * | 2011-12-06 | 2016-06-07 | Terrapower, Llc | Passive reactivity control apparatus |
| US9646723B2 (en) * | 2012-08-16 | 2017-05-09 | The Penn State Research Foundation | Thermoacoustic enhancements for nuclear fuel rods and other high temperature applications |
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Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2486845A (en) * | 1945-11-21 | 1949-11-01 | Texas Co | Measurement of wall thickness |
| US3897271A (en) * | 1971-02-22 | 1975-07-29 | Westinghouse Electric Corp | Self-contained static power system |
| US4862007A (en) * | 1987-10-19 | 1989-08-29 | Westinghouse Electric Corp. | Thermal protection shell for radioactive waste containers |
| US6252923B1 (en) * | 1999-08-10 | 2001-06-26 | Westinghouse Electric Company Llc | In-situ self-powered monitoring of stored spent nuclear fuel |
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