CN109273120A - 一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法 - Google Patents

一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法 Download PDF

Info

Publication number
CN109273120A
CN109273120A CN201810897974.2A CN201810897974A CN109273120A CN 109273120 A CN109273120 A CN 109273120A CN 201810897974 A CN201810897974 A CN 201810897974A CN 109273120 A CN109273120 A CN 109273120A
Authority
CN
China
Prior art keywords
nuclear reactor
temperature probe
cold section
integrated measuring
thermometry
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.)
Granted
Application number
CN201810897974.2A
Other languages
English (en)
Other versions
CN109273120B (zh
Inventor
郑文强
黄勇
魏川清
张立德
帅剑云
芮旻
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 CN201810897974.2A priority Critical patent/CN109273120B/zh
Publication of CN109273120A publication Critical patent/CN109273120A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN109273120B publication Critical patent/CN109273120B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/112Measuring temperature
    • 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

Abstract

本发明提供一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法,其包括:步骤1、在组装密封核反应堆前,在一体化测量组件的最底部安装测温探头;步骤2、将测温探头的数据传输导线埋设在一体化测量组件的测量通道内;步骤3、将一体化测量组件从上至下插入核反应堆内,测温探头与底部冷却剂充分接触;步骤4、重复以上步骤1‑3将其他一体化测量组件依次安装上测温探头并插入到核反应堆内;步骤5、运行时取所有温度数据的平均值作为核反应堆冷段的温度值。该方法取消了旁路的测量管道、核一级阀门、仪表等设备,简化了装置,提高了压力容器的可靠性降低了成本,并且使用该方法无须担心运行期冷却剂的泄漏问题,避免了大破口失水(LOCA)事故的发生。

Description

一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法
技术领域
本发明涉及核反应堆内部监测技术领域,尤其涉及一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法。
背景技术
目前,核电站内的核反应堆冷却剂系统中冷段的温度测量信号均需送入反应堆控制与保护系统,针对核电站内的大型分散型布置压水堆(如EPR)反应堆其测量方法主要采用直插式测量,即在冷段上直接插入测温热电阻,因冷段中的冷却剂经过主泵的充分搅浑,测得的冷却剂温度能够充分的代表冷段温度,测量精度能够达到一定的要求,信号准确且可靠。针对一些紧凑型的小型堆的冷却系统,其主设备之间不通过主管道连接,而是采用一种内外套管结构连接主泵与压力容器,主泵出口连接内套管,主泵与压力容器之间的管嘴对接焊,构成外套管。这样的内外套管结构可以使反应堆冷却剂系统布置足够紧凑,但是这样的结构取消了冷段的管道,冷段温度的测量不能通过在冷段直接插入的方法,只能考虑从压力容器的下降段环腔引出旁路管线,在该旁路管线上设置测温热电阻,引出的旁路管线在主泵的压头下可以从压力低的位置从新返回至反应堆冷却剂系统,如图2所示的下冷段旁路测温示意图。针对此类小型堆的冷段测温必须考虑其他的方式进行,即要充分利用有限的空间还要保证测量的温度可靠。
发明内容
本发明所要解决的技术问题在于,提供一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法,解决小型堆无法精准测量冷段温度的问题。
为了解决上述技术问题,本发明提供一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法,利用所述核反应堆内一体化测量组件作为安装测温探头的载体,其可包括:
步骤S1、在组装密封所述核反应堆前,在需要插入所述核反应堆内的所述一体化测量组件的最底部安装所述测温探头;
步骤S2、所述测温探头的数据传输导线设置于所述一体化测量组件的测量通道内;
步骤S3、将安装有所述测温探头的所述一体化测量组件从上至下插入所述核反应堆内,所述测温探头最终穿过所述核反应堆堆芯的下部支撑板,到达所述核反应堆内底部,与底部冷却剂充分接触;
步骤S4、按照以上步骤1-步骤3的方法将所述核反应堆内的其他一体化测量组件依次安装上所述测温探头并插入到所述核反应堆内;
步骤S5、所述核反应堆运行时,各测温探头实时监测到的温度数据传输至监控系统,并取所述所有温度数据的平均值作为所述核反应堆冷段的温度值。
在可选的实施例中,所述一体化测量组件安装于所述核反应堆的压力容器内。
在可选的实施例中,所述压力容器内的所述一体化测量组件共四组。
在可选的实施例中,所述下部支撑板上对应安装有用于保护所述一体化测量组件的仪表导管座。
在可选的实施例中,所述仪表导管座侧壁上开孔。
在可选的实施例中,所述四组测温探头所探测到的温度数据取平均值作为参考,便于操作人员监控冷段工作状况。
在可选的实施例中,所述四组温度数据中任意一组出现异常偏差,视为该组别的所述测温探头出现故障需更换。
在可选的实施例中,更换所述测温探头的方式只需要将对应的一体化测量组件从所述压力容器取出,更换上新的测温探头即可。
综上可知,本发明实施例的有益效果在于:本发明的紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法,一方面,取消了旁路的测量管道、阀门、仪表等设备,简化了装置,提高了压力容器的可靠性;一方面,可使得压力容器取消设置核一级阀门,大大节省了成本;一方面,无需担心运行期冷却剂的泄漏问题,也避免了大破口失水(LOCA)事故的发生,提高了机组的安全性。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案,下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍,显而易见地,下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例,对于本领域普通技术人员来讲,在不付出创造性劳动的前提下,还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1是本发明一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法的一个实施例的工作流程示意图。
图2是紧凑型小型核反应堆冷段旁路测温原理示意图。
图3是本发明一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法的一个实施例中测温探头安装位置示意图。
具体实施方式
以下各实施例的说明是参考附图,用以示例本发明可以用以实施的特定实施例。
本发明的实施例提供一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法,可利用核反应堆内一体化测量组件作为安装测温探头的载体,其具体的工作流程图如图1所示,结合图3的安装位置简图所示,该流程包括:
步骤S1、在组装密封紧凑型小型核反应堆前,在一体化测量组件11的最底部安装测温探头12;
步骤S2、测温探头12的数据传输导线设置于一体化测量组件11的测量通道内;
步骤S3、将安装有测温探头12的一体化测量组件11从上至下插入核反应堆压力容器1内,测温探头12穿过核反应堆堆芯的下部支撑板13,到达核反应堆内底部,与底部的冷却剂9充分接触;
步骤S4、按照以上步骤S1-步骤S3的方法将其他一体化测量组件依次安装上测温探头并插入到该核反应堆内;
步骤S5、当核反应堆运行时,各测温探头实时监测到的温度数据传输至监控系统,并取所有温度数据的平均值作为该核反应堆冷段的温度值。
进一步,因为需要提高测量的准确度和保护探头不易受损,在下部支撑板13上有必须对应设置用于保护一体化测量组件11的仪表导管座(未标注),并且在仪表导管座周边开孔以保证在测温探头12到达压力容器1内底部置于仪表导管座内时,可与底部的冷却剂9充分接触。当然,如果测温探头11出现了故障需要更换,只需要将对应的一体化测量组件11从压力容器1内取出并换上新的测温探头即可。
作为举例,在本实施例中的小型核反应堆1内共需要安装四组一体化测量组件11,并且该四组一体化测量组件11的底部均安装有测温探头12。因为每组一体化测量组件的安装位置和探测的位置不相同,在反应堆运行时为了区分每组探头测量的温度数据,在此我们分别将其分别标记为测温探头a、测温探头b、测温探头c、测温探头d,对应的温度数据分别标记为Ta、Tb、Tc、Td。在反应堆运行时,冷段温度的测量值可等于
T=(Ta+Tb+Tc+Td)/4 (1)
这个温度的平均值T可作为操作人员监控冷段工作状况的参考值。在实际的监测过程中,Ta、Tb、Tc、Td的实时数据应该偏差很小,如若出现某一个测温探头测得的数据偏差过大,极有可能是该测温探头出现了故障需要进行更换。
通过上述说明可知,本发明的有益效果在于:本发明的紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法,一方面,取消了旁路的测量管道、阀门、仪表等设备,简化了装置,提高了压力容器的可靠性;一方面,可使得压力容器取消设置核一级阀门,大大节省了成本;一方面,无需担心运行期冷却剂的泄漏问题,也避免了大破口失水(LOCA)事故的发生,提高了机组的安全性。
以上所揭露的仅为本发明较佳实施例而已,当然不能以此来限定本发明之权利范围,因此依本发明权利要求所作的等同变化,仍属本发明所涵盖的范围。

Claims (8)

1.一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法,利用所述核反应堆内一体化测量组件作为安装测温探头的载体,其特征在于,包括:
步骤1、在组装密封所述核反应堆前,在需要插入所述核反应堆内的所述一体化测量组件的最底部安装所述测温探头;
步骤2、所述测温探头的数据传输导线设置于所述一体化测量组件的测量通道内;
步骤3、将安装有所述测温探头的所述一体化测量组件从上至下插入所述核反应堆内,所述测温探头最终穿过所述核反应堆堆芯的下部支撑板,到达所述核反应堆内底部,与底部冷却剂充分接触;
步骤4、按照以上步骤1-步骤3的方法将所述核反应堆内的其他一体化测量组件依次安装上所述测温探头并插入到所述核反应堆内;
步骤5、所述核反应堆运行时,各测温探头实时监测到的温度数据传输至监控系统,并取所述所有温度数据的平均值作为所述核反应堆冷段的温度值。
2.根据权利要求1所述的紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法,其特征在于,所述一体化测量组件安装于所述核反应堆的压力容器内。
3.根据权利要求2所述的紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法,其特征在于,所述压力容器内的所述一体化测量组件共四组。
4.根据权利要求1所述的紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法,其特征在于,所述下部支撑板上对应安装有用于保护所述一体化测量组件的仪表导管座。
5.根据权利要求4所述的紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法,其特征在于,所述仪表导管座侧壁上开孔。
6.根据权利要求3所述的紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法,其特征在于,所述四组测温探头所探测到的温度数据取平均值作为参考,便于操作人员监控冷段工作状况。
7.根据权利要求6所述的紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法,其特征在于,所述四组温度数据中任意一组出现异常偏差,视为该组别的所述测温探头出现故障需更换。
8.根据权利要求7所述的紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法,其特征在于,更换所述测温探头的方式只需要将对应的一体化测量组件从所述压力容器取出,更换上新的测温探头即可。
CN201810897974.2A 2018-08-08 2018-08-08 一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法 Active CN109273120B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201810897974.2A CN109273120B (zh) 2018-08-08 2018-08-08 一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201810897974.2A CN109273120B (zh) 2018-08-08 2018-08-08 一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN109273120A true CN109273120A (zh) 2019-01-25
CN109273120B CN109273120B (zh) 2022-09-23

Family

ID=65153225

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201810897974.2A Active CN109273120B (zh) 2018-08-08 2018-08-08 一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN109273120B (zh)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110375884A (zh) * 2019-07-31 2019-10-25 广州粤能电力科技开发有限公司 电气设备温度监测系统
CN113405686A (zh) * 2021-05-19 2021-09-17 中国原子能科学研究院 一种温度测量方法

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0204212A2 (en) * 1985-06-04 1986-12-10 Westinghouse Electric Corporation On-line monitoring and analysis of reactor vessel integrity
CN103208317A (zh) * 2012-01-17 2013-07-17 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 具有外部蒸汽鼓筒的一体式压水反应堆
CN105513657A (zh) * 2015-12-14 2016-04-20 中广核工程有限公司 核电站一体化堆芯测量组件
CN106683717A (zh) * 2017-01-20 2017-05-17 中广核研究院有限公司 紧凑型压水反应堆
CN207503653U (zh) * 2017-10-27 2018-06-15 中广核研究院有限公司 核反应堆一回路系统及其稳压器喷淋系统

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0204212A2 (en) * 1985-06-04 1986-12-10 Westinghouse Electric Corporation On-line monitoring and analysis of reactor vessel integrity
CN103208317A (zh) * 2012-01-17 2013-07-17 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 具有外部蒸汽鼓筒的一体式压水反应堆
CN105513657A (zh) * 2015-12-14 2016-04-20 中广核工程有限公司 核电站一体化堆芯测量组件
CN106683717A (zh) * 2017-01-20 2017-05-17 中广核研究院有限公司 紧凑型压水反应堆
CN207503653U (zh) * 2017-10-27 2018-06-15 中广核研究院有限公司 核反应堆一回路系统及其稳压器喷淋系统

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110375884A (zh) * 2019-07-31 2019-10-25 广州粤能电力科技开发有限公司 电气设备温度监测系统
CN113405686A (zh) * 2021-05-19 2021-09-17 中国原子能科学研究院 一种温度测量方法
CN113405686B (zh) * 2021-05-19 2022-07-01 中国原子能科学研究院 一种温度测量方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN109273120B (zh) 2022-09-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN105513656A (zh) 一种核电厂堆芯参数监测系统和监测方法
CN109273120A (zh) 一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法
US6691556B2 (en) Automatic data logging kit and method
CN110828008B (zh) 一种核燃料辐照考验装置参数监测及取样系统
CN105021356A (zh) 一种检测氢冷式发电机氢气系统泄漏的试验方法
CN105070332A (zh) 核电站防主蒸汽管道泄漏的监测系统
CN106409364B (zh) 一种主回路冷却剂压力波动实时监测的方法
CN204926803U (zh) 核电站防主蒸汽管道泄漏的监测系统
JP5559829B2 (ja) 予期される故障の表示器及び流体冷却装置
Berthold III Overview of prototype fiber optic sensors for future application in nuclear environments
JP2006133225A (ja) 最新のhitスキッドデータ収集法
US4965041A (en) Instrument for monitoring the cooling conditions in a light water reactor
JP2013140080A (ja) 計器健全性判定装置及び方法
CN209910899U (zh) 一种液浸式电力设备泄漏监测装置
CN215573558U (zh) 一种气体高温状态下的压力测量装置
CN206830427U (zh) 1000mw反应堆冷却剂泵轴密封泄漏的低流量测量装置
CN209214805U (zh) 温度计测试平台
GB2330659A (en) Sodium leakage detection apparatus
CN211121400U (zh) 一种卡套式超声波流量计
CN218469909U (zh) 一种机车变流器试验系统
CN113432783A (zh) 一种气体高温状态下的压力测量装置
CN211504426U (zh) 一种新型设备内件壁温测量装置
CN211924333U (zh) 一种核电厂应急柴油机曲轴箱压力监测装置
CN213982980U (zh) 一种飞机高压供气系统监测装置
CN212659315U (zh) 一种自诊断自校准的冷却系统泄漏监测装置

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant