CN111175808A - 一种组件及基于该组件的测试方法 - Google Patents

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CN111175808A CN202010002139.5A CN202010002139A CN111175808A CN 111175808 A CN111175808 A CN 111175808A CN 202010002139 A CN202010002139 A CN 202010002139A CN 111175808 A CN111175808 A CN 111175808A
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Abstract

本发明提供了一种组件及测试方法,该组件(100)用于承载对反应堆的堆芯参数进行测量的装置,包括:腔体(10)和支架(20);腔体(10)的一端开口(101),使支架(20)能够通过开口(101)进出腔体(10);支架(20)用于承载并固定所述装置;其中,腔体10用于使装置与反应堆孔道(200)内的冷却水形成隔绝;腔体(10)能够在反应堆孔道内周向旋转,通过旋转腔体(10)使得装置的径向位置发生改变;测试方法可用于对反应堆的堆芯参数进行测量的装置进行辐照性能测试。本发明的组件结构简单、成本低,便于安装和拆卸,可避免试验环境对其造成过量辐射;测试方法能够基于该组件实施,易于操作。

Description

一种组件及基于该组件的测试方法
技术领域
本发明涉及用于核反应堆领域的装置和方法,具体涉及一种组件及基于该组件的测试方法。
背景技术
自给能中子探测器,是一种无需外加电源,通过发射体(灵敏材料)与中子进行作用,将入射辐射转化为电信号的探测器;其主要用于核反应堆中子注量率的测量。自给能中子探测器具有占用空间小、响应快、寿命长等特点。依据所使用核反应堆环境的不同,其类型、厚度和尺寸各不相同。
用于测量核反应堆堆芯参数的装置,在正常投入使用之前,通常需要进行装置的使用性能测试,从而确定其适用性。例如,自给能中子探测器在进行实际的堆芯中子测量使用之前,需要将其在试验环境下进行测试,检测其性能指标是否能够满足实际的测量条件。通常,试验环境采用模拟反应堆堆芯的真实测量条件,并同时将多组探测器在同一试验环境下进行测量,以减小系统误差,提高测量的精确性。在试验过程中,需要将多组自给能中子探测器放置在堆芯的试验测量位置,在反应堆正常运行过程,对探测器进行辐照,并使用探测器在该试验环境中进行中子注量率测量,测量结果可作为衡量其性能指标是否满足要求的条件之一。
为了方便、准确地对自给能中子探测器等用于测量堆芯参数的装置进行性能测试,有必要开发一种配合其进行测试的组件及测试方法,以减小测试环境和真实环境之间的差异,从而提高测试结果的可信度。
发明内容
为了解决上述技术问题中的至少一个方面,本发明的实施例提供了一种组件及基于该组件的测试方法,该组件用于承载对反应堆的堆芯参数进行测量的装置,以及测试方法用于对反应堆的堆芯参数进行测量的装置进行辐照性能测试;其中,该组件结构简单、成本低,便于安装和拆卸,可避免试验环境对其造成过量辐射;测试方法能够基于该组件实施,易于操作。
根据本发明的一个方面,提供一种组件,所述组件用于承载对反应堆的堆芯参数进行测量的装置,包括:腔体和支架;所述腔体的一端开口,使所述支架能够通过所述开口进出所述腔体;所述支架用于承载并固定所述装置;其中,所述腔体用于使所述装置与反应堆孔道内的冷却水形成隔绝;所述腔体能够在反应堆孔道内周向旋转,通过旋转所述腔体使得所述装置的径向位置发生改变。
可选的,所述腔体由多段子腔体组成,各个子腔体之间为密封连接,使得所述腔体内部与反应堆孔道的冷却水形成隔绝。
可选的,所述腔体靠近开口的一端沿径向设有第一凸出部,所述第一凸出部用于配合吊装工具进行所述腔体的吊装;在所述腔体远离开口的位置沿径向设有第二凸出部,所述第二凸出部用于所述腔体与反应堆孔道的上端面进行配合。
可选的,所述腔体在靠近所述第一凸出部处沿所述腔体周向设有支持部,所述支持部用于将所述腔体与反应堆的堆顶部边缘固定。
可选的,所述支架包括主体部,用于固定所述装置;所述主体部的上方设有提升部,用于配合吊装工具进行支架的吊装;以及所述主体部的下方设有调节部,用于调节所述主体部的高度,以及支撑所述主体部。
可选的,所述主体部和调节部为圆柱形,所述调节部的圆周直径大于所述主体部的圆周直径;并且所述主体部和调节部的圆周直径均小于所述腔体的内径。
可选的,所述主体部的圆柱形外壁上开设有凹槽,所述凹槽用于放置所述装置。
可选的,所述凹槽沿圆柱形的轴向延伸。
可选的,多个所述凹槽等间距分布于圆周上。
可选的,所述调节部的高度设置成:当所述支架放置入所述腔体内并且所述腔体位于反应堆孔道内时,所述装置的灵敏区处在反应堆的堆芯活性区位置。
可选的,所述装置为自给能中子探测器。
根据本发明的另一个方面,提供一种测试方法,所述方法用于对反应堆的堆芯参数进行测量的装置进行辐照性能测试,所述方法包括:将上述所述的组件安装到试验核反应堆孔道内;对所述装置进行辐照;以及在辐照过程中,旋转所述腔体使所述装置相对于堆芯的辐照位置变化。
与现有技术相比,本发明具有以下有益效果中的至少一个:
(1)本发明实施例的组件,为用于对堆芯参数进行测量的装置正常投入使用之前进行性能测试提供了条件,该组件结构简单、易于加工、成本低,且便于安装和拆卸,使用时将组件吊装至反应堆孔道内,使用完之后吊装出堆,可有效减少堆辐照对其结构的损坏,延长使用寿命;
(2)本发明实施例的测试方法,通过旋转腔体来改变装置相对堆芯在径向上的位置,以及采用支架调节部来改变装置相对堆芯在轴向上的位置,能够更高效、准确地确定装置的测量位置,为检测装置性能提供了有利的条件,同时有利于增加测量结果的可信度。
附图说明
通过下文中参照附图对本发明所作的描述,本发明的其它目的和优点将显而易见,并可帮助对本发明有全面的理解。
图1为根据本发明的实施例的组件的结构示意图;
图2为根据本发明的其中一个实施例的腔体的结构示意图(主视图);以及
图3为根据本发明的其中一个实施例的支架的结构示意图;其中,图3(a)为支架的主体部的俯视图,图3(b)为支架整体的主视图。
需要说明的是,附图并不一定按比例来绘制,而是仅以不影响读者理解的示意性方式示出。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚,下面将结合本发明实施例的附图,对本发明的技术方案进行清楚、完整地描述。显然,所描述的实施例是本发明的一个实施例,而不是全部的实施例。基于所描述的本发明的实施例,本领域普通技术人员在无需创造性劳动的前提下所获得的所有其他实施例,都属于本发明保护的范围。
除非另外定义,本发明使用的技术术语或者科学术语应当为本发明所属领域内具有一般技能的人士所理解的通常意义。
请参阅图1-3,本发明实施例中用于承载对反应堆的堆芯参数进行测量的装置的组件100的一个实施例包括:
腔体10和支架20;腔体的一端开口101,使支架20能够通过开口101进出腔体10;支架20用于承载并固定装置;其中,腔体10用于使装置与反应堆孔道200内的冷却水形成隔绝;腔体10能够在反应堆孔道内周向旋转,通过旋转腔体10使得装置的径向位置发生改变。
具体的,上述组件100用于布置在模拟的堆芯环境中,并承载用于对反应堆的堆芯参数进行测量的装置,使得该装置能够在模拟环境中接受反应堆堆芯辐照,从而对装置的性能进行测试。模拟的堆芯环境包括试验核反应堆垂直孔道200,用于提供辐照条件,上述组件需要布置在试验核反应堆垂直孔道内,对堆芯参数进行测量。实际的核反应堆使用环境为干燥环境,为了满足该条件,采用腔体与试验核反应堆孔道内的冷却水进行隔绝,保证腔体内始终干燥,从而避免对装置产生影响。
进一步的,装置所处的相对堆芯活性区的位置,是装置进行测量堆芯参数的重要条件。为了使装置在腔体内稳定并具有满足测量要求的位置,采用支架20来承载并固定装置,使用时只需将固定好装置的支架放入腔体10内即可。
进一步的,当上述固定好装置的支架放入腔体后,装置相对于堆芯活性区具有一个初始位置,这使得装置对堆芯参数测量的范围受到局限;而为了在试验过程中,能够对堆芯在其径向上的各个方位进行测量,可通过旋转腔体来带动装置使其相对于堆芯活性区的径向位置发生改变。
可以理解的是,腔体和支架的结构和形状只要能够满足用于构建上述试验环境即可。对腔体而言,一方面需要保证其内部空间与反应堆孔道内的冷却水形成隔绝,同时需要提供使支架方便装入和取出的入口/出口;对支架而言,需要满足能够承载和固定装置,同时便于进行安装。
腔体和支架的材质诸如可选择铝材质,铝在核反应堆中子照射下可以很快达到平衡态,对试验装置附近的中子场扰动小,且辐照产物半衰期短,可减少放射性废物的产生量。铝质腔体可重复使用,节能环保。
当使得上述腔体在反应堆孔道内周向旋转时,可改变装置在径向的辐照位置,有利于装置对堆芯的多个区域进行参数测量,以便得到多个测量结果,根据多个测量结果判断装置测量的稳定性和可靠性。
在上述实施例的基础上,请参阅图2,本发明的腔体10的一个实施例包括:
腔体10由多段子腔体102、103、104组成,各个子腔体之间为密封连接,使得腔体内部与反应堆孔道的冷却水形成隔绝。
具体的,在实际应用中,腔体具有一定的高度,其高度与反应堆孔道的高度和支架的高度密切相关。例如,腔体具有开口的一端需要延伸出反应堆水池的最上端面,以便操作人员进行可视安装和后续操作;同时的,腔体需要容纳支架以及支架上的装置,综合考虑各试验因素可对腔体的高度尺寸进行设置。
通常情况下,受加工工艺的限制,腔体结构加工成单段无法满足试验高度要求,由此,腔体可采用多段加工及组合的工艺。如图1所示,腔体10由多段子腔体102、103和104组成,每两段子腔体之间进行连接。
为了确保腔体10内部的干燥环境,各子腔体之间需要密封连接确保连接位置的密闭性。密封连接例如可以采用螺纹连接、焊接等方式。如图1所示,各子腔体用于连接的端面处可设置连接结构,然后通过诸如法兰108进行密封连接。
可以理解的是,子腔体的数量可以为图1中的三段,或者任意数量;各子腔体的外形结构相同,但是高度尺寸可相同也可不同,根据实际使用需求而定。
在上述实施例的基础上,请参阅图2,本发明的腔体10的另一个实施例包括:
腔体10靠近开口101的一端沿径向设有第一凸出部105,第一凸出部105用于配合吊装工具进行腔体的吊装;在腔体10远离开口101的位置沿径向设有第二凸出部106,第二凸出部106用于腔体与反应堆孔道的上端面进行配合。
具体的,为了使腔体10便于安装至反应堆孔道内,可在腔体上设置用于配合进行吊装的结构,如图1,第一凸出部105与腔体开口101端平齐,第一凸出部105沿径向延伸出腔体的外周,并且相对于腔体的中心轴线对称。一方面,当进行腔体吊装时,可将吊装工具与第一凸出部105配合夹紧从而移动腔体;另一方面,在试验过程中,由于需要多次旋转腔体,第一凸出部105可作为进行旋转操作的部位,从而使得操作人员对腔体的操作过程变得容易。
可以理解的是,可以在第一凸出部105上进一步设置槽、孔等结构,以便于吊装工具抓取或实施旋转。
进一步的,为了使腔体放置在反应堆孔道内的试验位置,在腔体上还设有第二凸出部106。如图1,第二凸出部106设置在子腔体104上,并且靠近子腔体104与子腔体103进行连接的一端,第二凸出部106沿径向延伸出腔体的外周,并且相对于腔体的中心轴线对称。第二凸出部106可以是与子腔体104用于连接的结构一体成型的,也可以是单独设置的。
当腔体10放置入反应堆孔道内时,第二凸出部106的位置需要满足:第二凸出部106卡扣在反应堆孔道的上端面S上,并且子腔体104的底部刚好到达反应堆孔道的底部。由此,第二凸出部106可使得腔体10在反应堆孔道内进行初步的定位。在实际应用中,试验的测量位置即处于子腔体104段内,由此用于测量堆芯的装置也处于该位置。
可以理解的是,第一凸出部105和第二凸出部106的结构可根据使用需求设置,第一凸出部105与子腔体102可以是一体成型,也可以是分别加工,第二凸出部106与子腔体104可以是一体成型,也可以是分别加工。
在上述实施例的基础上,请参阅图2,本发明的腔体10的另一个实施例包括:
腔体在靠近第一凸出部105处沿腔体周向设有支持部107,支持部107用于将腔体与反应堆的堆顶部边缘固定。
具体的,在试验过程中,为确保腔体在反应堆孔道内稳定,可设置支持部107用于固定腔体。支持部107可沿腔体的外周环向设置,使得腔体可在环向多个方向进行固定。如图1,支持部107设在子腔体102上部靠近第一凸出部105的位置,其上设有配合固定的结构,例如可以是螺孔1071,螺孔1071贯穿支持部107和子腔体102的外壁,螺孔1071可与吊装螺钉1072进行配合。
实际应用中,可采用吊装工具抓取腔体10放置入反应堆垂直孔道中,使得第二凸出部106卡扣在反应堆孔道的上端面S上,此时腔体得到初步定位;进一步的,在试验过程中,当腔体旋转至试验需要的位置后,需要对腔体进行固定,即采用吊装螺钉1072插入螺孔1071内,然后采用钢丝绳与吊装螺钉1072连接,拉紧钢丝绳的另一端使其与反应堆顶部的边缘进行固定;当需要再次旋转腔体时,只需稍稍松开吊装螺钉,旋转后再固定即可。
通过上述对腔体进行初步定位和再定位,能够满足使腔体稳定的需求,避免对腔体内的测量装置进行振动干扰,影响测量精度。
请参阅图3,本发明的支架20的一个实施例包括:
支架20包括主体部201,用于固定装置;主体部的上方设有提升部202,用于配合吊装工具进行支架的吊装;以及主体部的下方设有调节部203,用于调节主体部的高度,以及支撑主体部。
具体的,主体部201可用来承托测量装置,使装置稳定;同时的,为了使支架便于进行吊装进入腔体,主体部201上方设有提升部202,吊装时,采用吊装工具抓取提升部202进行操作。
通常情况下,支架的高度需要满足处于试验反应堆堆芯活性区域的范围内,以便于装置获取理想的测量参数。为了使支架的高度可调,或者可以说,使装置的位置沿支架在轴向上可调,在主体部201下方设有调节部203,该调节部203的作用表现为:使得主体部201的高度相对于堆芯活性区位置可调;以及,对主体部201上方进行支撑使其在腔体内稳定。
进一步的,可采用分段加工工艺分别制作主体部201和调节部203,使用时将两者进行连接。采用这种手段,不仅可以根据不同的试验要求来加工调节部203的尺寸,使其满足对主体部201进行不同高度的调节,还可针对各段结构的使用情况进行独立维护、更换等,节约环保。主体部201和调节部203之间可采用诸如螺纹连接,如图1,主体部201下端设有一段螺纹结构204,用于与调节部203进行连接。螺纹结构204例如可以具有外螺纹,由此,调节部203用于连接的一端配合设有内螺纹。当然,连接方式不限于螺纹连接。
进一步的,当进行支架吊装时,可采用多种方式实现:例如,在提升部202上设置开孔,用以栓接吊装绳(可弯曲,为软质地),采用吊装工具拉动吊装绳将支架20从腔体10的开口101的一端放入腔体内;或者,采用硬质地的连接管与支架上部进行螺纹连接,吊装时抓住连接管使支架移动。无论采用何种方式,首次吊装完,都能够使支架在腔体内具有一初始位置,该初始位置能够满足测量装置处于堆芯的活性区域;在试验过程中,通过多次旋转腔体,来改变装置相对于堆芯在径向上的位置,以便于装置对堆芯沿径向的各个角度进行测量。
可以理解的是,支架的材质诸如可选择铝材质,连接管也可以采用铝。
在上述实施例的基础上,请参阅图3,本发明的支架20的另一个实施例包括:
主体部201和调节部203为圆柱形,调节部203的圆周直径大于所述主体部201的圆周直径;并且主体部201和调节部203的圆周直径均小于腔体10的内径。
具体的,为了与腔体10的形状更适应,将支架20的主体结构形状设置为圆柱形。其中,主体部201和调节部203均为圆柱形,但两者的尺寸不同。当调节部203的圆周直径大于主体部201的圆周直径时,显然的,处于下方位置的结构在横向尺寸上更加宽裕,从而对上方较窄的结构实现更稳固的支撑。
在上述实施例的基础上,请参阅图3,本发明的支架20的另一个实施例包括:主体部201的圆柱形外壁上开设有凹槽2011,凹槽用于放置装置。
通常情况下,用于测量堆芯的装置都连接有电缆线等,用于向堆芯外部传输测量数据,为了使装置和电缆线在支架的主体部201上实现有效的排布和固定,可在主体部201的外壁上开设凹槽2011,将装置和电缆线放置入凹槽2011中,再使用连接线等结构对装置固定,可确保装置不从凹槽2011中脱离。
在支架上设置凹槽,便于安装装置,同时可避免装置占用过大的空间,使得整体结构更加紧凑。
可以理解的是,凹槽的形状和尺寸可根据所用容纳的装置的形状和尺寸设置,其数量也可设置为多个,以提高其实用性。凹槽的分布可根据装置所需满足的试验位置来设置。
在上述实施例的基础上,请参阅图3,本发明的支架20的另一个实施例包括:凹槽2011沿圆柱形的轴向延伸。
具体的,当测量装置需要沿支架轴向排布时,将凹槽2011设置为沿主体部201的轴向延伸。即凹槽2011的分布方向与装置的排布方向相匹配。凹槽2011沿轴向的长度可根据装置的长度/高度设置。
在上述实施例的基础上,请参阅图3,本发明的支架20的另一个实施例包括:多个凹槽2011等间距分布于圆周上。
为了在同一试验中进行多个装置同时测量,将凹槽2011的数量设置为多个。如图3(a),多个凹槽2011等间距分布于主体部201的外壁圆周上,有利于多个装置形成均匀的分配,便于同时获取多个测量结果,从而对堆芯参数的实时变化以及测量结果的稳定性进行考察。
在上述实施例的基础上,请参阅图3,本发明的支架20的另一个实施例包括:
调节部203的高度设置成:当支架20放置入腔体10内并且腔体位于反应堆孔道内时,装置的灵敏区处在反应堆的堆芯活性区位置。
本发明的组件,不仅用于承载对堆芯参数进行测量的装置,还便于对装置在反应堆孔道内的位置进行调节。具体可进行两个方向的调节:一是通过旋转腔体使装置相对堆芯沿径向的位置发生变化,二是采用调节部对装置的相对堆芯沿轴向的位置进行调节。对于调节部,在试验之前,通常根据试验位置要求对其尺寸进行加工,使调节部的高度满足:当调节部与支架主体部连接后,固定于主体部的装置的灵敏区处在反应堆的堆芯活性区域。通过上述方式确定装置的位置,以便提高测量结果的准确性。
通过设计上述组件,该组件包括腔体和支架,为用于对堆芯参数进行测量的装置正常投入使用之前进行性能测试提供了条件,该组件结构简单、易于加工、成本低,且便于安装和拆卸,使用时将组件吊装至反应堆孔道内,使用完之后吊装出堆,可有效减少堆辐照对其结构的损坏,延长使用寿命。
组件的具体结构尺寸可根据试验装置的结构尺寸、实际使用核反应堆的使用条件、试验核反应堆的辐照环境和性能等指标来进行适度调节,以满足技术要求和实现可靠度等为准。
上述用于对堆芯参数进行测量的装置可以是自给能中子探测器。自给能中子探测器主要用于对反应堆堆芯进行中子注量率测量。核电站堆内仪表系统也大多采用自给能中子探测器对中子通量进行监测。自给能中子探测器在实际使用之前,需要进行性能测试试验,以确定其性能指标是否能够满足反应堆实际测量条件。
自给能中子探测器的直径一般为毫米量级,探头发射极长度则从厘米级到10米不等。为实现自给能中子探测器进行堆上试验,可采用上述实施例中的组件来承载自给能中子探测器。例如,采用具有凹槽分布的支架。参阅图3(a),多个凹槽2011中可分别放置多个自给能中子探测器,凹槽2011的长度需要满足探测器的发射极长度的需求。为了实现固定,将多个自给能中子探测器放置入多个凹槽2011后,采用连接线等结构绕主体部201的多个凹槽的表面缠绕,以避免自给能中子探测器从凹槽中脱落或产生角度变化影响测量。
在实际应用中,自给能中子探测器的结构通常包括发射体(中子灵敏材料)、绝缘层、收集体(外壳),三部分同轴组装成圆柱形状,发射体与信号电缆芯线连接,收集体与信号电缆外壳焊成一体;自给能中子探测器的结构一般还包括补偿芯线,用于本底补偿,可有效降低γ信号对中子信号的影响;另外,自给能中子探测器上还可设置测温热电偶,以实现对堆芯温度测量的功能。
在试验过程中,自给能中子探测器可将测量信号通过信号电缆传输至堆外的信号处理系统上,实现对堆芯参数实时监测。
上述用于对堆芯参数进行测量的装置不仅可以是自给能中子探测器,还可以是其他常见的装置。用于承载和固定装置的支架的结构可以根据装置的外形和尺寸相应设置,以满足试验的测量位置、高度等要求。
基于上述实施例的组件,本发明还提出一种测试方法,该方法用于对反应堆的堆芯参数进行测量的装置进行辐照性能测试,该方法包括:
将上述任一实施例的组件安装到试验核反应堆孔道内;
对装置进行辐照;以及
在辐照过程中,旋转腔体使装置相对于堆芯的辐照位置变化。
具体的,试验核反应堆的垂直孔道的尺寸一般为20mm至200mm不等,例如在进行自给能中子探测器性能测试时,为了得到更加均匀的中子场周向分布,在满足试验要求的前提下,可选择孔径相对窄的反应堆孔道,例如孔道直径可选择40mm至80mm。相应的,腔体10和支架20的外周尺寸要满足与孔道尺寸相适应。
安装时,可先将腔体10吊装至反应堆孔道内,然后将多个自给能中子探测器固定在支架20上,随后将支架20吊装至腔体10内,当设置好支架在腔体内的位置后,将腔体上部的支持部107与反应堆顶部的边缘进行固定。
进一步的,在试验过程中,为了测量堆芯在径向各个角度的中子分布,可周向旋转腔体10,从而带动其内部的自给能中子探测器旋转,使探测器相对堆芯的径向位置改变。旋转的角度和次数可以根据需要设置,例如每次旋转90度,旋转四次实现一圆周的测量。
进一步的,采用调节部203确保自给能中子探测器的灵敏区处在反应堆的堆芯活性区位置,有利于为探测器提供一个较稳定的中子通量场,以便对探测器的性能进行检测。试验时,将多组自给能中子探测器放置在堆芯试验测量位置,当核反应堆提升至试验要求功率和中子注量率范围时,可通过与探测器连接的信号转接电缆将测量信号实时输出至堆外的信号处理组件上。对自给能中子探测器的性能的考察例如包括信号输出是否稳定,测量精度是否满足要求等。
上述测试方法,通过旋转腔体来改变装置相对堆芯在径向上的位置,以及采用支架调节部来改变装置相对堆芯在轴向上的位置,能够更高效、准确地确定装置的测量位置,为检测装置性能提供了有利的条件,同时有利于增加测量结果的可信度。
对于本发明的实施例,还需要说明的是,在不冲突的情况下,本发明的实施例及实施例中的特征可以相互组合以得到新的实施例。
以上,仅为本发明的具体实施方式,但本发明的保护范围并不局限于此,本发明的保护范围应以权利要求的保护范围为准。

Claims (12)

1.一种组件(100),所述组件用于承载对反应堆的堆芯参数进行测量的装置,包括:
腔体(10)和支架(20);
所述腔体(10)的一端开口(101),使所述支架(20)能够通过所述开口(101)进出所述腔体(10);所述支架(20)用于承载并固定所述装置;
其中,所述腔体(10)用于使所述装置与反应堆孔道(200)内的冷却水形成隔绝;
所述腔体(10)能够在反应堆孔道内周向旋转,通过旋转所述腔体(10)使得所述装置的径向位置发生改变。
2.根据权利要求1所述的组件,其中,
所述腔体(10)由多段子腔体(102、103、104)组成,
各个子腔体之间为密封连接,使得所述腔体内部与反应堆孔道的冷却水形成隔绝。
3.根据权利要求1所述的组件,其中,
所述腔体(10)靠近开口(101)的一端沿径向设有第一凸出部(105),所述第一凸出部(105)用于配合吊装工具进行所述腔体的吊装;
在所述腔体(10)远离开口(101)的位置沿径向设有第二凸出部(106),所述第二凸出部(106)用于所述腔体与反应堆孔道的上端面进行配合。
4.根据权利要求3所述的组件,其中,
所述腔体在靠近所述第一凸出部(105)处沿所述腔体周向设有支持部(107),所述支持部(107)用于将所述腔体与反应堆的堆顶部边缘固定。
5.根据权利要求1所述的组件,其中,
所述支架(20)包括主体部(201),用于固定所述装置;
所述主体部的上方设有提升部(202),用于配合吊装工具进行支架的吊装;以及
所述主体部的下方设有调节部(203),用于调节所述主体部的高度,以及支撑所述主体部。
6.根据权利要求5所述的组件,其中,
所述主体部(201)和调节部(203)为圆柱形,所述调节部(203)的圆周直径大于所述主体部(201)的圆周直径;并且
所述主体部(201)和调节部(203)的圆周直径均小于所述腔体(10)的内径。
7.根据权利要求6所述的组件,其中,
所述主体部(201)的圆柱形外壁上开设有凹槽(2011),所述凹槽用于放置所述装置。
8.根据权利要求7所述的组件,其中,
所述凹槽(2011)沿圆柱形的轴向延伸。
9.根据权利要求7所述的组件,其中,
多个所述凹槽(2011)等间距分布于圆周上。
10.根据权利要求5所述的组件,其中,
所述调节部(203)的高度设置成:
当所述支架(20)放置入所述腔体(10)内并且所述腔体位于反应堆孔道内时,所述装置的灵敏区处在反应堆的堆芯活性区位置。
11.根据权利要求1-10任一项所述的组件,其中,
所述装置为自给能中子探测器。
12.一种测试方法,所述方法用于对反应堆的堆芯参数进行测量的装置进行辐照性能测试,所述方法包括:
将权利要求1-11任一项所述的组件安装到试验核反应堆孔道内;
对所述装置进行辐照;以及
在辐照过程中,旋转所述腔体使所述装置相对于堆芯的辐照位置变化。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111883281A (zh) * 2020-07-31 2020-11-03 中国原子能科学研究院 样品承载工具

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN203026177U (zh) * 2012-12-14 2013-06-26 中国核动力研究设计院 一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置
US20140105346A1 (en) * 2012-10-12 2014-04-17 Mitsubishi Electric Corporation Neutron detection apparatus
CN103871526A (zh) * 2012-12-14 2014-06-18 中国核动力研究设计院 一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置
CN105513656A (zh) * 2015-11-30 2016-04-20 中广核工程有限公司 一种核电厂堆芯参数监测系统和监测方法
CN205862805U (zh) * 2014-01-31 2017-01-04 “英科”科学生产联合有限公司 堆芯探测器组件
CN106531245A (zh) * 2016-11-25 2017-03-22 浙江伦特机电有限公司 核电站用堆芯仪表套管组件
CN108269634A (zh) * 2018-01-17 2018-07-10 上海核工程研究设计院有限公司 一种核电站用内含等长布置探测器的堆芯仪表套管组件
CN108591452A (zh) * 2018-05-10 2018-09-28 中国原子能科学研究院 一种密封装置

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20140105346A1 (en) * 2012-10-12 2014-04-17 Mitsubishi Electric Corporation Neutron detection apparatus
CN203026177U (zh) * 2012-12-14 2013-06-26 中国核动力研究设计院 一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置
CN103871526A (zh) * 2012-12-14 2014-06-18 中国核动力研究设计院 一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置
CN205862805U (zh) * 2014-01-31 2017-01-04 “英科”科学生产联合有限公司 堆芯探测器组件
CN105513656A (zh) * 2015-11-30 2016-04-20 中广核工程有限公司 一种核电厂堆芯参数监测系统和监测方法
CN106531245A (zh) * 2016-11-25 2017-03-22 浙江伦特机电有限公司 核电站用堆芯仪表套管组件
CN108269634A (zh) * 2018-01-17 2018-07-10 上海核工程研究设计院有限公司 一种核电站用内含等长布置探测器的堆芯仪表套管组件
CN108591452A (zh) * 2018-05-10 2018-09-28 中国原子能科学研究院 一种密封装置

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111883281A (zh) * 2020-07-31 2020-11-03 中国原子能科学研究院 样品承载工具
CN111883281B (zh) * 2020-07-31 2023-03-24 中国原子能科学研究院 样品承载工具

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