CN203026177U - 一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置 - Google Patents

一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置 Download PDF

Info

Publication number
CN203026177U
CN203026177U CN2012206899525U CN201220689952U CN203026177U CN 203026177 U CN203026177 U CN 203026177U CN 2012206899525 U CN2012206899525 U CN 2012206899525U CN 201220689952 U CN201220689952 U CN 201220689952U CN 203026177 U CN203026177 U CN 203026177U
Authority
CN
China
Prior art keywords
reactor core
sleeve
self
fixed
neutron flux
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.)
Expired - Lifetime
Application number
CN2012206899525U
Other languages
English (en)
Inventor
杨戴博
吕渝川
何鹏
袁彬
何正熙
李文平
王华金
苟拓
刘艳阳
李高
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.)
Nuclear Power Institute of China
Original Assignee
Nuclear Power Institute of China
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 Nuclear Power Institute of China filed Critical Nuclear Power Institute of China
Priority to CN2012206899525U priority Critical patent/CN203026177U/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN203026177U publication Critical patent/CN203026177U/zh
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本实用新型涉及一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置，包括组件外壳、自给能中子探测器组、内部密封结构、接插件、端部密封塞；自给能中子探测器组固定在组件外壳内，其包括N个自给能中子探测器，N个自给能中子探测器沿组件外壳轴向自下而上均匀间隔布置；接插件密封固定在组件外壳的上端；端部密封塞密封固定在组件外壳的下端；内部密封结构密封固定在位于自给能中子探测器组上方的组件外壳的内部；N个铑自给能中子探测器的铠装电缆捆扎和固定，并沿着组件外壳轴向向上延伸，穿过内部密封结构，最终固定在接插件的针脚上。本实用新型能够快速响应堆芯中子通量的变化、实时测量堆芯中子通量和燃料组件出口温度；降低对传输电缆的设计要求。

Description

一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置
技术领域
本发明涉及核电站反应堆堆芯中子通量和温度测量领域，具体涉及一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置。
背景技术
通常在核电站反应堆堆芯会设置堆芯中子和温度测量仪表，用于测量堆芯中子通量和燃料组件出口温度，测量得到的信号用于监测堆芯三维功率分布、堆芯冷却状态等反应堆运行情况。
不同堆型的核电站设置的测量仪表类型不同。现有测量方式是，采用从顶部插入热电偶，从底部插入微型可移动裂变室的测量方式，测量燃料组件出口温度和堆芯中子通量，如秦山核电二期和岭澳核电二期均采用的是此种测量方式和相应的测量仪表。采用该测量方式和测量仪表，需要在压力容器底部开孔，设置大量的贯穿管，将增加反应堆冷却剂泄漏的风险。
随着对核电站安全性要求的不断提高以及技术进步，减小反应堆冷却剂泄漏的风险，需要将堆芯温度和中子测量的仪表置于堆芯之上，即堆芯仪表从顶部贯穿进入堆芯，不允许在主管道以下的压力容器侧壁和底部开孔。进而需要适应该结构性变化的新的中子通量和温度的探测装置。
发明内容
本发明的要解决的技术问题是提供一种可从堆顶插入堆芯、并固定在堆芯内、快速响应堆芯中子通量的变化、实时测量堆芯中子通量和燃料组件出口温度，并减少堆顶开孔数量、降低对传输电缆的设计要求的探测器。
为了解决上述技术问题，本发明的技术方案为，一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置，包括组件外壳、自给能中子探测器组、内部密封结构、接插件、端部密封塞；
所述自给能中子探测器组固定在所述组件外壳内，其包括N个自给能中子探测器，所述N个自给能中子探测器沿所述组件外壳轴向自下而上均匀间隔布置；自下而上的第i个铑自给能中子探测器的灵敏段中心距离反应堆燃料组件活性区下端面的垂直距离为
Figure BDA00002585916600021
其中i＝1，2，3，…，N，H为反应堆燃料组件活性区的轴向高度；
所述接插件密封固定在所述组件外壳的上端；所述端部密封塞密封固定在所述组件外壳的下端；
所述内部密封结构密封固定在位于所述自给能中子探测器组上方的所述组件外壳的内部；
所述N个铑自给能中子探测器的铠装电缆捆扎和固定，并沿着所述组件外壳轴向向上延伸，穿过所述内部密封结构，最终固定在所述接插件的针脚上。
还包括固定在所述组件外壳内位于所述内部密封结构上方区域冷端补偿装置，所述冷端补偿装置包括4根引线；所述4根引线分别连接到所述接插件的4个针脚上。
所述冷端补偿装置为Pt100四线制温度计。
还包括固定在所述组件外壳内位于所述内部密封结构下方区域的热电偶；所述热电偶通过热电偶延长线连接到所述接插件的针脚上。
所述端部密封塞为子弹状结构，其外表面经过抛光打磨处理。
所述组件外壳包括第一套筒和第二套筒；所述第一套筒为轴向等直径套管结构；所述第二套筒包括一个大直径套管结构、一个小直径套管结构以及衔接所述大直径套管结构和所述小直径套管结构的锥面管结构；所述小直径套管结构端紧紧套固在所述第一套筒的上端。
所述接插件下部的所述第二套筒外表面设有第一环形凹槽，在位于所述第一环形凹槽下部的第二套筒外表面设有第二环形凹槽。
所述第二套筒的小直径套筒结构作为与所述反应堆安全壳贯穿件的密封位置。
本发明的有益效果：
（1）本发明的一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置可从堆顶插入堆芯、并固定在堆芯内、快速响应堆芯中子通量的变化、实时测量堆芯中子通量和燃料组件出口温度；
（2）将用于测量中子通量的中子探测器和用于温度测量的热电偶以及用于冷端补偿的装置集成在一支探测器组件中，减少堆顶开孔数量和降低对传输电缆的设计要求；
（3）利用该探测器装置获得的信号，可以实现计算堆芯三维功率分布、燃料组件线功率密度（LPD），偏离泡核沸腾比（DNBR），监测堆芯冷却情况等功能。
附图说明
图1为本发明一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置的示意图；
图2为本发明一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置的外侧示意图；
图3为本发明一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置的安装于安全壳内的示意图。
图中：1-插接件，2-冷端补偿装置，3-内部密封结构，4-热电偶，401-热电偶延长线，5-组件外壳，501-第一套筒，502-第二套筒，503-第一环形凹槽，504-第二环形凹槽，6-自给能中子探测器组，7-端部密封塞，8-燃料组件活性区，9-压力容器，901-上封头。
具体实施方式
以下结合图1、图2和实施例对本发明做进一步描述。
核电站反应堆中设置有一种用来测量堆芯中子通量和燃料组件出口温度的堆芯中子和温度探测装置。
如图1所示本发明一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置，包括组件外壳5、自给能中子探测器组6、热电偶4、内部密封结构3、冷端补偿装置2、接插件1、端部密封塞7；
所述组件外壳5包括第一套筒501和第二套筒502；所述第一套筒501为轴向等直径套管结构；所述第二套筒502包括一个大直径套管结构、一个小直径套管结构以及衔接所述大直径套管结构和所述小直径套管结构的锥面管结构；所述小直径套管结构端紧紧套在所述第一套筒501的上端，并通过焊接固定；所述端部密封塞7为子弹头状结构，其端面焊接在所述第一套筒501的下端，对第一套筒501进行密封；端部密封塞7的外表面经过抛光打磨处理，以满足表面粗糙度的要求，降低组件插入仪表导管的摩擦。所述第一套筒501和第二套筒502采用不锈钢材料。
所述自给能中子探测器组6固定在所述第一套筒501内，其包括N个铑自给能中子探测器（SPND），所述N个铑自给能中子探测器沿所述第一套筒501的轴向自下而上均匀间隔布置；其中，N据堆芯高度和测量要求的不同而确定，一般取3～7，图1以N＝7为例。
当本发明的用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置安装于反应堆时，其自下而上的第i个铑自给能中子探测器的灵敏段轴向中心距离反应堆燃料组件活性区8下端面的垂直距离为
Figure BDA00002585916600051
其中i＝1，2，3，…，N；H为反应堆燃料组件活性区8的轴向高度；
所述内部密封结构3固定在所述第二套筒502的锥形管结构上方的大直径套管内，并与所述第二套筒502的管壁进行密封处理；所述热电偶4固定在所述第一套筒501内位于所述内部密封结构3下方的区域；所述冷端补偿装置2固定在所述第二套筒502内位于所述内部密封结构3上方的区域；所述冷端补偿装置2采用Pt100四线制温度计，其用于补偿热电偶的冷端温度。
所述接插件1包括多个针脚，该接插件1焊接在所述第二套筒502的上端。所述Pt100四线制温度计的4根引线通过线路连接到所述接插件1的针脚上。
热电偶4与热电偶延长线401的一端连接，所述热电偶延长线401的另一端穿过所述内部密封结构3与所述接插件1的1个针脚连接；
所述N个铑自给能中子探测器的铠装电缆捆扎和固定，并沿着所述第一套筒501和第二套筒502轴向向上延伸，穿过所述内部密封结构3，最终焊接在接插件1的针脚上。
本发明的用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置的外侧可以如图2所示；在位于所述接插件1下部的所述第二套筒502外表面设有第一环形凹槽503，在位于所述第一环形凹槽503下部的第二套筒502外表面设有第二环形凹槽504；所述第一环形凹槽503用于与反应堆顶部支撑装置；所述第二环形凹槽504用于与反应堆吊装工具配合；
如图3所示，本发明用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置的端部密封塞7一端穿入反应堆安全壳上封头901并进入燃料组件内的仪表管内，使每个铑自给能探测器均处于恰当的位置，从而对堆芯进行监测；所述第二套筒502的小直径套筒结构外表面作为与所述反应堆安全壳上封头901进行卡套密封的密封位置，以用实现本发明的探测装置与安全壳上封头901的密封。

Claims (8)

1.一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置，其特征在于：包括组件外壳、自给能中子探测器组、内部密封结构、接插件、端部密封塞；
所述自给能中子探测器组固定在所述组件外壳内，其包括N个自给能中子探测器，所述N个自给能中子探测器沿所述组件外壳轴向自下而上均匀间隔布置；自下而上的第i个铑自给能中子探测器的灵敏段中心距离反应堆燃料组件活性区下端面的垂直距离为其中i＝1，2，3，…，N，H为反应堆燃料组件活性区的轴向高度；
所述接插件密封固定在所述组件外壳的上端；所述端部密封塞密封固定在所述组件外壳的下端；
所述内部密封结构密封固定在位于所述自给能中子探测器组上方的所述组件外壳的内部；
所述N个铑自给能中子探测器的铠装电缆捆扎和固定，并沿着所述组件外壳轴向向上延伸，穿过所述内部密封结构，最终固定在所述接插件的针脚上。
2.按照权利要求1所述的用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置，其特征在于：还包括固定在所述组件外壳内位于所述内部密封结构上方区域冷端补偿装置，所述冷端补偿装置包括4根引线；所述4根引线分别连接到所述接插件的4个针脚上。
3.按照权利要求2所述的用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置，其特征在于：所述冷端补偿装置为Pt100四线制温度计。
4.按照权利要求2所述的用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置，其特征在于：还包括固定在所述组件外壳内位于所述内部密封结构下方区域的热电偶；所述热电偶通过热电偶延长线连接到所述接插件的针脚上。
5.按照权利要求1所述的用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置，其特征在于：所述端部密封塞为子弹状结构，其外表面经过抛光打磨处理。
6.按照权利要求1所述的用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置，其特征在于：所述组件外壳包括第一套筒和第二套筒；所述第一套筒为轴向等直径套管结构；所述第二套筒包括一个大直径套管结构、一个小直径套管结构以及衔接所述大直径套管结构和所述小直径套管结构的锥面管结构；所述小直径套管结构端紧紧套固在所述第一套筒的上端。
7.按照权利要求6所述的用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置，在位于：所述接插件下部的所述第二套筒外表面设有第一环形凹槽，在位于所述第一环形凹槽下部的第二套筒外表面设有第二环形凹槽。
8.按照权利要求6所述的用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置，在位于：所述第二套筒的小直径套筒结构作为与所述反应堆安全壳贯穿件的密封位置。
CN2012206899525U 2012-12-14 2012-12-14 一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置 Expired - Lifetime CN203026177U (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN2012206899525U CN203026177U (zh) 2012-12-14 2012-12-14 一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN2012206899525U CN203026177U (zh) 2012-12-14 2012-12-14 一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN203026177U true CN203026177U (zh) 2013-06-26

Family

ID=48650143

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN2012206899525U Expired - Lifetime CN203026177U (zh) 2012-12-14 2012-12-14 一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN203026177U (zh)

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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
CN103985422A (zh) * 2014-03-20 2014-08-13 中国核动力研究设计院 基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站
CN107767974A (zh) * 2017-11-14 2018-03-06 国核自仪系统工程有限公司 核反应堆堆芯中子及温度探测装置
CN107978379A (zh) * 2017-11-17 2018-05-01 重集团大连工程技术有限公司 分段式堆芯测量探测器保护罩装置
CN108292534A (zh) * 2015-09-18 2018-07-17 法国电力公司 用于测量物体的物理量的带
CN110764130A (zh) * 2019-11-27 2020-02-07 国核自仪系统工程有限公司 自给能中子探测器及其制造方法
CN111175808A (zh) * 2020-01-02 2020-05-19 中国原子能科学研究院 一种组件及基于该组件的测试方法
CN111477366A (zh) * 2020-02-28 2020-07-31 中广核研究院有限公司 一种反应堆堆芯测量功能一体化的探测器组件

Cited By (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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
CN103871526B (zh) * 2012-12-14 2016-12-21 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
CN103985422A (zh) * 2014-03-20 2014-08-13 中国核动力研究设计院 基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站
CN108292534A (zh) * 2015-09-18 2018-07-17 法国电力公司 用于测量物体的物理量的带
CN107767974A (zh) * 2017-11-14 2018-03-06 国核自仪系统工程有限公司 核反应堆堆芯中子及温度探测装置
CN107767974B (zh) * 2017-11-14 2024-04-16 国核自仪系统工程有限公司 核反应堆堆芯中子及温度探测装置
CN107978379A (zh) * 2017-11-17 2018-05-01 重集团大连工程技术有限公司 分段式堆芯测量探测器保护罩装置
CN107978379B (zh) * 2017-11-17 2019-11-22 一重集团大连工程技术有限公司 分段式堆芯测量探测器保护罩装置
CN110764130A (zh) * 2019-11-27 2020-02-07 国核自仪系统工程有限公司 自给能中子探测器及其制造方法
CN111175808A (zh) * 2020-01-02 2020-05-19 中国原子能科学研究院 一种组件及基于该组件的测试方法
CN111477366A (zh) * 2020-02-28 2020-07-31 中广核研究院有限公司 一种反应堆堆芯测量功能一体化的探测器组件
CN111477366B (zh) * 2020-02-28 2021-11-23 中广核研究院有限公司 一种反应堆堆芯测量功能一体化的探测器组件

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN203026177U (zh) 一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置
CN103871526A (zh) 一种用于反应堆堆芯中子通量和温度的探测装置
CN107767974B (zh) 核反应堆堆芯中子及温度探测装置
JP5729788B2 (ja) 無線炉内中性子モニタ
EP2784781B1 (en) Reactor water level measuring system
US9251920B2 (en) In-situ and external nuclear reactor severe accident temperature and water level probes
US10438708B2 (en) In-core instrument thimble assembly
KR100960228B1 (ko) 고정형 노내핵계측기
EP2661644B1 (en) Self-powered wireless in-core detector
CN103528712B (zh) 基于光纤光栅传感的煤矿井筒冻结壁温度实时监测方法
JP5980500B2 (ja) 原子炉水位計
CN109243641A (zh) 用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体
CN103594133A (zh) 模拟核反应堆堆芯熔化后堆内熔融物滞留的实验装置及方法
US20120300892A1 (en) Passive Gamma Thermometer Level Indication And Inadequate Core Monitoring System And Methods For Power Reactor Applications During A Station Electrical Blackout (SBO) Or Prolonged Station Blackout (PSBO) Event
CN111477366B (zh) 一种反应堆堆芯测量功能一体化的探测器组件
CN203070790U (zh) 定量测量压水堆核电厂一回路冷却剂泄漏率的系统
US20160055926A1 (en) Multi-thermocouple in-core instrument assembly and system and method for monitoring internal state of nuclear reactor after severe accident using the same
CN103106935A (zh) 用于侦测同轴管之间的环形间隔件位置的装置和方法
JP2014530364A (ja) プール水位指示システム
CN103994837B (zh) 可高低温测量的多点温度传感器
CN111326269A (zh) 一种基于自给能探测器及热电偶的堆芯测量传感器
CN105247620A (zh) 用于堆芯监测和保护的混合反应堆堆芯内探测器组件
CN207489489U (zh) 中央芯体监控装置组件
CN106768159B (zh) 一种核电站反应堆堆芯液位探测器
CN105247619A (zh) 用于堆芯监视和保护的聚合反应堆堆芯内探测器组件

Legal Events

Date Code Title Description
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant