CN207503654U - 核反应堆堆芯中子及温度探测装置 - Google Patents
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Abstract
一种核反应堆堆芯中子及温度探测装置，涉及核电技术领域，所解决的是减小灵敏度偏差及提升使用寿命的技术问题。该装置包括安装在压力容器内的多支堆芯探测组件，各堆芯探测组件沿压力容器的径向均匀布设，所述堆芯探测组件包括用于监测核反应堆堆芯燃料组件出口冷却剂温度的至少一支铠装核级热电偶温度计，及用于监测核反应堆堆芯中子注量率的多支钒自给能中子探测器，并且各钒自给能中子探测器的钒发射体等长，各钒自给能中子探测器沿压力容器的轴向从下至上依次布设。本实用新型提供的装置，适用于压水堆核电站堆芯仪表系统。
Description
技术领域
本实用新型涉及核电技术，特别是涉及一种核反应堆堆芯中子及温度探测装置的技术。
背景技术
核反应堆的堆芯仪表系统包括多支堆芯中子温度探测器组件，中子温度探测器组件通过压力容器顶部插入高温、高压和强辐照的反应堆压力容器内，通过合理设计，将探测器组件中的自给能探测器沿反应堆堆芯的轴向和径向布置，在线监测堆芯三维中子注量率分布，从而实现监测堆芯三维功率分布。
堆芯仪表系统另一主要功能是为反应堆保护和监测系统以及多样化驱动系统提供堆芯出口冷却剂温度信号，正常运行期间，堆芯出口温度信号可以帮助运行人员确定当前反应堆的温度裕量以及冷却剂饱和裕量，事故工况下，堆芯出口温度用于堆芯冷却状态监测。
堆芯中子探测器通常选用自给能探测器，自给能探测器通常使用铑、钒、银或钴作为发射体材料，使用氧化铝、二氧化硅、或氧化镁作为绝缘体材料，使用不锈钢、因科镍或钛作为收集体（探测器外壳），发射体在中子作用下发射β粒子或电子，产生正比于入射中子注量率的电流信号，是一种不需要外加电源的中子探测器。
现有的堆芯中子测量探测器组件主要有两个方案：1）采用若干支发射体等长的铑自给能探测器轴向布置在仪表套管组件内，该方案由于铑自给能探测器具有燃耗寿命低的固有特性，其使用寿命较短（4年左右），其使用成本较高；2）采用若干支发射体长度等差递减的钒自给能探测器依次排布在套管组件内，该方案通过长度等差递减的钒自给能探测器输出电流做差，计算反应堆堆芯的轴向中子通量分布，但由于堆芯轴向中子通量分布不均匀，所以导致探测器燃耗不均匀，造成探测器的灵敏度偏差变大，修正难度较高，算法复杂。
发明内容
针对上述现有技术中存在的缺陷，本实用新型所要解决的技术问题是提供一种使用寿命长，且灵敏度偏差小的核反应堆堆芯中子及温度探测装置。
为了解决上述技术问题，本实用新型所提供的一种核反应堆堆芯中子及温度探测装置，包括安装在压力容器内的多支堆芯探测组件，各堆芯探测组件沿压力容器的径向均匀布设，其特征在于：
所述堆芯探测组件包括用于监测核反应堆堆芯燃料组件出口冷却剂温度的至少一支铠装核级热电偶温度计，及用于监测核反应堆堆芯中子注量率的多支钒自给能中子探测器，并且各钒自给能中子探测器的钒发射体等长，各钒自给能中子探测器沿压力容器的轴向从下至上依次布设。
进一步的，所述钒自给能探测器包括探测器外壳、矿物绝缘体、信号传输芯线和钒发射体。
进一步的，所述信号传输芯线为双绞线，信号传输芯线穿入探测器外壳内，信号传输芯线的一支芯线与钒发射体固接，另一支芯线作为补偿线与钒发射体浮空。
进一步的，所述堆芯探测组件设有一个封闭的探测套管，铠装核级热电偶温度计及各钒自给能中子探测器集成在探测套管内，探测套管从压力容器的顶部沿着导向管向下插入压力容器内腔，探测套管与压力容器的结合部通过密封件密封，构成反应堆压力容器密封边界。
本实用新型提供的核反应堆堆芯中子及温度探测装置，采用铠装热电偶温度计配合若干支钒发射体等长的钒自给能探测器的方案，并且各钒自给能中子探测器沿压力容器的轴向从下至上依次布设，使得各钒自给能中子探测器的钒发射体能覆盖核反应堆堆芯的灵敏度区域高度，其灵敏度偏差小，使用寿命长也长，可用于堆芯中子通量分布和冷却剂出口温度测量。
附图说明
图1是本实用新型实施例的核反应堆堆芯中子及温度探测装置的反应堆压力容器上的安装示意图；
图2是本实用新型实施例的核反应堆堆芯中子及温度探测装置中的堆芯探测组件的结构示意图；
图3是本实用新型实施例的核反应堆堆芯中子及温度探测装置中的钒自给能中子探测器的结构示意图。
具体实施方式
以下结合附图说明对本实用新型的实施例作进一步详细描述，但本实施例并不用于限制本实用新型，凡是采用本实用新型的相似结构及其相似变化，均应列入本实用新型的保护范围，本实用新型中的顿号均表示和的关系。
如图1所示，本实用新型实施例所提供的一种核反应堆堆芯中子及温度探测装置，包括安装在压力容器1内的多支堆芯探测组件2，各堆芯探测组件2沿压力容器的径向均匀布设；
如图2所示，所述堆芯探测组件包括用于监测核反应堆堆芯燃料组件出口冷却剂温度的至少一支K型铠装核级热电偶温度计22，及用于监测核反应堆堆芯中子注量率的多支钒自给能中子探测器21，并且各钒自给能中子探测器21的钒发射体等长，并且各钒自给能中子探测器21沿压力容器的轴向从下至上依次布设，使得各钒自给能中子探测器的钒发射体能覆盖核反应堆堆芯的灵敏度区域高度。
本实用新型实施例中，所述堆芯探测组件设有一个封闭的不锈钢探测套管，铠装核级热电偶温度计22及各钒自给能中子探测器21集成在探测套管内，探测套管从压力容器1的顶部向下插入压力容器内腔，探测套管与压力容器的结合部通过密封件密封，构成反应堆压力容器密封边界；探测套管及探测套管上的焊缝、密封件需要承受22.2MPa外部水压，铠装热电偶温度计22及各钒自给能中子探测器21在探测套管内部的集管处焊接密封，探测套管内部需承受26.8MPa水压，起到保护反应堆一回路压力边界完整性，防止带有放射性冷却剂外泄的风险。
如图3所示，本实用新型实施例中，所述钒自给能探测器包括探测器外壳210、矿物绝缘体、信号传输芯线212，及安装在探测器外壳210内的钒发射体211，所述信号传输芯线212为双绞线，信号传输芯线212穿入探测器外壳210内，信号传输芯线212的一支芯线与钒发射体211固接，另一支芯线为补偿线与钒发射体浮空，补偿线用于补偿核反应堆堆芯的中子和γ辐照在信号传输芯线212所产生的电流，同时信号传输芯线212采用双绞线可以补偿掉中子和伽马场梯度产生的信号偏差，探测器外壳210内填充有绝缘体213，将信号传输芯线212、钒发射体211与探测器外壳210隔开。
本实用新型实施例中，铠装热电偶温度计的测量上限可满足事故后堆芯温度1200℃测量，每支钒自给能探测器输出相对应的中子注量率，可测量轴向的堆芯中子注量率分布；钒自给能探测器的钒发射体51V会吸收中子产生52V，52V衰变时发射的β粒子中99%的最大能量为2.47MeV，这部分β粒子穿过钒发射体和绝缘体，到达收集体产生正比于中子注量率的β粒子的电流信号，但由于52V的半衰期为224.6s，经计算和试验验证，钒自给能探测器输出电流稳定（93%）时间为15min，所以钒自给能探测器一般适用于稳态测量，如堆芯功率分布计算。
Claims (4)
1.一种核反应堆堆芯中子及温度探测装置，包括安装在压力容器内的多支堆芯探测组件，各堆芯探测组件沿压力容器的径向均匀布设，其特征在于：
所述堆芯探测组件包括用于监测核反应堆堆芯燃料组件出口冷却剂温度的至少一支铠装核级热电偶温度计，及用于监测核反应堆堆芯中子注量率的多支钒自给能中子探测器，并且各钒自给能中子探测器的钒发射体等长，各钒自给能中子探测器沿压力容器的轴向从下至上依次布设。
2.根据权利要求1所述的核反应堆堆芯中子及温度探测装置，其特征在于：所述钒自给能探测器包括探测器外壳、矿物绝缘体、信号传输芯线和钒发射体。
3.根据权利要求2所述的核反应堆堆芯中子及温度探测装置，其特征在于：所述信号传输芯线为双绞线，信号传输芯线穿入探测器外壳内，信号传输芯线的一支芯线与钒发射体固接，另一支芯线作为补偿线与钒发射体浮空。
4.根据权利要求1所述的核反应堆堆芯中子及温度探测装置，其特征在于：所述堆芯探测组件设有一个封闭的探测套管，铠装核级热电偶温度计及各钒自给能中子探测器集成在探测套管内，探测套管从压力容器的顶部沿着导向管向下插入压力容器内腔，探测套管与压力容器的结合部通过密封件密封，构成反应堆压力容器密封边界。
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