[实用新型]核电站用堆芯仪表套管组件

说明书

技术领域

本实用新型涉及一种堆芯核测仪表，尤其涉及一种集成热电偶及自给能中子探测器的核测仪表，适用于核电站反应堆堆芯出口温度测量及堆芯中子注量率测量。

背景技术

核电站正常运行过程中，反应堆堆芯内部高温、高压、高腐蚀及强辐射。当反应堆运行功率在额定功率的25％以上时，需要利用堆芯内部的监测系统连续监测当前的反应堆安全裕量，并相应地控制反应性。对于事故后监测堆芯出口温度的欠冷度，需要测量堆芯出口的液体温度。堆芯仪表套管组件寿命要求长达20年。为减少反应堆内部核测仪表的接口，降低复杂性进而提高可靠性，堆芯仪表套管组件内集成了热电偶及自给能中子探测器。

主要用于测量反应堆堆芯中子的轴向和径向分布，监测堆芯功率畸变，积累燃耗数据，是核电站安全可靠的启动、运行的重要测量手段。

用于核电站的SPND的主要功能是：

①连续测量和监测堆芯活性区中子注量的分布和变化，展平中子注量，为实现功率密度的最佳分布提供依据。

②积累燃料组件的燃耗深度数据，指导合理换料。

③参与反应堆保护，即参与PP2(2类预保护，禁止提棒)，PP1(1类预保护，快速降功率)和EP(事故停堆)。

④可作为计算燃料元件线功率和泡核沸腾比DNBR的依据之一。

自给能探测器是一种在射线作用下通过自身吸收中子后的核衰变产生输出电流的固体探测器。它具有结构简单、体积小、重量轻、耐腐蚀、耐高温高压、测量范围宽、不需附加电源、抗干扰能力强、运行成本低等优点

堆芯温度测量系统用于监测在正常工况和事故工况下堆芯燃料组件出口温度，以确定堆芯冷却的充分程度，该系统是保证核电站安全运行的重要监测手段之一，也是事故后监测系统(PAMS)的一部分，因此采用了冗余设计

我国核电大力发展，规模不断扩大，对于堆芯仪表套管组件的需求与日俱增，并要求提高核测仪表国产化率。堆芯仪表套管组件技术难度高，较为新颖。

核电站反应堆堆芯换料周期在12个月到18个月之间，在此期间反应堆连续不间断运行，如堆芯仪表套管破损，造成冷却剂丧失事故，核辐射物质泄漏污染会严重影响核电站运行安全和内部及周围人员安全。

实用新型内容

本实用新型所要解决的技术问题是：提供一种集成热电偶与自给能中子探测器的堆芯核测仪表，以解决现有的堆芯核测仪表接口分散、寿命较短的问题。

为解决上述技术问题，本实用新型所采用的技术方案是：一种核电站用堆芯仪表套管组件，包括铠装热电偶、集管、中子探测器，至少一支铠装热电偶和多支中子探测器通过集管钎焊固定在一起，所述中子探测器为自给能中子探测器，由发射体、收集体、绝缘体及电缆组成，多支中子探测器中最长一支中子探测器长度对应整个反应堆堆芯高度，其余中子探测器长度以最长中子探测器长度按等间距递减或者中子探测器长度相同，沿轴向等距分布。

所述集管一端通过集管上连接管与柔性金属导管焊接连接，集管另一端通过接头与外壳焊接连接，柔性金属导管通过连接管与后壳焊接连接，后壳与电气连接器焊接连接，后壳上拧有防尘罩，铠装热电偶和中子探测器引线与电气连接器端子焊接连接，外壳前端与子弹头端塞焊接连接，子弹头端塞在外壳充氦气后焊接封头。

所述核电站用堆芯仪表套管组件具有多支铠装热电偶和至少一支液位监测热电偶，所述液位监测热电偶与铠装热电偶钎焊固定在一起，多支热电偶用于监测燃料组件入口冷却剂温度测点、燃料组件燃料元件出口局部区域温度测点、燃料组件TBC出口温度测点，以及反应堆顶盖下温度测点；所述液位监测热电偶由带电加热器TPIU和不带电加热器的热电偶TP组合而成，用于监测压力容器内冷却剂液位的变化，提供冷却剂的各种变化趋势的信息以及事故工况下的冷却剂液位数据。

所述中子探测器设置一条本底信号线和一条相对应的信号线，用于抵消信号线自身的噪声信号，提高探测器的灵敏度。

本实用新型具有以下有益效果：

1、由于中子探测器为自给能探测器，不需要外加偏压电源，仅需皮安计即可读出探测器电流。

2、自给能中子探测器采用低燃耗材料，大幅提高使用寿命，自给能探测器的发射体采用热中子反应截面大的金属材料，可采用钒、铑、钴等敏感材料。

3、套管与子弹头端塞外径较小能耐受堆芯内部的高温、高压、高腐蚀及强辐射，集管与套管之间的焊缝、集管与热电偶及中子探测器的钎焊焊缝、热电偶及中子探测器确保在外壳破损后仍能耐受堆芯内部的高温、高压、高腐蚀，起到二次保护作用。