核电站用堆芯仪表套管组件的制作方法

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。

技术实现要素：

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。

4、热电偶及中子探测器与电气连接器电连接，降低环境辐射对探测器电气回路的电磁干扰，提高温度测量及中子注量率测量的准确性和可靠性。

5、热电偶紧贴套管内壁，加快热响应时间。

6、堆芯仪表接管贯穿件路径不是平直结构，是空间曲线，因此套管端部采用子弹头结构，起到导引作用，使套管易于穿过堆芯仪表接管贯穿件。

7、自给能中子探测器信号线采用无机铠装电缆，能耐受堆芯内部高温和高辐照，以免自给能中子探测器因信号线损坏而失效。

8、绝缘采用高纯度氧化铝，不易吸潮，不易老化，高温绝缘电阻高，对中子穿透影响少，能有效提高自给能中子探测器的测量精度，其本身寿命远远超出自给能中子探测器的寿命，所以对探测器的寿命没有负面影响。

9、堆芯仪表组件内先抽除空气成真空，再充入至少1个大气压的氦气，以避免成分复杂的空气参与核反应进而对测量产生干扰，并提高套管组件的稳定性，氦气导热率高传热快，亦是一种低密度且安全稳定的惰性气体。

10、液位监测热电偶由带加热器的热电偶及不带加热器的热电偶组成，采用温度开关监测压力容器内冷却剂液位的变化，可提供冷却剂的各种变化趋势的信息，尤其可提供事故工况下的冷却剂液位数据。

11、与信号线相对应，中子探测器可以同时设置一条本底信号线，以抵消信号线自身的噪声信号，提高探测器的灵敏度。

12、结构简单、坚固、体积小，能较好地适应堆内复杂环境。本实用新型可适用于核电站反应堆堆芯燃料组件冷却剂入、出口温度及压力容器顶盖下的温度测量、液位监控和堆芯中子注量率的测量，使用寿命长。

附图说明

图1为本实用新型的实施例1的整体结构示意图；

图2为图1中下部局部放大图；

图3为图1中沿B-B剖视图；

图4为本实用新型的实施例2的整体结构示意图；

图5为图4中沿A-A剖视图；

图6为液位监测热电偶与铠装热电偶钎焊示意图；

图7为本实用新型的实施例2中的铠装热电偶示意图；

图8为中子探测器示意图。

具体实施方式

下面结合附图及具体实施方式对本实用新型作进一步说明。

实施例1：

如图1至图3所示，一种核电站用堆芯仪表套管组件，包括防尘罩1、电气连接器2、后壳3、连接管4、柔性金属导管5、集管上连接管6、集管7、接头8、外壳9、铠装热电偶10、中子探测器11、延伸段12、延伸段接头13、子弹头端塞14。

铠装热电偶10和多支中子探测器11与集管7通过钎焊固定，铠装热电偶10及中子探测器11与延伸段12及延伸段接头13焊在一起。中子探测器11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11中最长一支中子探测器11长度对应整个反应堆堆芯高度，其余中子探测器11长度以最长中子探测器11长度按等间距递减或者中子探测器11长度相同，沿轴向等距分布。

集管7通过集管上连接管6与柔性金属导管5焊接，集管7另一端通过接头8与外壳9焊接连接，柔性金属导管5通过连接管4与后壳3焊接，铠装热电偶10及中子探测器11引线与电气连接器2端子焊接，后壳3与电气连接器2焊接，防尘罩1拧到后壳3上，集管7通过接头8与外壳9焊接，外壳9与子弹头端塞14焊接，在外壳9充氦气后子弹头端塞14焊接封头。

实施例2：

如图2至图8所示，实施例2与实施例1区别在于设置一支或多支铠装热电偶10，另外设置一支或多支液位监测热电偶15。液位监测热电偶15与铠装热电偶10钎焊16固定在一起(图6)

多支铠装热电偶10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，以及反应堆顶盖下等温度测点。

液位监测热电偶15由带电加热器TPIU和不带电加热器的热电偶TP组合而成，在正常工况下，带电加热器TPIU和不带电加热器的热电偶TP均处于冷却剂中，由于液体导热性能好，因此带电加热器TPIU与不带电加热器的热电偶TP间温差较小，不会产生报警信号。当压力容器内的冷却剂液位由于某种原因降低时，某个带电加热器TPIU处于气相介质中时，由于空气导热性能比液体差，因此该带电加热器TPIU的温度会急剧上升，从而与仍处于冷却剂中的热电偶温差也急剧变大，当差值大于报警阈时，就给出报警。由于带电加热器TPIU和不带电加热器的热电偶TP安装位置是固定的，因此可通过温差报警信号准确判断带电加热器TPIU处于气相热介质中时相应的冷却剂液位。在事故工况下，如主管道破裂，使冷却剂液位急剧下降，以至于处于最低位置的不带电加热器的热电偶TP也暴露在空气中，这时就给出事故工况下极限液位报警。

如图8所示，中子探测器11设置一条本底信号线17和一条相对应的信号线18，用于抵消信号线自身的噪声信号，提高探测器的灵敏度。