一种基于热声效应的核反应堆非能动测温装置，它涉及一种核反应堆非能动测温装置。本发明专利技术为了解决堆芯温度中目前仅测量冷却剂温度，热电偶等仪表用于燃料棒温度测量时存在工程难度，导致核反应堆正常运行时燃料棒温度无法直接测量，以及由于热电偶等是不具有完全意义的非能动特性的测量元件，这类测量装置在极端及缺电时可能会失效从而可靠性不高，不利于事故下燃料棒温度的直接监测的问题。本发明专利技术热声管的上部为热端部，热声管的下部为冷端部，冷端封口密封安装在热声管的冷端部，热声管的热端部内壁上开设承装槽，板叠无缝隙固定在承装槽内，热声管的热端部与核燃料棒之间通过固定件连接。本发明专利技术用于核反应堆核燃料棒测温。
【技术实现步骤摘要】
本专利技术涉及一种核反应堆非能动测温装置，具体涉及一种基于热声效应的核反应 堆非能动测温装置。
技术介绍
在全球能源领域中，核反应堆的发展意义重大，它不仅能量密度高，对环境的破坏 也相对较小。虽然核反应堆有着无与伦比的优势，但是任何事都有两面性，凡是有利就有 弊，一旦核反应堆出现事故，破坏也将是巨大的，在145年日本福岛核事故后，核电站附近 的城镇因为核辐射污染缘故人走城空，在未来几十年里都将影响着周围环境以及人们的生 命安全。 在事后对此次事故的全面分析中发现，随着海啸淹没了应急柴油发电机、电气开 关、直流电源等，反应堆和安全壳的监测仪表均出现失效情况。虽然这一点并不是造成该事 故严重后果的决定因素，但使得工作人员难以获得足够的重要信息，影响了对事故演变的 判断及对应措施的实施，进而导致了后续救援工作难以展开，从而导致了一些不必要的损 失。 事故产生后，因为海啸冲击导致现用电源及备用电源损坏，核反应堆中需要用电 的设备均失去反应，紧急救援人员无法得到核反应堆内部情况，从而错失良机。 核事故在历史上已发生多次了，维护核安全意义深远。在1379年3月28日凌晨4 时位于美国宾夕法尼亚州三里岛核电站发生了美国历史上最严重外核事故，因此人们在此 之后对核电厂的设计中就已经进行了改进，增加了堆芯温度等一系列监测仪表。福岛核事 故中，大家最关注的是堆芯温度，特别是燃料棒温度，最不了解的也是堆芯温度，这一方面 是因为Mark-I型反应堆没有设置堆芯温度测点，但另一方面说明了事故工况下堆芯温度 监测的必要性。历史上这两次大事故都证明了堆芯温度属于事故工况下核电站最重要的安 全相关监测点。 堆芯温度中目前仅测量冷却剂温度，正常运行时燃料棒温度可通过间接计算得 到。之所以不直接测量燃料棒温度，主要原因在于存在较大的工程难度，且正常运行时不太 关注。但在事故状态下，特别是堆芯裸露后，燃料棒温度就成为至关重要的指标，并且无法 间接得到，所以燃料棒温度的直接测量对于事故下监测具有非常重要的意义。 目前核反应堆堆芯温度测量仪表基本采用铠装热电偶贯穿反应堆压力容器的形 式。例如AP1000、LOVIISA、KWU、VVER-1000等压水堆，热电偶贯穿压力容器后放置到燃料 组件出口位置处，测量堆芯出口冷却剂温度。 但是热电偶等仪表用于燃料棒温度测量的工程难度在于：1、需要通过燃料棒内部 或包壳外表面进行温度测量，而不能通过顶部和底部端塞；2、燃料棒作为第一道辐射防护 屏障，且内部压力很高，特别是装料后期，所以不允许向内部贯穿仪表进行测量；3、热电偶 进RPV后包有防护套管，尺寸较大（因为热电偶和线缆长度很长，在RPV内就达到数米），如 果把带套管热电偶放到燃料棒之间贴合包壳外表面进行测量，会对冷却剂流动形成阻塞， 且显著恶化燃料元件换热性能。 综上所述，堆芯温度中目前仅测量冷却剂温度，热电偶等仪表用于燃料棒温度测 量时存在工程难度，导致核反应堆正常运行时燃料棒温度无法直接测量，不利于事故下燃 料棒温度的直接监测。
技术实现思路
本专利技术的目的是为了解决堆芯温度中目前仅测量冷却剂温度，热电偶等仪表用于 燃料棒温度测量时存在工程难度，由于热电偶等是不具有完全意义的非能动特性的测量元 件，这类测量装置在极端及缺电时可能会失效从而可靠性不高，导致核反应堆正常运行时 燃料棒温度无法直接测量，不利于事故下燃料棒温度的直接监测的问题。进而提供一种基 于热声效应的核反应堆非能动测温装置。 本专利技术的技术方案是：一种基于热声效应的核反应堆非能动测温装置核反应堆非 能动测温装置包括热声管、冷端封口、板叠和固定件，热声管的上部为热端部，热声管的下 部为冷端部，冷端封口密封安装在热声管的冷端部，热声管的热端部内壁上开设承装槽，板 叠无缝隙固定在承装槽内，板叠在竖直方向上均布开设有多个通孔，热声管的热端部与核 燃料棒之间通过固定件连接。 本专利技术与现有技术相比具有以下效果： 本专利技术利用热声学原理即：在热声测温装置内部的板叠热端上，受到核燃料棒的 热能供给，使冷热端温差不断变大，当温差达到一定值时（300K)热声测温装置内的气流会 通过板叠产生震荡，因为在管内，气体震荡频率与温度有关，故而经过模拟发现，气体震荡 产生的（半）波长维持在一个小范围内变动（210mm-220mm)因此当热声测温装置总长为半 波长时，管内的声波为驻波。驻波通过堆内介质传到钢壳7处被测声仪器接收，因为不同 的热端温度产生的声波频率不同，热端温度越高，管内气体震荡频率越大，根据测量的频率 温度振幅等关系图通过电脑分析处理即可得到需要的测量参数，从而判断出堆内燃料棒状 态，如裂纹形成的程度和放射性产物所占的比重。由于无需电源、电路和信号线缆，能够把 仪表整合到燃料棒顶部或底部端塞空隙中，并通过无线方式传输信号，相比传统仪表极大 地降低了工程难度，提供了燃料棒温度直接测量的可行方案。 具体体现在：本专利技术利用堆内热源条件，把温度信息转换为声波信号，如图8所 示， 横坐标是声波震荡频率，纵坐标是热端温度。在热端温度在600K-1000K之间变 化时，都有确定的声波频率与之对应，由于理想气体的声速和绝对温度具有一一对应关系 (见公式a)，而声速和热声振荡频率也一一对应（见公式b)，所以声波振荡频率与空腔内气 体温度对应（见公式c)。公式中，R为气体常数，M为平均分子质量。由于空腔内气体（指 的是整个管子内的气体）具有温度梯度，因此此处气体温度为其等效温度。【主权项】1. 一种基于热声效应的核反应堆非能动测温装置，其特征在于：所述核反应堆非能动 测温装置包括热声管（1)、冷端封口（2)、板叠（3)和固定件（4)，热声管（1)的上部为热端 部，热声管（1)的下部为冷端部，冷端封口（2)密封安装在热声管（1)的冷端部，热声管（1) 的热端部内壁上开设承装槽（1-1)，板叠（3)无缝隙固定在承装槽（1-1)内，板叠（3)在竖 直方向上均布开设有多个通孔（3-1)，热声管（1)的热端部与核燃料棒（5)之间通过固定件 (4)连接。2. 根据权利要求1所述的一种基于热声效应的核反应堆非能动测温装置，其特征在 于：所述冷端封口（2)为"凸"字形封口。3. 根据权利要求2所述的一种基于热声效应的核反应堆非能动测温装置，其特征在 于：冷端封口（2)为不锈钢封口。4. 根据权利要求3所述的一种基于热声效应的核反应堆非能动测温装置，其特征在 于：槽体（4-1)的槽底厚度为0? 8mm-l. 2_。5. 根据权利要求1或4所述的一种基于热声效应的核反应堆非能动测温装置，其特征 在于：固定件（4)为陶瓷固定件。6. 根据权利要求5所述的一种基于热声效应的核反应堆非能动测温装置，其特征在 于：板叠（3)由蜂窝陶瓷制成。7. 根据权利要求1或6所述的一种基于热声效应的核反应堆非能动测温装置，其特征 在于：热声管（1)由不锈钢制成。8. 根据权利要求1所述的一种基于热声效应的核反应堆非能动测温装置，其特征在 于：固定件⑷包括槽体（4-1)和倒L形外沿（4-2)，倒L形外沿（4-2)固定安装在槽体 (4-1)的上端并制成一体，热声管（1)的热端部固定插装在倒L形外沿（4-2)的竖直端与槽 体（4-1)的外侧壁本文档来自技高网...
【技术保护点】
一种基于热声效应的核反应堆非能动测温装置，其特征在于：所述核反应堆非能动测温装置包括热声管(1)、冷端封口(2)、板叠(3)和固定件(4)，热声管(1)的上部为热端部，热声管(1)的下部为冷端部，冷端封口(2)密封安装在热声管(1)的冷端部，热声管(1)的热端部内壁上开设承装槽(1‑1)，板叠(3)无缝隙固定在承装槽(1‑1)内，板叠(3)在竖直方向上均布开设有多个通孔(3‑1)，热声管(1)的热端部与核燃料棒(5)之间通过固定件(4)连接。
【技术特征摘要】
【专利技术属性】
技术研发人员：刘辉，徐峻楠，黎永耀，李楚奇，刘小晗，孟颖超，于达仁，
申请(专利权)人：哈尔滨工业大学，
类型：发明
国别省市：黑龙江;23
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