安全壳内堆芯外检测器系统技术方案

用于放大核电站的安全壳建筑物内、来自堆芯外核仪器系统的低水平信号的装置。该系统采用真空微电子器件取代传统的前置放大器组件，以将前置放大器组件更靠近且在堆芯外检测器输出附近定位。

Containment core detector system

A device for amplifying low-level signals from the nuclear instrumentation system outside the nuclear power plant containment building. The vacuum microelectronic devices are used to replace the traditional preamplifier components in order to locate the preamplifier components closer to and near the output of the detector outside the reactor core.

【技术实现步骤摘要】
【国外来华专利技术】安全壳内堆芯外检测器系统背景1.
本专利技术一般涉及采用堆芯外检测器的核反应堆系统，更具体地，涉及这种采用安全壳内堆芯外检测器低噪声放大器系统的核反应堆系统。2.
技术介绍
在压水反应堆发电系统中，通过支撑在堆芯内的多个燃料棒中发生的裂变链反应在压力容器的堆芯内产生热量。燃料棒在燃料组件内保持间隔关系，其中棒之间的空间形成冷却剂通道，硼酸化水流过该冷却剂通道。冷却水内的氢缓和从燃料内的浓缩铀发射的中子，以增加核反应的数量，从而提高该过程的效率。控制棒导向套管散布在燃料组件内以取代燃料棒位置，并用于导向控制棒，控制棒可操作以插入堆芯中或从堆芯中取出。当插入时，控制棒吸收中子，从而减少核反应的数量和堆芯内产生的热量。冷却剂通过组件流出反应堆到蒸汽发生器的管侧，其中热量以较低的压力传递到蒸汽发生器的壳侧中的水，这导致产生用于驱动涡轮机的蒸汽。离开蒸汽发生器的管侧的冷却剂由主冷却剂泵以闭环循环驱动回反应堆以更新过程。核反应堆的功率水平通常分为三个范围：源或启动范围、中间范围和功率范围。连续监测反应堆的功率水平以确保安全操作。这种监测通常借助于放置在反应堆堆芯外部和内部以用于测量反应堆的中子通量的中子检测器进行。由于反应堆中任何一点处的中子通量与裂变率成比例，因此中子通量也与功率水平成比例。裂变和电离室已用于测量反应堆的源范围、中间范围和功率范围内的通量。典型的裂变和电离室能够在所有正常功率水平下操作。然而，它们通常不够灵敏到精确地检测源范围内发射的低水平中子通量。因此，当反应堆的功率水平处于源范围内时，通常使用单独的低水平源范围检测器来监测中子通量。当处于适当能级的自由中子撞击包含在燃料棒内的可裂变材料的原子时，堆芯内的裂变反应发生。该反应导致释放从反应堆冷却剂中的堆芯中提取的大量热能，并释放可用于产生更多裂变反应的额外自由中子。这些释放的中子中的一些逃逸堆芯或被中子吸收剂(例如控制棒)吸收，因此不会引起额外的裂变反应。通过控制堆芯中存在的中子吸收剂材料的量，可以控制裂变的速率。在可裂变材料中总是发生随机裂变反应，但是当堆芯被关闭时，释放的中子以如此高的速率被吸收，从而不会发生持续的一系列反应。通过减少中子吸收材料直到给定代中的中子数等于前一代中的中子数，该过程变为自持连锁反应，并且反应堆被认为是“临界的”。当反应堆处于临界时，中子通量比反应堆关闭时高大约6个数量级。图1示出了核电发电站10的初级侧，其中核蒸汽供应系统12供应蒸汽以驱动涡轮发电机(未示出)产生电力。核蒸汽供应系统12具有压水反应堆14，其包括容纳在压力容器18内的反应堆堆芯16。反应堆堆芯16内的裂变反应产生热量，其被穿过堆芯的反应堆冷却剂(如水)吸收。加热的冷却剂通过热支管管道20循环到蒸汽发生器22。反应堆冷却剂经由反应堆冷却剂泵24通过冷支管冷却剂管道26从蒸汽发生器22返回到反应堆14。通常，压水反应堆具有至少两个、通常是三个或四个蒸汽发生器22，每个蒸汽发生器22通过与冷支管26和反应堆冷却剂泵24一起形成主回路的单独的热支管20供应加热的冷却剂。每个主回路向涡轮发电机供应蒸汽。图1中示出了两个这样的循环。返回到反应堆14的冷却剂向下流过环形降液管，然后向上流过堆芯16。堆芯的反应性，以及因此反应堆14的功率输出由控制棒在短期内控制，所述控制棒可以选择性地插入堆芯。通过控制中子减速剂(诸如溶解在冷却剂中的硼)的浓度来调节长期反应性。当冷却剂循环通过整个堆芯时，硼浓度的调节均匀地影响整个堆芯的反应性。另一方面，控制棒影响局部反应性并因此导致堆芯16内的轴向和径向功率分布的不对称。堆芯16内的状况由多个不同的传感器系统监测。这些包括堆芯外检测器系统28，其测量从反应堆容器18逃逸的中子通量。堆芯外核仪器系统28连续监测反应堆的状态并向控制室提供系统状态。如前所述，存在三种类型的堆芯外检测器；源范围检测器、中间范围检测器和功率范围检测器。中间范围前放大器组件是在中间范围检测器和核仪器系统信号处理组件(NISPA)之间接口的关键组件。该系统的目的是测量从堆芯漏出的中子辐射，以确定反应堆过功率保护和事故后监测的功率水平。中间范围检测器测量从近停机状况到200％功率的功率水平。检测器具有将检测器连接到接线盒的集成矿物绝缘线缆，所述矿物绝缘线缆在接线盒处转换为四轴-铜线缆。图2示出了堆芯外中间范围核仪器系统的高级电路图。中间范围检测器30恰好位于反应堆容器18的外部，与反应堆堆芯16对齐。检测器30的输出通过矿物绝缘线缆40供给到接线盒32。矿物绝缘线缆40通过接线盒32转换为四轴-铜线缆42。四轴-铜线缆通过反应堆安全壳34中的穿透部连接到核仪器系统中间范围前置放大器辅助面板36，其包含中间范围前置放大器44。中间范围前置放大器44位于安全壳外部并放大检测器输出，该检测器输出然后被供给到核仪器信号处理中心46内的光纤调制解调器48和核仪器信号接口38。用于中间范围和功率范围的堆芯外检测器需要承受冷却剂事故损失(LOCA)状况，其中连接器和线缆暴露于200摄氏度的升高温度和高达36MRad的伽马辐射。已经表明电流检测器线缆、现场线缆和连接器设计非常易于受这些环境条件影响。一种可能的解决方案是在浸水区(floodzone)外部重新定位至少两个接线盒。这种重新定位呈现出多个问题，诸如增加的线缆损耗、需要额外的接线盒和额外的装备资质程序以及大量的额外成本。因此，需要一种能够承受恶劣环境同时保持或超过当前系统的功能的解决方案。本专利技术的一个目的是提供这样的解决方案。
技术实现思路
这些和其他目的在如下核反应堆系统中实现，该核反应堆系统包括容纳其中发生裂变反应的核堆芯的核反应堆容器，用于监测核反应堆容器内的裂变反应的核仪器系统，其中核仪器系统的至少部分位于辐射屏蔽的安全壳内。该核仪器系统包括核检测器，该核检测器响应于核堆芯内的裂变反应的数量来提供裂变反应的数量的指示的电输出。检测器线缆在一端连接到核检测器的电输出信号，其中检测器线缆在核检测器的电信号输出和安全壳内的终止位置之间延伸。真空微电子器件低噪声放大器位于安全壳内的终止位置处，并具有连接到检测器线缆的真空微电子器件输入，用于接收核检测器的电输出。真空微电子器件可操作以放大核检测器的电输出，以提供核检测器放大输出信号。现场线缆在其输入位置处连接到真空微电子器件低噪声放大器的输出，其中现场线缆从输入位置通过安全壳中的穿透部延伸到安全壳外部的处理位置处的现场线缆输出。核仪器系统信号处理组件位于安全壳外部的处理位置处并连接在现场线缆输出并且可操作以接收核检测器放大输出信号并根据该核检测器放大输出信号确定堆芯内发射的中子辐射的水平，以确定核反应堆系统的功率水平。在一个实施例中，核检测器是中间范围核检测器，并且理想地，检测器线缆是集成矿物绝缘线缆。理想地，真空微电子器件取代了传统的堆芯外核仪器系统中的中间范围前置放大器。优选地，真空微电子器件还取代了传统的堆芯外核仪器系统中的核检测器和中间范围前置放大器之间的接线盒。理想地，真空微电子器件位于安全壳内，相对靠近核检测器。在一个实施例中，核反应堆容器支撑在反应堆腔内，并且真空微电子器件支撑在反应堆腔壁的任一侧附近。在一个这样的实施例中，现场线缆是四轴-铜线缆。本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种核反应堆系统(10)，包括容纳其中发生裂变反应的核堆芯(16)的核反应堆容器(18)和用于监测裂变反应的核仪器系统(28)，其中核反应堆容器和核仪器系统的至少部分位于辐射屏蔽的安全壳(34)内，所述核仪器系统(28)包括：核检测器(30)，响应于核堆芯(16)内的裂变反应的数量来提供指示裂变反应的数量的电输出；检测器线缆(40)，其在一端连接到核检测器(30)的电输出，其中检测器线缆在核检测器的电输出和安全壳内的终止位置之间延伸；真空微电子器件低噪声放大器(52)，位于安全壳内的终止位置处，并具有连接到检测器线缆(40)的真空微电子器件输入端(54)，用于接收核检测器(30)的电输出并且可操作以放大核检测器的电输出，以提供核检测器放大输出信号(60，66，68)；现场线缆(42)，其在现场线缆的输入位置处连接到真空微电子器件低噪声放大器(52)的输出端，其中现场线缆从输入位置穿过安全壳(34)中的穿透部延伸到安全壳外部的处理位置(46)处的现场线缆输出端；以及核仪器系统信号处理组件(46)，位于安全壳外部的处理位置处并连接在现场线缆输出端并且可操作以接收核检测器放大输出信号并根据该核检测器放大输出信号测量堆芯(16)内发射的中子辐射，以确定核反应堆系统(10)的功率水平。...

【技术特征摘要】
【国外来华专利技术】2016.01.15 US 14/996,6671.一种核反应堆系统(10)，包括容纳其中发生裂变反应的核堆芯(16)的核反应堆容器(18)和用于监测裂变反应的核仪器系统(28)，其中核反应堆容器和核仪器系统的至少部分位于辐射屏蔽的安全壳(34)内，所述核仪器系统(28)包括：核检测器(30)，响应于核堆芯(16)内的裂变反应的数量来提供指示裂变反应的数量的电输出；检测器线缆(40)，其在一端连接到核检测器(30)的电输出，其中检测器线缆在核检测器的电输出和安全壳内的终止位置之间延伸；真空微电子器件低噪声放大器(52)，位于安全壳内的终止位置处，并具有连接到检测器线缆(40)的真空微电子器件输入端(54)，用于接收核检测器(30)的电输出并且可操作以放大核检测器的电输出，以提供核检测器放大输出信号(60，66，68)；现场线缆(42)，其在现场线缆的输入位置处连接到真空微电子器件低噪声放大器(52)的输出端，其中现场线缆从输入位置穿过安全壳(34)中的穿透部延伸到安全壳外部的处理位置(46)处的现场线缆输出端；以及核仪器系统信号处理组件(46)，位于安全壳外部的处理位置处并连接在现场线缆输出端并且可操作以接收核检测器放大输出信号并根据该核检测器放大输出信号测量堆芯(16)内发射的中子辐射，以确定核反应堆系统(10)的功率水平。2.如权利要求1所述的核反应堆系统(10)，其中检测器线缆(40)的至少部分是集成的矿物绝缘线缆。3.如权利要求1所述的核反应堆系统(10)，其中核检测器(30)是中程核检测器。4.如权利要求3所述的核反应堆系统(10)，其中真空微电子器件(52)取代传统的堆...

【专利技术属性】
技术研发人员：M·A·詹姆斯，J·V·卡瓦哈尔，M·D·海贝尔，N·G·阿利亚，R·W·弗拉曼，D·M·苏梅戈，M·M·瓦尔特，
申请(专利权)人：西屋电气有限责任公司，
类型：发明
国别省市：美国,US