堆芯内仪器堆芯性能验证方法技术

一种次临界物理试验程序利用钒自供电堆芯内检测仪器套管组件来提供用于确认堆芯是否如设计那样工作的实际测得的功率分布。综合从堆芯内探测器元件接收的信号，直到部分不确定性小于规定水平为止。然后针对给定的棒位或温差，将测得的功率分布与预测的功率分布进行比较。如果测得的功率分布在预测的功率分布的规定容限内，则预计堆芯如预测那样运行。

【技术实现步骤摘要】
【国外来华专利技术】
本专利技术总地涉及轻水堆的次临界物理试验，更具体地涉及当启动时压水堆的物理试验。
技术介绍
核反应堆发电系统的一次侧用加压水冷却，并由隔离的密闭回路组成，该密闭回路与二次侧存在热交换关系，以用于生成有效能。反应堆容器的一次侧包括堆芯内部结构、 热交换蒸汽发生器内的主回路、稳压器的内部容积、用于使加压水循环的泵和管道以及将蒸汽发生器和泵中的每个与反应堆容器独立连接的管道，所述堆芯内部结构支承多个包含裂变物质的燃料组件。一次侧的每个部分由蒸汽发生器、泵和与容器连接的管道系统组成， 以形成一次侧的环路。为了举例说明的目的，图1显示简化的核反应堆一次系统，该系统包括大体圆柱形的压力容器10，压力容器10具有密封核堆芯14的顶盖12。诸如水的液态反应堆冷却剂被泵16泵入到容器10中遍布到堆芯14中，在堆芯14中，热能被吸收，并被排放到通常被称为蒸汽发生器的热交换器18，在热交换器18中，热被传送到利用回路(未显示)，诸如蒸汽驱动的涡轮发电机。反应堆冷却剂返回到泵16，完成一次环路。通常，多个上述环路通过反应堆冷却剂管道系统20与单个反应堆容器10连接。图2中更详细地显示示例性反应堆设计。除了由多个平行的、垂直的、共同延伸的燃料组件22组成的堆芯14之外，为了本说明书的目的，其它容器内部结构可分为堆芯内下部构件M和堆芯内上部构件26。在常规设计中，堆芯内下部构件用于支承、对齐和引导堆芯部件和检测仪器(instrumentation)以及指引容器内的流动。堆芯内上部构件限制燃料组件22(在该图中为了简化仅显示两个燃料组件)或者提供用于燃料组件22的二次限制器，并支承和引导检测仪器和部件，诸如控制棒观。在图2中所示的示例性反应堆中，冷却剂通过一个或多个进口管嘴30进入反应堆容器10，向下流过所述容器与堆芯吊篮32之间的环形空间，在下腔室34中转180度，向上通过下支承板37和在其上安装燃料组件22的下堆芯板36，并通过组件周围。燃料组件受堆芯内上部构件限制，所述堆芯内上部构件包括圆形上堆芯板40。退出堆芯14的冷却剂沿着上堆芯板40的下侧流动，并向上流过多个穿孔42。冷却剂然后向上径向地流到一个或多个出口管嘴44。堆芯内上部构件沈可由容器或容器封头支承，并包括上支承组件46。负荷主要通过多个支承柱48在上支承组件46与上堆芯板40之间传送。支承柱在所选燃料组件22和上堆芯板40中的穿孔42上方对齐。可直线移动的控制棒28通常包括中子毒物棒的驱动轴50和星形架52，控制棒导向管M引导所述中子毒物棒通过堆芯内上部构件沈并进入到对齐的燃料组件22中。导向管连接在上支承组件46与上堆芯板40之间。图3是整体用指代字符22指定的燃料组件的以垂直缩短的形式表示的正视图。燃料组件22是压水堆中所使用的类型，具有在其下端包括底部管嘴58的结构骨架。底部管3嘴58支承在核反应堆的堆芯区域中的、在下堆芯支承板60上的燃料组件22 (图3中显示的下堆芯支承板60在图2中用指代字符36表示)。除了底部管嘴58之外，燃料组件22的结构骨架还包括在其上端的顶部管嘴62和一些导向管或套管84，这些导向管或套管84在底部管嘴58与顶部管嘴62之间纵向延伸，并在相对端刚性附连到底部管嘴58和顶部管嘴 62。燃料组件22还包括多个横向格架64和细长燃料棒66的有组织阵列，横向格架64 沿着导向套管84(也被称为导向管)轴线间隔并安装到导向套管84，细长燃料棒66横向间隔并由格架64支承。虽然在图3中看不见，但是格架64通常由按蛋篓型图案交错的正交条带形成，四个条带的相邻界面限定大体正方形的支承单元格，燃料棒66通过这些支承单元格以彼此横向间隔的关系被支承。在许多常规设计中，翘曲和凹痕被压印到形成支承单元格的条带的相对壁中。翘曲和凹痕径向延伸到支承格中，并将燃料棒固定在它们之间；在燃料棒包壳上施加压力以将棒保持就位。此外，组件22具有位于其中心的检测仪器管68， 检测仪器管68在底部管嘴58与顶部管嘴62之间延伸，并安装到底部管嘴58和顶部管嘴 62，或者穿过底部管嘴58和顶部管嘴62。图3中示出了前者。每个燃料棒66包括多个核燃料芯块70，并在其相对端被上端塞72和下端塞74封闭。设置在上端塞72与芯块堆的顶部之间的腔室翘曲76使芯块70保持成一堆。由裂变物质构成的燃料芯块70负责产生反应堆的反应能。围绕芯块的包壳用作防止裂变副产物进入冷却剂并进一步污染反应堆系统的屏障。为了控制裂变过程，一些控制棒78在位于燃料组件22中的预定位置处的导向套管84中可往复移动。具体地讲，位于顶部管嘴62上方的棒束控制机构80支承控制棒78。 控制机构具有内螺纹轮毂构件82，其具有多个径向延伸的锚爪或臂部52。每个臂部52与控制棒78互连，以使得控制机构80可操作为在导向套管84上垂直移动控制棒，从而在与控制棒轮毂82耦接的控制棒驱动轴50的电动机功率下控制燃料组件22中的裂变过程，所有这些操作均为公知方式。在这样的压水堆发电系统中，通过在堆芯内支承的多个燃料棒中发生的裂变链式反应在压力容器的堆芯中产生热量。如前所述，燃料棒在燃料组件内保持间隔关系，并且燃料棒之间的间隔形成硼化水流过的冷却剂通道。冷却剂用水内的氢减少从燃料内的浓缩铀放射的中子，以增加核反应数量，从而提高所述过程的效率。散置在燃料组件内取代燃料棒位置的控制棒导向套管用于引导控制棒，这些控制棒可操作为插入堆芯或者从堆芯提升。 当插入时，控制棒吸收中子，因而减少堆芯内产生的核反应的数量和热量。核反应堆的功率级通常分为三个量程源或启动量程、中间量程和功率量程。连续地监视反应堆的功率级，以确保安全操作。这样的监视通常通过置于反应堆堆芯外部和内部的、用于测量反应堆的中子通量的中子探测器来进行。由于反应堆中任何点处的中子通量与裂变速率成比例，所以中子通量也与功率级成比例。裂变和电离室用于测量反应堆的源量程、中间量程和功率量程中的通量。通常，裂变和电离室能够在所有正常功率级工作，然而，它们的敏感度一般不足以精确地检测源量程中放射的低级中子通量。因此，通常使用分离的低级源量程保护器来监视当反应堆的功率级在源量程中时的中子通量。当适当能级的自由中子与燃料棒内包含的可裂变物质的原子撞击时，在堆芯内发生裂变反应。这些反应导致反应堆冷却剂中从堆芯提取的大量热能的释放和可用于产生更多裂变反应的另外的自由中子的释放。这些释放的中子中的一些逸出堆芯或者被中子吸收体(比如，控制棒)吸收，因此不引起传统的裂变反应。通过控制堆芯中存在的中子吸收材料的量，可控制裂变速率。在可裂变物质中总是发生随机裂变反应，但是当堆芯关停时，释放的中子以使得不发生持续的一系列反应这样的高速率被吸收。通过减少中子吸收材料直到给定发电中的中子数量等于前次发电中的中子数量为止，所述过程变为自保持链式反应，并且反应堆被称为“处于临界”。当反应堆处于临界状态时，中子通量比当反应堆关停时的中子通量高六个或这么大的数量级。在一些反应堆中，为了加速关停的堆芯中的中子通量的增加以实现实用的转变间隔，将人造中子源植入在反应堆堆芯中包含可裂变物质的燃料棒之间。该人造中子源引起中子通量的局部增加，以帮助使反应堆直达能够发电的程度。在缺少中子源时，一次发电中的自由中子数本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
【国外来华专利技术】2009.07.01 US 12/495,981及其任何和所有等同形式给出。权利要求1.一种用于确认核反应堆的堆芯将如设计那样工作的次临界物理试验方法，其中，所述堆芯具有径向和轴向维度以及多个包括一些裂变燃料元件的燃料组件，所述燃料组件中的至少一些具有用于插入控制棒的导向套管和至少一个仪器套管，所述控制棒可成组地移到所述堆芯中和从所述堆芯中移出，在所述仪器套管中，安放堆芯内检测仪器，所述堆芯内检测仪器用于监视所述堆芯中所述堆芯内检测仪器周围的径向位置处的中子通量和多个轴向区域上的中子通量，所述轴向区域基本上沿着所述裂变燃料元件的有效长度，所述方法包括分析预测所述堆芯中的功率分布；一开始通过将所述控制棒中的至少一些插入到所述堆芯中和/或将化学中子吸收体添加到所述堆芯中来使所述堆芯保持处于停堆次临界状况，此时Krff小于1 ；按预先建立的顺序从所述堆芯提升所述控制棒，以提高所述堆芯在次临界功率量程内的功率级；监视被所述堆芯内检测仪器监视的所述轴向堆芯位置和所述径向堆芯位置处的功率级，以在所述功率级正在所述次临界功率量程内提高的同时从所述堆芯内检测仪器的一个或多个输出获得监视的功率分布；和将经分析预测的功率分布与监视的功率分布进行比较，并且如果监视的功率分布和预测的功率分布在预先选择的偏差内，则只要监视的功率保持在规格内，就继续正常反应堆启动，以使所述反应堆没有中断地直到能够发电的程度。2.根据权利要求1所述的次临界物理试验方法，其中，随着控制棒被提升，所述监视步骤提供各种反应堆温度和控制棒棒位配置时的综合燃...

【专利技术属性】
技术研发人员：M·C·普里布莱，S·L·科纳，M·D·海尔贝尔，P·J·萨巴斯蒂安尼，D·P·基斯特勒，
申请(专利权)人：西屋电气有限责任公司，
类型：发明
国别省市：