[發明專利]一種核電站反應堆壓力容器的監測系統和方法

有效

• 申請號: 201110367565.X
• 申請日: 2011-11-18
• 公開（公告）號: CN102496393A
• 公開（公告）日: 2012-06-13
• 發明（設計）人: 唐華雄;張宏亮;田亞杰;李公杰;董孝勝
• 申請（專利權）人: 中廣核工程有限公司;中國廣東核電集團有限公司
• 主分類號: G21C17/00
• 分類號: G21C17/00
• 代理公司: 深圳市順天達專利商標代理有限公司 44217
• 代理人: 易釗

技術領域

本發明涉及核電技術領域，更具體地，涉及一種核電站反應堆壓力容器的監測系統和方法。

背景技術

反應堆壓力容器(RPV)是壓力水核反應堆中的一個圓柱形容器，其包括核反應堆的堆芯并垂直設置于堆腔中。正常情況下壓力水對堆芯進行冷卻，堆芯以及反應堆壓力容器的溫度因而為小范圍波動。但是，嚴重事故后(例如堆芯冷卻意外停止)反應堆堆芯可能熔化并進一步導致反應堆壓力容器熔穿，造成嚴重后果。

日本福島核電站事故中由于缺乏監測反應堆壓力容器的相應手段，事故發生后外部注水的有效性無法準確評估，影響了事故后的狀態監測與控制。目前對核電站嚴重事故后監測、運行狀態監測提出了更加嚴格的要求。反應堆壓力容器作為核反應堆回路中的重要設備之一，其狀態監測(溫度監測)以及完整性判斷具有非常重要的意義。現有技術中，國內核電機組基本沒有對反應堆壓力容器的狀態和完整性進行監測的手段；國外的核電站則通過在堆腔底部設置熱電偶對熔融物進行探測(圖1)，通過判斷是否有熔融物落入堆腔來判斷反應堆壓力容器是否熔穿。該方案的缺陷在于：(1)熔融物溫度很高，因此探測熔融物的熱電偶需要能承受極高溫、成本較高；(2)熔融物落入堆腔的位置難以確定，因此難以確定熱電偶的安裝位置；(3)極高溫熔融物可造成熱電偶的結構性破壞；(4)熱電偶所探測的高溫信號為瞬時信號，測量信號有效性難以判斷。

發明內容

本發明要解決的技術問題在于，針對現有技術中通過堆腔底部的熱電偶判斷反應堆是否熔穿具有的熱電偶成本高、安裝位置難以確定、存在結構性破壞的危險以及測量信號有效性難以判斷的缺陷，提供一種對熱電偶要求低、安裝位置容易確定以及測量信號有效性高的核電站反應堆壓力容器的監測系統和方法。

本發明要解決的技術問題通過以下技術方案得以實現：提供一種核電站反應堆壓力容器的監測系統，其中，所述監測系統包括：

監測終端，設置在所監測的反應堆壓力容器的監測點處、用于采集并發送反應堆壓力容器的溫度信息；

監測裝置，與所述監測終端電連接、用于接收所述監測終端發送的溫度信息并據此對反應堆壓力容器的狀態進行監測。

在上述核電站反應堆壓力容器的監測系統中，所述監測終端與所述反應堆壓力容器之間的距離為1～3cm。

在上述核電站反應堆壓力容器的監測系統中，所述監測系統設置有多個監測終端，在所述監測裝置對反應堆壓力容器的狀態進行監測之前，所述監測裝置還對接收的溫度信息進行校正：

根據所述接收的溫度信息計算平均溫度信息；

計算所述接收的溫度信息與所述平均溫度信息的相對偏差；

判斷所述相對偏差是否超過所述監測裝置中預設的偏差閾值；其中：

若所述相對偏差超過所述偏差閾值，則校正所述接收的溫度信息并生成校正溫度信息；否則，依據所述接收的溫度信息對反應堆壓力容器的狀態進行監測。

在上述核電站反應堆壓力容器的監測系統中，所述多個監測終端在相同高度圍繞所述反應堆壓力容器等距離設置。

在上述核電站反應堆壓力容器的監測系統中，所述監測裝置對反應堆壓力容器的狀態進行監測包括：

顯示接收的溫度信息或校正溫度信息，并據此生成和輸出用于分析反應堆壓力容器的狀態發展趨勢的歷史運行狀況。

在上述核電站反應堆壓力容器的監測系統中，所述監測裝置對反應堆壓力容器的狀態進行監測包括：

依據接收的溫度或校正溫度信息判斷反應堆壓力容器的溫度信息是否超過所述監測裝置中預設的溫度閾值；其中，

若所述接收的溫度信息或校正溫度信息超過所述溫度閾值，則判斷所述反應堆壓力容器熔穿；否則，所述反應堆壓力容器未熔穿。

在上述核電站反應堆壓力容器的監測系統中，當判斷所述反應堆壓力容器熔穿時，所述監測裝置發出高溫報警。

根據本發明的另一方面，提供一種核電站反應堆壓力容器的監測方法，其中，所述方法包括以下步驟：

S1：設置在反應堆壓力容器的監測點處的監測終端采集所監測的反應堆壓力容器的溫度信息，并向監測裝置發送采集的溫度信息；

S2：所述監測裝置接收所述監測終端發出的溫度信息，并據此對反應堆壓力容器的狀態進行監測。在上述核電站反應堆壓力容器的監測方法中，所述步驟S1中，所述監測終端與所述反應堆壓力容器之間的距離為1～3cm。