[發明專利]一種堆腔區域溫度測量裝置、堆腔區域溫度測量方法

有效

• 申請號: 201910242230.1
• 申請日: 2019-03-28
• 公開（公告）號: CN109903864B
• 公開（公告）日: 2020-08-28
• 發明（設計）人: 馮衛東;侯濤;李孟;范從華;范福平;夏利明;趙立東;王二小;曲國興
• 申請（專利權）人: 三門核電有限公司
• 主分類號: G21C17/003
• 分類號: G21C17/003;G21C17/112
• 代理公司: 浙江千克知識產權代理有限公司 33246
• 代理人: 裴金華

一種堆腔區域溫度測量裝置、堆腔區域溫度測量方法，屬于測量技術領域。裝置用于具有帶壓力容器外水冷流道的金屬反射性保溫系統且模塊化施工的鋼板壁面的堆腔區域；裝置包括磁吸式溫度元件本體、鎧裝式電纜、一體式安裝附件；所述鎧裝式電纜自所述磁吸式溫度元件本體尾端穿過所述一體式安裝附件，并伸出其接線端；所述一體式安裝附件用于將堆腔區域溫度測量裝置安裝于接線盒上，使得堆腔區域溫度測量裝置經接線盒與通信設備通信連接。方法采用上述裝置對可達測點或不可達測點進行溫度檢測。本發明不需要拆除和恢復金屬反射性保溫系統的蒸汽排放組件，不需要使用額外材料，安裝、調整、拆裝簡便，減少拆除工作人員的輻射劑量率。

技術領域

本發明屬于測量技術領域，具體涉及一種堆腔區域溫度測量裝置、堆腔區域溫度測量方法，使用具備堆腔注水進行壓力容器外水冷，實現堆內熔融物滯留功能的金屬保溫系統中，壓力容器區域（包括支撐件區域和環腔）的溫度測量試驗領域，是實際工程中對特定構筑物區域溫度的測量新方法。

背景技術

國內建設的全球首批AP1000壓水堆核電廠的壓力容器嚴重事故緩解策略采用壓力容器滯留（IVR）技術，壓力容器通過預埋在混凝土中的支撐件布置在反應堆堆腔區域，堆腔區域采用模塊化施工，壁面為金屬鋼板；壓力容器金屬反射型保溫系統同時具備正常運行時引導空氣冷卻堆腔區域的換氣和具備在嚴重事故下為壓力容器外水冷實現IVR的水和蒸汽流道。在核電廠正常運行時壓力容器溫度達300℃，金屬反射型保溫系統用于隔離壓力容器高溫外表面發射出來的熱量，使反應堆堆腔混凝土/的溫度保持在限值以下。在壓力容器溫度升高至電廠正常運行溫度和核功率達到100%熱功率時，需要監測驗證堆腔區域的溫度滿足對混凝土溫度的規范限值要求：平均溫度不應超過65.6℃，局部最高溫度不應超過93.3℃。

由于反應堆堆腔區域布置的反應堆本體、反應堆冷卻劑系統的熱管道等平均溫度300℃，在核電廠正常運行時高溫使堆腔區域不可達。同時在反應堆滿功率運行時，反應堆堆腔區域的最大設計輻射劑量率＞5.0Gy/h，為高輻射區，職業人員不可進入。在反應堆停堆24小時后，反應堆堆腔區域的最大設計輻射劑量率≤0.01Sv/h，為高放射性源區域，職業人員有限制進入。

根據公開資料，當前百萬千瓦級不同壓水堆核電機型的堆芯熔化嚴重事故的緩解策略不同：CPR1000原設計上不能處置壓力容器熔穿風險，改進型將外掛式保溫改為金屬保溫層，具備堆腔注水功能以實現壓力容器內滯留；EPR采用壓力容器外熔融物滯留（EVR）技術，主要由堆坑保護層、排放渠運輸系統、擴展區組件包，堆芯熔融物捕集器，對熔融物在展開區進行持續冷卻；VVER使用堆芯捕集器，包括壓力容器外包容裝置、用非能動供水冷卻堆芯熔融物包容體金屬表面，以及用“犧牲性”材料改善熔融物特性和降低熱流密度等技術；CAP1400將采用IVR技術。

因此，全球首批AP1000壓水堆核電廠的堆腔區域是首個在施工上采用具備壓力容器外水冷實現IVR的水和蒸汽流道的工程實體，對于核電廠正常功率運行期間堆腔區域溫度滿足限值的監測和驗證為全球首例。

本發明就是為了解決AP1000第三代先進壓水堆中，使用具備冷卻通風流道和堆腔水淹沒冷卻壓力容器外表面流道金屬反射型保溫系統的堆腔區域溫度測量。

發明專利申請CN107315028A公開了金屬反射型保溫塊導熱性能的測量控制系統及測量方法，該發明解決了具有壓力容器外水冷實現IVR的水和蒸汽流道的金屬保溫系統的堆腔區域溫度檢測問題，并未涉及堆腔內可達測點和不可達測點的檢測。

發明內容

本發明針對現有技術存在的問題，提出了一種安裝、調整、拆卸簡便，用于監測不同測點的堆腔區域溫度測量裝置、堆腔區域溫度測量方法。

本發明是通過以下技術方案得以實現的：