[发明专利]一种基于热声、热电效应的反应堆堆芯监控装置

说明书

本发明公开了一种基于热声、热电效应的反应堆堆芯监控装置，包括控制棒，所述控制棒内由靠近堆芯至远离堆芯依次设有热声装置和散热装置，热声装置包括依次设置的谐振空腔、多孔电极板、多孔介质和导热电极板，还包括与所述多孔电极板和所述导热电极板连接的无源显示器，散热装置，设置在所述导热电极板上。与现有技术相比，本发明，在不改变反应堆整体设计和不增加额外开口的基础上，通过直接在控制棒内设置一套基于热声、热电效应的反应堆堆芯监控装置实现对反应堆堆芯温度的监测，并兼具极端事故工况下堆芯余热导出功能，解决了使用传统的热声传感器存在声频信号提取难度大、监测精度低和实际监测中操作性差的问题。

技术领域

本发明涉及反应堆堆芯温度监控装置，具体涉及一种基于热声、热电效应的反应堆堆芯监控装置。

背景技术

1979年美国三里岛事故、1986年苏联切尔诺贝利事故及2011年日本福岛事故引起国际组织和核设计单位越来越重视核堆安全问题。

目前，非能动技术在能源工业特别是在核能领域开始担当重要角色，非能动技术被视为核电安全的救星。纵观核电技术发展趋势，采用非能动安全系统已成为下一代核电发展的先进理念和技术突破方向，是先进核电技术的主要标志，保障核电安全不可或缺的手段。不论是西屋公司开发的AP1000，瑞典提出的固有安全性堆PIUS、欧洲的EPP1000、日本的SPWR、还是中国的ACP1000等核电技术，其在安全性方面最显著的特征就是非能动安全系统。遗憾的是作为监测和控制反应堆运行眼睛(传感器)一直采用二代核电机组技术，通常采用集成电路或者独立电源支持。这导致，严重事故情况下，电力驱动的传感器设备是核安全系统中最薄弱的环节。为尽可能确保传感器工作的稳定性，设计中通常采取多套独立的数据采集和独立供电装置，给予极其夸张的设计冗余度。尽管如此，当核动力装置处于极端危险环境时，特别是如日本福岛事故中海啸引起海水倒灌导致电源供电系统破坏，将引起传感器示数出现偏差，甚至失效等严重后果。

由于核反应堆中温度较高(在出现事故时温度可达到燃料棒的融化温度)，空间狭小(燃料棒间距为12.6mm)，导致无法采用直接测量的方式获取到。反应堆堆芯温度测量基本是通过铠装热电偶穿过压力容器顶盖，越过压紧部件顶板，通过支撑筒和导向筒，测量堆芯出口冷却液温度计算出堆芯温度。在严重事故状态下，特别是严重破口事故时将无法获取到燃料棒温度，失去数据准确且及时的反馈将严重危及反应堆安全运行，导致反应堆熔化。为此，中国发明专利201480080472.0公开了一种热声式核功率分布测量组件，通过声学遥感装置解析反应堆堆芯内的功率分布情况，但反应堆安全壳内各种高温高压流体、辐射、泵等强噪声背景下，根本无法对声音信号进行识别，导致目前该技术还停留在实验室研究领域。中国发明专利201510136951.6公开了一种基于热声效应的核反应堆非能动测温装置，采用由声音的频率与温度所存在的特定关系将温度信号转化成声信号，通过测量声信号来反馈堆芯温度的技术路径，其与发明专利201480080472.0缺点一样，反应堆内部工作环境极其复杂，事故工况下复杂声场条件下，远程解析难度极大。另外，针对日本福岛事故，即发生一回路严重破口事故和断电时，热声传感器单独的声音警告并不能解决堆芯过热问题，更进一步的，对于反应堆的监控，需要的不仅是非能动测温技术，更为重要的是能够极端破口事故条件下提供可靠的非能动堆芯冷却能力。

有鉴于此，急需对现有的反应堆堆芯监控装置进行改进，增加其检测精度及监控能力，并解决反应堆堆芯温度控制能力弱的问题。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是现有的反应堆堆芯监控装置所存在的检测精度及监控能力差，事故工况下反应堆堆芯温度控制能力弱的问题。

为了解决上述技术问题，本发明所采用的技术方案是提供一种基于热声、热电效应的反应堆堆芯监控装置，包括控制棒，所述控制棒内由靠近堆芯至远离堆芯依次设有：

热声、热电装置，包括依次设置的谐振空腔、多孔电极板、多孔介质和导热电极板，所述多孔电极板和所述导热电极板连接有无源显示器；