[实用新型]一种核反应堆主泵支承筒温度测量装置

说明书

本实用新型涉及一种核反应堆主泵支承筒温度测量装置，属于精密温度测量技术领域，解决了现有技术中无法直接测量核反应堆主泵支承筒外壁温度以及无法适用狭小空间测量温度的问题。一种核反应堆主泵支承筒温度测量装置，包括第一热电偶测温点、第二热电偶测温点和测温管，所述第一热电偶测温点和第二热电偶测温点设置于所述测温管内部；所述测温管的一端与主泵支承筒内壁连接。实现了不破坏核反应堆主泵支承筒结构的基础上实现小型核反应堆主泵支承筒外壁温度的测量。

技术领域

本实用新型涉及核反应堆温度测量技术领域，尤其涉及一种核反应堆主泵支承筒温度测量装置。

背景技术

现有技术中的热电偶温度测量技术因温度范围广、低成本、结构简单等优点成为目前主流的温度测量方式。但是，在工业生产中常见的许多金属筒(如：核反应堆主泵支承筒)，在对其进行外壁面测温时，常常由于诸多困难，导致无法对其进行直接测温。例如，在反应堆工程中，主冷却剂泵(主泵)是核心设备之一，主泵能否正常运转决定了反应堆能否正常运行。主泵等贯穿件具有较大的温度不均匀性，易产生热应力集中。为了避免核反应堆主泵支承筒的温度超过韧脆转换温度而发生偏移，进而使主泵偏移影响反应堆设计寿命，因此需要得到核反应堆主泵支承筒的温度场分布。由核反应堆主泵支承筒的外壁与外桶距离很近，导致空间狭小，使用传统直接测量核反应堆主泵支承筒的外壁温的方式难以布置热电偶，且热电偶引线难以导出。若将热电偶导线引出需要在核反应堆主泵支承筒的壁面开孔，这会降低核反应堆主泵支承筒的结构强度，从而对后续工作产生不良影响，传统热电偶测量不适用于主泵支承等，对结构强度要求较高的核反应堆主泵支承筒的壁面温度测量。此外，部分主泵支承结构浸没在液钠中，若直接将热电偶布置在外壁面，高温的液态钠会对热电偶产生干扰，导致测得的温度不是主泵支承结构的真实温度。

实用新型内容

鉴于上述的分析，本实用新型旨在提供一种温度测量装置，用以解决现有技术中无法直接测量核反应堆主泵支承筒的外壁温度以及无法适用狭小空间测量温度的问题。

本实用新型的目的主要是通过以下技术方案实现的：

一种核反应堆主泵支承筒温度测量装置，包括第一热电偶测温点、第二热电偶测温点和测温管，所述第一热电偶测温点和第二热电偶测温点设置于所述测温管内部；所述测温管的一端与主泵支承筒内壁连接。

进一步地，所述测温管包括测温段、弯折段、注锡段和固定段；四者依次向远离所述主泵支承筒内壁的方向设置；所述第一热电偶测温点和所述第二热电偶测温点设置于所述测温段内。

进一步地，所述第一热电偶测温点与所述主泵支承筒内壁的距离小于所述第二热电偶测温点与所述主泵支承筒内壁的距离。

进一步地，所述测温段的轴线与所述注锡段的轴线相互垂直设置；所述弯折段为圆弧管。

进一步地，所述第一热电偶测温点与主泵支承筒内壁的距离为0；所述第二热电偶测温点与主泵支承筒内壁的距离为所述测温段轴线长度的1/2。

进一步地，所述测温管内设置有第一热电偶通道和第二热电偶通道。

进一步地，所述第一热电偶通道和第二热电偶通道独立并排设置于所述测温管内。

进一步地，所述第一热电偶通道和第二热电偶通道的一端均为闭合端，用于放置热电偶，另一端均为开口端，用于引出热电偶的测温导线。

进一步地，所述固定段包括封头；所述封头的直径大于或等于所述注锡段的直径。

进一步地，所述固定段还包括封头固定螺栓；所述第一热电偶通道和第二热电偶通道开口端的外壁设置有外螺纹；所述外螺纹与所述螺栓螺旋连接。

本实用新型至少可实现如下有益效果之一：