[发明专利]一种核电站反应堆压力容器的监测系统和方法

说明书

技术领域

本发明涉及核电技术领域，更具体地，涉及一种核电站反应堆压力容器的监测系统和方法。

背景技术

反应堆压力容器(RPV)是压力水核反应堆中的一个圆柱形容器，其包括核反应堆的堆芯并垂直设置于堆腔中。正常情况下压力水对堆芯进行冷却，堆芯以及反应堆压力容器的温度因而为小范围波动。但是，严重事故后(例如堆芯冷却意外停止)反应堆堆芯可能熔化并进一步导致反应堆压力容器熔穿，造成严重后果。

日本福岛核电站事故中由于缺乏监测反应堆压力容器的相应手段，事故发生后外部注水的有效性无法准确评估，影响了事故后的状态监测与控制。目前对核电站严重事故后监测、运行状态监测提出了更加严格的要求。反应堆压力容器作为核反应堆回路中的重要设备之一，其状态监测(温度监测)以及完整性判断具有非常重要的意义。现有技术中，国内核电机组基本没有对反应堆压力容器的状态和完整性进行监测的手段；国外的核电站则通过在堆腔底部设置热电偶对熔融物进行探测(图1)，通过判断是否有熔融物落入堆腔来判断反应堆压力容器是否熔穿。该方案的缺陷在于：(1)熔融物温度很高，因此探测熔融物的热电偶需要能承受极高温、成本较高；(2)熔融物落入堆腔的位置难以确定，因此难以确定热电偶的安装位置；(3)极高温熔融物可造成热电偶的结构性破坏；(4)热电偶所探测的高温信号为瞬时信号，测量信号有效性难以判断。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术中通过堆腔底部的热电偶判断反应堆是否熔穿具有的热电偶成本高、安装位置难以确定、存在结构性破坏的危险以及测量信号有效性难以判断的缺陷，提供一种对热电偶要求低、安装位置容易确定以及测量信号有效性高的核电站反应堆压力容器的监测系统和方法。

本发明要解决的技术问题通过以下技术方案得以实现：提供一种核电站反应堆压力容器的监测系统，其中，所述监测系统包括：

监测终端，设置在所监测的反应堆压力容器的监测点处、用于采集并发送反应堆压力容器的温度信息；

监测装置，与所述监测终端电连接、用于接收所述监测终端发送的温度信息并据此对反应堆压力容器的状态进行监测。

在上述核电站反应堆压力容器的监测系统中，所述监测终端与所述反应堆压力容器之间的距离为1～3cm。

在上述核电站反应堆压力容器的监测系统中，所述监测系统设置有多个监测终端，在所述监测装置对反应堆压力容器的状态进行监测之前，所述监测装置还对接收的温度信息进行校正：

根据所述接收的温度信息计算平均温度信息；

计算所述接收的温度信息与所述平均温度信息的相对偏差；

判断所述相对偏差是否超过所述监测装置中预设的偏差阈值；其中：

若所述相对偏差超过所述偏差阈值，则校正所述接收的温度信息并生成校正温度信息；否则，依据所述接收的温度信息对反应堆压力容器的状态进行监测。

在上述核电站反应堆压力容器的监测系统中，所述多个监测终端在相同高度围绕所述反应堆压力容器等距离设置。

在上述核电站反应堆压力容器的监测系统中，所述监测装置对反应堆压力容器的状态进行监测包括：

显示接收的温度信息或校正温度信息，并据此生成和输出用于分析反应堆压力容器的状态发展趋势的历史运行状况。

在上述核电站反应堆压力容器的监测系统中，所述监测装置对反应堆压力容器的状态进行监测包括：

依据接收的温度或校正温度信息判断反应堆压力容器的温度信息是否超过所述监测装置中预设的温度阈值；其中，

若所述接收的温度信息或校正温度信息超过所述温度阈值，则判断所述反应堆压力容器熔穿；否则，所述反应堆压力容器未熔穿。

在上述核电站反应堆压力容器的监测系统中，当判断所述反应堆压力容器熔穿时，所述监测装置发出高温报警。

根据本发明的另一方面，提供一种核电站反应堆压力容器的监测方法，其中，所述方法包括以下步骤：

S1：设置在反应堆压力容器的监测点处的监测终端采集所监测的反应堆压力容器的温度信息，并向监测装置发送采集的温度信息；

S2：所述监测装置接收所述监测终端发出的温度信息，并据此对反应堆压力容器的状态进行监测。在上述核电站反应堆压力容器的监测方法中，所述步骤S1中，所述监测终端与所述反应堆压力容器之间的距离为1～3cm。