[发明专利]一种堆腔区域温度测量装置、堆腔区域温度测量方法

说明书

一种堆腔区域温度测量装置、堆腔区域温度测量方法，属于测量技术领域。装置用于具有带压力容器外水冷流道的金属反射性保温系统且模块化施工的钢板壁面的堆腔区域；装置包括磁吸式温度元件本体、铠装式电缆、一体式安装附件；所述铠装式电缆自所述磁吸式温度元件本体尾端穿过所述一体式安装附件，并伸出其接线端；所述一体式安装附件用于将堆腔区域温度测量装置安装于接线盒上，使得堆腔区域温度测量装置经接线盒与通信设备通信连接。方法采用上述装置对可达测点或不可达测点进行温度检测。本发明不需要拆除和恢复金属反射性保温系统的蒸汽排放组件，不需要使用额外材料，安装、调整、拆装简便，减少拆除工作人员的辐射剂量率。

技术领域

本发明属于测量技术领域，具体涉及一种堆腔区域温度测量装置、堆腔区域温度测量方法，使用具备堆腔注水进行压力容器外水冷，实现堆内熔融物滞留功能的金属保温系统中，压力容器区域（包括支撑件区域和环腔）的温度测量试验领域，是实际工程中对特定构筑物区域温度的测量新方法。

背景技术

国内建设的全球首批AP1000压水堆核电厂的压力容器严重事故缓解策略采用压力容器滞留（IVR）技术，压力容器通过预埋在混凝土中的支撑件布置在反应堆堆腔区域，堆腔区域采用模块化施工，壁面为金属钢板；压力容器金属反射型保温系统同时具备正常运行时引导空气冷却堆腔区域的换气和具备在严重事故下为压力容器外水冷实现IVR的水和蒸汽流道。在核电厂正常运行时压力容器温度达300℃，金属反射型保温系统用于隔离压力容器高温外表面发射出来的热量，使反应堆堆腔混凝土/的温度保持在限值以下。在压力容器温度升高至电厂正常运行温度和核功率达到100%热功率时，需要监测验证堆腔区域的温度满足对混凝土温度的规范限值要求：平均温度不应超过65.6℃，局部最高温度不应超过93.3℃。

由于反应堆堆腔区域布置的反应堆本体、反应堆冷却剂系统的热管道等平均温度300℃，在核电厂正常运行时高温使堆腔区域不可达。同时在反应堆满功率运行时，反应堆堆腔区域的最大设计辐射剂量率＞5.0Gy/h，为高辐射区，职业人员不可进入。在反应堆停堆24小时后，反应堆堆腔区域的最大设计辐射剂量率≤0.01Sv/h，为高放射性源区域，职业人员有限制进入。

根据公开资料，当前百万千瓦级不同压水堆核电机型的堆芯熔化严重事故的缓解策略不同：CPR1000原设计上不能处置压力容器熔穿风险，改进型将外挂式保温改为金属保温层，具备堆腔注水功能以实现压力容器内滞留；EPR采用压力容器外熔融物滞留（EVR）技术，主要由堆坑保护层、排放渠运输系统、扩展区组件包，堆芯熔融物捕集器，对熔融物在展开区进行持续冷却；VVER使用堆芯捕集器，包括压力容器外包容装置、用非能动供水冷却堆芯熔融物包容体金属表面，以及用“牺牲性”材料改善熔融物特性和降低热流密度等技术；CAP1400将采用IVR技术。

因此，全球首批AP1000压水堆核电厂的堆腔区域是首个在施工上采用具备压力容器外水冷实现IVR的水和蒸汽流道的工程实体，对于核电厂正常功率运行期间堆腔区域温度满足限值的监测和验证为全球首例。

本发明就是为了解决AP1000第三代先进压水堆中，使用具备冷却通风流道和堆腔水淹没冷却压力容器外表面流道金属反射型保温系统的堆腔区域温度测量。

发明专利申请CN107315028A公开了金属反射型保温块导热性能的测量控制系统及测量方法，该发明解决了具有压力容器外水冷实现IVR的水和蒸汽流道的金属保温系统的堆腔区域温度检测问题，并未涉及堆腔内可达测点和不可达测点的检测。

发明内容

本发明针对现有技术存在的问题，提出了一种安装、调整、拆卸简便，用于监测不同测点的堆腔区域温度测量装置、堆腔区域温度测量方法。

本发明是通过以下技术方案得以实现的：