阅读说明：本技术 具有容器内堆芯外中子检测器的核反应堆和相应控制方法 (Nuclear reactor with in-vessel out-of-core neutron detector and corresponding control method ) 是由 米歇尔·布龙 桑德里娜·斯派斯克瑞拉 于 2018-07-12 设计创作，主要内容包括：核反应堆(1)包括：-容器(3),具有中心轴线(X)；-堆芯(5),设置在容器(3)中,堆芯(5)包括多个核燃料组件,一次水层(7)将堆芯(5)与容器(3)从中心轴线(X)径向隔开并围绕堆芯(5)；-以及用于控制并保护核反应堆的系统(9),控制和保护系统(9)包括用于连续地测量由堆芯(5)发出的中子通量的装置(11)。测量装置(11)包括设置在将堆芯(5)与容器(3)隔开的一次水层(7)中的至少一个中子检测器(12)。(A nuclear reactor (1) comprises: -a container (3) having a central axis (X); -a core (5) arranged in the vessel (3), the core (5) comprising a plurality of nuclear fuel assemblies, a primary water layer (7) radially separating the core (5) from the vessel (3) from the central axis (X) and surrounding the core (5); -and a system (9) for controlling and protecting the nuclear reactor, the control and protection system (9) comprising means (11) for continuously measuring the neutron flux emitted by the core (5). The measuring device (11) comprises at least one neutron detector (12) arranged in a primary water layer (7) separating the core (5) from the vessel (3).)

具有容器内堆芯外中子检测器的核反应堆和相应控制方法

【技术领域】

本发明总体涉及用于运行和保护核反应堆的系统，通常称作仪表和控制(Instrumentation&Control,I&C)系统。

更具体地，根据第一方面，本发明涉及一种装备有该仪表和控制系统的核反应堆。

【背景技术】

仪表和控制系统通常包括用于连续地测量由堆芯所发出中子通量的装置。在启动反应堆时和在其正常运行期间，该装置连续地带功率测量中子通量。

仪表和控制系统保护反应堆，尤其是基于由用于测量中子通量的装置所提供的信息。系统必须从源水平至满功率在整个反应堆功率范围内实时测量。

因此对于后者非常重要的是以范围从数十秒至一秒的几分之一的短时间常数而提供中子测量，与用于保护功能的所需要性能兼容。

装置的用于连续测量中子通量的中子检测器通常设置在反应堆容器外。

这些检测器的计数率取决于：

-检测器的灵敏度，对于可应用技术限定于从大约0.1至40cp/(n/cm².s)的数值；

-容器外剩余通量，这接着一方面取决于当停止时堆芯的剩余活性且另一方面取决于反应堆的几何形状。

计数率直接地影响仪表和控制系统的响应时间常数。

在具有小堆芯的核反应堆例如SMRs(小型和模块化反应堆)上，计数率可能太低而相对于一旦启动反应堆可能出现的事件无法确保足够快的响应时间。

首要可能是执行技术研发，使其能够改进中子检测器的灵敏度。可以通过将大量单一检测器单元并联相关联而提高该灵敏度。然而，该方案面临技术限制，特别是在不同单元之间的阴影效应。进一步，其导致检测器成本的显著增大。

另一方案将是设置具有低衰减的中子路径。该方案例如在WO2015/099855中描述。该方案具有在容器和设备的放射防护中局部产生不连续的缺点。

进一步，其角色是形成堆芯内中子通量的周期性分布图的所谓的“堆芯内”中子链无法用于执行核反应堆的仪表和控制系统所需的中子测量。所谓的堆芯内链并未覆盖整个范围和/或不是实时测量。进一步，堆芯内链的检测器在堆芯中并未连续定位且必须移除以便于不被堆芯能流太快用尽。

【

发明内容

】

在该上下文中，本发明目的在于提出一种核反应堆，其用于连续测量中子通量的装置没有以上缺点。

为此，本发明涉及一种核反应堆，包括：

-容器，具有中心轴线；

-堆芯，位于容器中，堆芯包括多个核燃料组件，一次水层将堆芯与容器从中心轴线径向地隔开并围绕堆芯；

-核反应堆的仪表和控制系统配置用于，在预定功率范围，通常是停止时的剩余功率和额定功率中，提供反应堆的仪表和控制，所述仪表和控制系统包括用于连续测量由堆芯所发出的中子通量的装置；

其特征在于，测量装置包括连续地测量所述中子通量的至少一个中子检测器，中子检测器位于径向地在堆芯和容器之间的一次水层中，中子检测器放置在一个或数个径向位置中，所述一个或数个径向位置被选择为由于水层衰减而获得对于整个预定功率范围适用于核反应堆的仪表和控制系统的一个或数个计数率。

在水层中设置该或每个中子检测器，使其能够对于整个测量范围优化检测器的响应。其足够接近堆芯以一旦启动反应堆具有足够的计数率，在反应堆异常情形中允许反应堆的仪表和控制系统的合适的响应时间。

当反应堆满功率运行时，一方面水层确保足够的通量衰减以便检测器保持在其测量范围内，且另一方面水层提供充分的保护，以便中子检测器的寿命是令人满意的。

获得这些结果而不必产生放射防护的不连续，因为位于堆芯和环境包括容器之间的水层保持完好。

反应堆可以进一步具有以下一个或多个特征，单独地或者根据任何技术可能的组合而考虑：

-该或每个核检测器直接地浸没在一次水中，不***手套指；

-中子检测器中的至少一个是固定检测器，位于距离堆芯固定径向距离处；

-选择所述径向距离以便：

-当核反应堆停止时，固定检测器处的中子通量对应于在1cp/s和100cp/s之间的计数；

-当核反应堆满功率运行时，固定检测器处的中子通量对应于保持在固定检测器的电流模式中的测量范围内的测量值；

-所有中子检测器固定且位于距离堆芯的所述径向距离处；

-所有中子检测器固定，至少两个中子检测器位于距离堆芯彼此不同的各径向距离处，适用于核反应堆的不同功率范围；

-中子检测器中的至少一个是移动检测器，在一次水层中相对于堆芯径向地可移动；

-测量装置包括移动检测器的移动机构，配置用于至少在相对更靠近堆芯的内侧位置与相对更远离堆芯的外侧位置之间径向地移动该移动检测器；

-选择内侧位置以便当核反应堆停止时，移动检测器处的中子通量对应于在1cp/s和100cp/s之间的计数；

-选择外侧位置以便当核反应堆满功率运行时，移动检测器处的中子通量对应于保持在移动检测器的电流模式中的测量范围内的测量值；

-测量装置包括至少一个固定检测器和至少一个移动检测器。

优选地，核反应堆包括至少一个中子吸收构件，以及能够将该或每个中子吸收构件***堆芯中的移动装置，包括配置用于通过使用由该或每个中子检测器完成的测量而控制移动装置的控制器的仪表和控制系统。

根据第二方面，本发明涉及一种用于控制具有以上特征的核反应堆的方法：

-当核反应堆停止或以低于第一限值的功率运行时，采用放置在内侧位置处的该或每个移动检测器测量由堆芯发出的中子通量；

-当核反应堆以高于第一限值的功率运行时，采用该或每个固定检测器测量由堆芯发出的中子通量。

进一步，控制方法可以使得当核反应堆从低于第二限值的功率变到高于第二限值的功率时移动该或每个移动检测器至外侧位置。

【附图说明】

本发明的其他特征和优点将从参考附图、借由示意且并非限制的以下所给出详细说明书而显现，包括：

图1是根据第一实施例的核反应堆的简化示意图，在垂直于容器中心轴线的平面中的剖视图中考虑；

图2是图1的核反应堆的简化示意图，在相对于容器中心轴线的径向平面中的剖视图中考虑；

图3是图1的中子检测器的示意图；

图4是用于根据本发明第二实施例的核反应堆的类似于图1的视图；

图5是图4的一个移动检测器的移动机构的简化示意图；以及

图6是用于根据本发明第三实施例的核反应堆的类似于图1的视图。

【

具体实施方式

】

图1中所示的核反应堆1通常是SMR(小型和模块化反应堆)类型的压水反应堆(PWR)。在变形例中，该反应堆是另一类型，例如高功率反应堆，或相反的低功率反应堆，或者试验反应堆。

核反应堆1包括具有中心轴线X的容器3，以及设置在容器3中的堆芯5。

堆芯5包括多个核燃料组件。

容器3采用具有任意添加剂的一次(primary)液体(此处是水)填充。一次液体在此由术语一次水指代。

容器3通常包含另外其他设备。其包含下堆芯板和上堆芯板，设置在核燃料组件周围并特别地使其能够引导容器内一次水循环的隔板，以及在此并未列出的另外其他内件。

一次水层7从中心轴线X径向地隔开堆芯5与容器3。

一次水层7完全围绕堆芯，也即，延伸在堆芯的整个周缘之上。

其径向地具有100mm和800mm之间的厚度。

因此，堆芯5占据容器的中心，一次水层7具有环形并占据容器3的周缘。

核反应堆1进一步包括核反应堆的仪表和控制系统9。其配置用于在预定的功率范围中，通常在一旦停止的剩余功率与核反应堆的额定功率之间，提供反应堆的仪表和控制。

系统9接着包括用于连续地测量由堆芯5发出的中子通量的装置11。

用于连续地测量中子通量的装置11包括连续测量所述中子通量的多个中子检测器12。

核反应堆1进一步包括至少一个中子吸收构件13，和能够将该或每个中子吸收构件13***堆芯5中的移动装置15(图2)。通常，核反应堆包括多个中子吸收构件13，称作控制棒或控制群，图2中示出了这些构件的单个。这些构件由中子吸收材料制成。它们通常由装置15垂直地移动，以便改变堆芯的反应。

仪表和控制系统9包括控制器17，其配置用于通过使用由中子测量装置11进行的测量而控制该或每个中子吸收构件的移动装置15。

控制器17被配置为，在核反应堆的正常运行期间，控制移动装置15，以便控制反应堆的一个或数个运行参数，诸如堆芯中的平均温度或轴线偏离。

控制器17被配置为，在反应堆异常情形中，控制移动装置15以确保反应堆的保护。通常，控制器17例如引起至少某些中子吸收构件13的跌落，以便使得核反应堆紧急停止。

测量装置11必须因此强制地提供由堆芯5发出的中子通量的连续测量，以便允许仪表和控制系统执行堆芯的连续监视并在任何出现意外情形的时刻进行干预。

根据本发明，该或每个中子检测器12设置在将堆芯5与容器3隔开的水层7中，径向地在堆芯5和容器3之间，中子检测器12放置在一个选择的径向位置以便于由于水层7的衰减而获得对于整个预定功率范围适用于核反应堆9的仪表和控制系统的一个或数个计数率。

该或每个中子检测器12因此位于容器中，但是在堆芯外(容器内堆芯外)。

该或每个中子检测器12直接地浸没在一次水中，并未将用于引入堆芯内探针类型的手套指***核反应堆的堆芯中。

换言之，每个中子检测器12连续地放置在一次水层7中，且并未插在与容器外联通的管道内，并允许在容器中***和移除中子检测器。

该或每个中子检测器12是在与容器3中主要条件兼容的温度下连续工作的合适类型，也即在300℃量级的温度下。例如，中子检测器12包括由Photonis公司售卖的CFUC07型的测量构件19。

测量构件19由金属外套21保护免受压力。金属外套21完全围绕测量构件19。设计其尺寸以承受主要在核反应堆容器3中的压力。其例如由不锈钢或铬镍铁合金制成。

该或每个中子检测器12由电缆23物理地连接至位于容器3外侧的测量链24。测量信号穿过电缆23。

测量装置11进一步包括电气贯穿件25，电缆23经过其贯穿容器3。电气贯穿件25有利地是专利申请WO2017/001409中所述类型。

测量链24收集由该或每个中子检测器12提供的数据。这是所谓的大动态类型，允许采用相同检测器在近似100至120年之上测量。该测量链有利地是根据1998年11月注册的标准IEC 61501。

测量链24通常在测量范围底部处用在计数模式，并在测量范围顶部处用在电流模式。当其用在计数模式时，测量链24测量由检测器12记录的每秒撞击次数。当其用在电流模式时，测量链24测量由检测器12发送的信号的电流。

根据图1中所示第一实施例，该或每个中子检测器12是固定检测器，位于距离堆芯5的固定径向距离处。

该实施例通常实施在当仪表和控制系统9满足在100至120年之上一次测量时。这特别是堆芯5一旦停止具有实质上剩余活性的情形。

选择该或每个检测器12和堆芯5之间径向距离以便验证以下两个条件。

当核反应堆1停止时，固定检测器12处的中子通量对应于在1cp/s和100cp/s之间的计数，优选地在5cp/s和50cp/s之间。

当核反应堆1满功率运行时，固定检测器12处的中子通量对应于保持在在中子检测器12的电流模式中的测量范围内的测量值。

在中子检测器12具有CFUC07型测量构件19的情形中，电流模式中的测量范围在范围顶部处大约是2mA。

有利地，测量装置11包括围绕堆芯5圆周地分布的多个中子检测器12，如图1中所示。

所有中子检测器12固定并定位于距离堆芯5相同径向距离处。

中子检测器12的数目取决于为了安全和可用性原因所需的冗余水平。例如，测量装置包括五个检测器12，每个与专用的测量链24相关联。

每个测量链24提供由与控制器17相对应的中子检测器12测量的中子通量的数值。

优选地，测量装置包括第六中子检测器12，仅在其他五个中子检测器12之一故障的情形中启用。其又连接至故障检测器的测量链24。

现在将参照图4描述本发明的第二实施例。以下将仅详述第二实施例和第一实施例之间的差异。

将使用与第一实施例相同的参考标记标注执行相同功能的等同元件。

该第二实施例特别适用于其中反应堆的仪表和控制系统要求在一百年之上测量的情形。这特别是采用新堆芯重新装填的发电反应堆的情形。

在第二实施例中，测量装置11包括至少一个固定中子检测器12，以及至少一个移动中子检测器12。

通常，测量装置11包括多个固定检测器12和多个移动检测器12。

固定检测器和移动检测器是参考第一实施例以上所述的类型，且通常具有所有相同的检测性能。

固定检测器12如参照第一实施例所述而设置。

该或每个移动检测器12相对于堆芯5在一次水层7中径向地可移动。

在该情形中，对于该或每个移动检测器12，测量装置11包括移动检测器12的移动机构29(参见图5)。移动机构29配置为在相对更靠近堆芯的至少内侧位置和相对更远离堆芯5的外侧位置之间将移动检测器12径向地移动。

该或每个固定检测器12位于距离堆芯5第一径向距离处。

该或移动检测器12在外侧位置处优选地实质上位于距离堆芯5的所述第一径向距离处。

每个移动检测器12的径向移动幅度例如在200mm和400mm之间。

因此，移动检测器在其内侧位置处位于堆芯的紧邻附近，例如距离堆芯以200mm量级的径向距离。

距离是相对于位于最靠近中子检测器的核燃料组件而取得。

选择内侧位置以便当核反应堆1停止时，移动检测器12处的中子通量对应于在每秒1和100撞击之间的计数，优选地在每秒5和50之间，具有可接受的响应时间，例如从数秒至数十秒的滤波时间常数。例如，选择内侧位置以便计数率是每秒5次撞击。

原则上，对于移动检测器的内侧位置没有限制，其可以非常靠近堆芯以便到达最小计数，甚至当停止时具有非常低的堆芯剩余活性。

选择外侧位置以便当核反应堆1满功率运行时，移动检测器12处的中子通量对应于保持在在移动检测器12的电流模式中的测量范围内的测量值。

通常，在具有CFUC07型测量构件的检测器的电流模式中正常测量范围在范围顶部处是2mA。

固定检测器通常使其能够覆盖范围从额定功率的0.1％至100％的功率范围。

当停止时使用移动检测器并通常覆盖范围高达额定功率1％的功率范围。

因此，移动检测器相对于固定检测器的定位使其能够在由内侧位置中移动检测器所覆盖的功率范围与外侧位置中由固定检测器和移动检测器覆盖的功率范围之间存在重叠。

当移动检测器处于外侧位置时，由固定检测器完成对于反应堆保护的测量。使用移动检测器以检测中子通量的任何方位角扭曲，使其例如能够检测中子吸收构件的过早跌落。

设计移动机构29以确保移动检测器12的移动以及一次水层7中其径向位置的安全检测。

根据一个有利的变形例，移动机构是机电类型(图5)。

该移动机构29包括支撑表面31，移动检测器12固定在其上的滑动表面33，以及沿着支撑表面31的滑动支撑件33的驱动装置35。

支撑表面31例如是径向延伸的轨道，或者任何其他合适的支撑件。在该情形中，滑动支撑件33在轨道中滑动。

驱动装置35例如是机械化螺杆，如图5中所示。装置包括具有或不具有减速齿轮的步进电机37，以及由电机37旋转的螺杆39。螺杆39与设置在滑动支撑件33中的螺母形成构件协作。螺杆39径向地延伸。其由电机37沿顺时针方向或沿逆时针方向选择性地旋转。电机37由属于测量装置11的控制构件41控制。

因此，检测器12电机37的旋转方向朝向中心轴线X或相反地远离轴线X而径向移动。

根据未示出的变形例，电机37借由未示出的包括角传动的运动链旋转螺杆39，以便电机37位于容器3的保护免受直接来自堆芯的中子的区域。例如，电机37以一距离设置在堆芯5之上。

螺杆/螺母型的驱动机构可以例如由法国申请公开号FR 3,039,695中所述类型的群控机构的控制提供而直接地得到。

使用集成至电机37中的编码器，或使用提供用于检测移动检测器12到达内侧位置和外侧位置时的行程末端检测器，来测量移动检测器12的径向位置。

移动检测器12的位置也可以通过测量传送至电机37的相位的控制间距数目或者电机37转子的旋转间距数目而计算，如在申请号FR 1,653,366下提交的专利申请中用于群集控制机构所述。

根据未示出的变形例，移动检测器12的移动机构排他地是机械的。设置该机构以便移动检测器12在容器3中一次水循环的效应下朝向其外侧位置径向放置，且由被动返回机制朝向其内侧位置返回。在高功率下，使用实质上一次流速以径向朝外移动检测器。在低功率下，减小的一次流速使得被动返回装置将检测器朝向内侧位置返回。

例如，移动机构包括移动检测器沿着其自由滑动的径向轨道。其也包括朝向移动检测器联通一次水流的隔板，设置以便一次水流推进移动检测器径向朝向容器外。被动返回机制例如是弹簧。在变形例中，被动返回机制是重力，轨道例如倾斜以便移动检测器12在其自身重力影响下朝向其内侧位置滑动。移动检测器的行程由机械挡板限制在内侧位置和外侧位置。行程末端检测器使其能够检测移动检测器12到达其内侧和外侧位置。

在一个示例性实施例中，测量装置11包括两个移动中子检测器12和三个固定中子检测器12，每个与测量链24相关联。

两个移动检测器12允许一旦反应堆启动则安全测量。

三个固定检测器12允许在功率下安全测量。当核反应堆在功率下运行时，两个移动检测器12放置在它们外侧位置中并保持运行。它们使得能够改进对中子流方位角的认知。

有利地，测量装置11进一步包括备用的移动检测器12，能够在固定检测器或移动检测器故障的情形中连接至五个测量链24之一。

通常编程测量装置11的控制构件41以执行以下步骤：

-当核反应堆1停止或以低于第一限值的功率运行时，采用放置在内侧位置的该或每个移动检测器12测量由堆芯5发出的中子通量；

-当核反应堆1以高于第一限值的功率运行时，采用该或每个固定检测器12测量由堆芯5发出的中子通量。

第一限值例如等于反应堆额定运行功率的1％。

有利地，当核反应堆1从低于第二限值的功率变为高于第二限值的功率时，该或每个移动检测器12自动地移动至其外侧位置。

相反，当核反应堆1从高于第一限值的功率变为低于第一限值的功率时，该或每个移动检测器12自动地返回至其内侧位置。

第二限值等于反应堆额定功率的百分之几，例如3％。

其他逻辑可用于对控制构件41编程，只要它们遵守之前限定的链的覆盖原理。

根据另一变形例，从核反应堆的控制室手动控制该或每个检测器模块12的移动。

现在将详细描述根据第二实施例的用于控制核反应堆1的方法。

该方法包括以下步骤：

-当核反应堆1停止或以低于第一限值的功率运行时，采用放置在内侧位置的该或每个移动检测器12测量由堆芯5发出的中子通量；

-当核反应堆1以高于第一限值的功率运行时，采用该或每个固定检测器12测量由堆芯5发出的中子通量。

通常，方法进一步包括以下步骤：

-当核反应堆1从低于第二限值的功率变为高于第二限值的功率时将该或每个移动检测器12移动至外侧位置。

第一和第二限值是以上所述那些。

该控制方法优选地包括以下步骤：

-当核反应堆1从高于第一限值的功率变为低于第一限值的功率时，使得移动检测器返回至内侧位置。

该步骤优选地自动进行，并根据其自身测量值而由每个移动检测器自主地触发。

测量装置11的控制构件41被编程以执行以上方法。

根据可适用于第二实施例的实施例变形，每个移动检测器不可在两个位置即内侧位置和外侧位置之间移动，而是可在分布于内侧位置和外侧位置之间的多个径向位置处移动。

这使其能够优化固定检测器和移动检测器之间的重叠。

现在将参照图6描述本发明的第三实施例。以下将仅详述第三实施例和第一实施例之间的差异。

将使用与第一实施例相同的参考标记标注执行相同功能的等同元件。

在第三实施例中，所有中子检测器12是固定的，且至少两个中子检测器12位于距离堆芯5各自相互不同的径向距离处，适用于核反应堆的不同功率范围。

优选地，中子检测器12分布在距离堆芯5的数个相互不同的径向距离处，例如两个不同径向距离，三个不同径向距离，或者多于三个相互不同的径向距离。

在图6中所示的示例中，两个中子检测器12位于距离堆芯第一径向距离处。这些检测器优选地相对于容器中心轴线直径相对。

两个其他中子检测器12位于距离堆芯的第二径向距离处，第二径向距离小于第一距离。这些检测器优选地相对容器中心轴线直径相对。

另外两个其他中子检测器12位于距离堆芯第三径向距离处，第三距离居中在第一距离和第二距离之间。这些检测器优选地相对容器中心轴线直径相对。

该第三实施例使其能够从最内侧检测器朝向最外侧检测器逐渐切换测量，而同时受益于测量范围内的最佳位置。

根据一个实施例变形，中子检测器12位于距离堆芯5相互均不同的各自径向距离处。

根据第四实施例，测量装置仅包括移动中子检测器。例如，第二实施例的三个固定中子检测器由移动检测器替换。这些额外移动检测器是与参照第二实施例所述的移动检测器相同的类型。

控制器17和/或控制装置41例如包括由处理器和与处理器相关联的存储器所形成信息处理单元。在变形例中，控制器17和/或控制装置41由可编程逻辑部件诸如FPGAs(现场可编程门阵列)或专用集成电路诸如ASICs(专用集成电路)形成。