国内压水堆核电机组CNFM系统发展历程概述
时间：2021-02-06 10:05:14 来源：达达文档网 本文已影响 人 
樊则贵 黄伟强 王旭
摘 要：堆芯中子通量测量系统是压水堆核电站核测系统的主要组成部分，用于测量反应堆堆芯中子注量率水平，从而提供反应堆的功率分布情况，同时校准堆外核仪表系统和LOCA监侧系统。因此堆芯中子通量测量系统是核电厂重要仪表系统，它的运行可靠性直接影响核电厂的安全稳定运行。本文沿着中国大陆核电的建设历程讲述国内压水堆核电机组堆芯中子通量测量系统的发展情况，并以此为基础对其未来的发展趋势做出初步预测，可为核电厂堆芯中子通量测量系统变更改造、创新设计提供重要参考。
关键词：堆芯中子通量测量 压水堆 发展历程 核电机组
中图分类号：TM62 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2020）07（a）-0059-05
Abstract：
The core neutron flux measurement system is the main component of the nuclear measurement system in PWR nuclear power plant. It is used to measure the neutron flux level of the reactor core， thereby providing the power distribution of the reactor and calibrating nuclear ex-core power range channel and the margin to LOCA computer. Therefore， the core neutron flux measurement system is an important instrument system for nuclear power plants， and its operational reliability directly affects the safe and stable operation of nuclear power plants. This article follows the construction of nuclear power plants in mainland China to describe the development of the core neutron flux measurement system of the domestic PWR nuclear power unit， and to make a preliminary prediction about its development trend in the future， which providing an important reference for the modification， renovation， innovative design of core neutron flux measurement system.
Key Words：
Core neutron flux measurement; Pressurized water reactor; Development history; Nuclear power unit
1985年3月20日，我国自行设计的第一座30万kW级压水堆核电站在浙江省海盐县的秦山开工建设，开创了中国核电建设和中国核工业发展的新纪元。如今，中国大陆的核电站建设已走过35年的光辉岁月，实现了自主設计、建造、运行30万kW、60～100万kW压水堆核电站的跨越式发展[1]。堆芯中子通量测量（CNFM）系统是压水堆核电站核测系统的主要组成部分，用于测量反应堆堆芯中子注量率水平，从而提供反应堆的功率分布情况，同时校准堆外核仪表系统和LOCA监侧系统。因此CNFM系统是核电厂重要仪表系统，它的运行可靠性直接影响核电厂的安全稳定运行。本文将介绍国内压水堆核电机组CNFM系统的发展历程，并以此为基础对其系统未来的发展趋势做出初步预测，可为核电厂CNFM系统变更改造、创新设计提供重要的参考。
1 二代及二代加CNFM系统概述
由表1可知，除了田湾核电1至4号机组以外，国内二代及二代加压水堆核电机组CNFM系统均采用“L”型可移动式微型裂变室测量系统。其主要由一回路密封边界、机械执行机构和控制测量三大部分组成。中子通量探测器通过指套管内部插入堆芯。指套管沿着L形导向管一直插至堆芯顶部，并与手动阀、密封段组成一回路压力边界。机械执行机构由电动阀、路选择器、路组选择器、组选择器、驱动单元等组成，以实现将探测器插入指定的通道。控制测量部分由模拟测量机箱、逻辑机箱、机电回路及其他显示装置组成，以实现通量信号的输出和探测器运动状态的控制和显示。此外，控制测量部分按堆芯设计需求分成3～5组，每组最多对应10个通道，各组之间按一定的顺序可相互支援[2]。
当需要进行堆芯中子通量测量时，各探测器先顺序插入同一管道，以相互刻度;或者所有探测器均插入各自的救援通道的第一个管道，以便与接线来正常测量时的第一个管道形成校核。在通量测量过程中，所有驱动单元同步工作，将所有微型裂变电离室同时经由组选择器、带路组选择器的路选择器、电动阀、密封组件、手动阀、指套管等，从反应堆压力容器底部插入堆芯，并上行至活性区顶部再下行记录数据。堆芯中子通量测量结束后，需手动输入反应堆功率、硼浓度、燃耗等反应堆堆芯重要参数以便产生中间文件用于离线数据处理，校核堆外核仪表系统以及LOCA监视系统。换料大修前期，堆芯仪表间CNFM系统相关机电设备解体之后，反应堆开盖卸料之前，指套管从给定的堆芯高度抽出;换料大修后期，反应堆装料后，堆芯仪表间相关机电设备恢复之前，指套管穿过手动阀、二次浇灌混凝土生物屏蔽构筑物，沿导向管从反应堆底封头插入堆芯至给定高度，直至下一次换料大修才再次被从给定的堆芯高度抽出。
田湾核电站1-4号机组CNFM系统采用固定式自给能中子探测器（SPND）测量系统。该系统为了减少一回路冷却剂泄露的概率，提高反应堆的安全性，不仅摒弃传统的压力容器底封头开孔测量方式，率先采用压力容器顶部开孔插入测量方式，而且使用中子温度探测器组件（用于堆芯中子通量测量的自给能中子探测器和用于反应堆堆芯温度测量的热电偶被集成为一体，合称中子温度探测器组件），大大减少压力容器开孔数量（VVER核电机组压力容器底封头上不设任何开孔。压力容器顶盖上设有121个控制棒驱动机构管座，18个堆芯仪表接管，1个排气管和一个后备接管[3]）。此外，压力容器水位测量方面，在3个中子温度测量组件中设计了带加热板的热电偶[4]，其环路电缆相对其他中子温度测量组件相应的多了一个接头，而这个多出来的接头便把反应堆堆芯水位信号传输至水位监测箱[5]。因其不仅完成堆芯中子通量测量，而且实现反应堆堆芯温度和水位测量，固称作堆芯测量系统。
整个系统由54个内含7个沿堆芯高度等距离分布铑SPND和不定数量热电偶的中子温度探测器组件及40个热电阻温度计组成。与传统保护系统设计一样，系统设计了4个下层控制保护机柜，主要完成如下任务：（1）采集来自就地仪表的的模拟和离散信号;（2）将模拟信号转换为数字信号;（3）计算燃料棒线功率密度（LPD）和偏离泡核沸腾比（DNBR），并在其超过设定值时形成预保护、应急保护信号;（4）与其他机柜进行信息交换。该系统还设计了两个上层信息处理机柜（互为备用），完成堆芯中子物理计算，向上实时地将反应堆当前的状态信息传递给综合分析系统和OM-690系统，向下定期将功率分布信息传递给控制保护系统。
2 三代CNFM系统概述
如表2所示，无论是从美国引进的三代核电技术AP1000，还是从法国引进的三代核电技术EPR，甚至我国自主设计研发的具有完整知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电技术华龙一号（HPR1000），它们的CNFM系统均采用了固定式自给能中子探测器（SPND）测量系统，但在灵敏体材料、探测器结构、插入方式、信号处理等方面却各不相同。
在中子探测器的选型上面，AP1000、EPR、HPR1000的堆芯中子通量测量系统分别采用了钒、钴、铑自给能探测器。从探测器的结构上看，AP1000将7个钒SPND和1个用于堆芯燃料组件出口温度测量的热电偶组装在一个IITA中，其中最长的一个SPND可覆盖整个燃料组件活性区长度，另外6根以最长一根长度的1/7递减[6];在EPR的CNFM系统中设置了12个内置6个沿堆芯轴向高度均匀布置的钴SPND的测量组件[7];华龙一号CNFM系统的探测器组件由7个自给能探测器和1个热电偶以及1个作为热电偶冷端补偿元件的Pt100铂电阻组成。从探测器插入堆芯的形式来看，AP1000机组在其压力容器（RPV）顶部设置了8个快速锁定连接装置，42个IITA必须首先经过它们才能进入堆芯并沿导向通道到达不同位置的燃料组件的仪表导向管内[6]。EPR机组在其RPV顶盖外围均匀分布16组管嘴封头，它是仪表接管座与堆芯仪表、水位测量柱相连接的部件，其中12组堆芯仪表柱用于引导和支撑CNFM系统和堆外温测系统的测量装置[8]。华龙一号机组在其RPV顶盖外围均匀分布12个堆测管座，44个中子温度探测器组件和4个热传导式水位探测器组件必须首先经过它们才能进入RPV并沿着导向管走向并插入堆芯燃料组件内的测量通道。
从信号传输和信号处理方面来看，AP1000的SPND测量系统采用分列设计，首先将所有SPND信号分成两列送至SPS机柜进行处理，然后再送至功率分布计算软件，生成堆芯功率分布图[6]。EPR的SPND测量系统延续传统的保护通道设计思路，首先将12组SPND信号分成4个保护通道送至对应的保护机柜进行信号处理，而后再将处理后的信息以一定的方式送至反应堆保护系统。HPR1000则将二者揉合，首先将44个中子温度测量组件分成A、B两列，在电气贯穿件外侧将温度信号和SPND信号分开成不同的电缆，引出后的SPND信号送到4个保护通道处理柜，温度信号送到2个堆芯冷却监视机柜。
值得一提的是，EPR的CNFM系统除了一套固定式SPND测量系统以外，还配备了气动球测量系统（AMS）。其设计40个测量通道，当需要进行堆芯中子通量测量时，金属钒球被气动系统“吹”入燃料组件内的专用测量通道，待活化一段时间后又被反吹至测量台。通过测量被活化的金属钒球因β衰变释放的γ射线的活度，便可以知道所测位置的堆芯中子通量。不难看出，与“L”型移动式微型裂变室测量系统一样，AMS只能实现离线堆芯中子通量测量，因此只能用来进行定期的寻检和标定、校准，无法实现反应堆堆芯中子通量的实时测量[7]。
3 CNFM发展趋势分析
除了田湾核电1至4号机组以外，国内二代及二代加压水堆核电机组CNFM系统均采用“L”型可移动式微型裂变室测量系统。带有螺旋电缆的微型裂变电离室由驱动单元的驱动齿轮驱动，经过组选择器、路选择器、电动阀、密封组件、手动阀等设备后，经由反应堆压力容器底部进入插在堆芯燃料组件内的指套管，来测量堆芯内的中子注量率水平。然而，随着机组容量的增加，相应的堆芯中子通量测量轨迹数也逐渐增加，最终使得压力容器底部开孔数量以及完成堆芯中子通量测量的手动阀、电动阀、密封组件、路选择器、组选择器、驱动单元数量大幅度增加，不仅提高了反应堆一回路冷却剂的泄露的概率率，增加了反应堆的不安全系数，还抬高了压水堆核电机组的建设成本、延长了反应堆中子通量测量的时间[8]。为此，田湾1至4号机组率先引进俄罗斯VVER1000/AES91压水堆核电机组，其CNFM系统采用固定式SPND测量系统。自给能中子通量测量探测器固定于反应堆压力容器顶部，实时监测并计算出反应堆内燃料元件线功率及DNBR，在其超过设定值时形成保护信号。为此可以说VVER1000/AES91在安全方面基本满足第三代压水堆核电要求。此后，无论是从美国引进的三代核电技术AP1000，还是从法国引进的三代核电技术EPR，甚至我国自主设计研发的具有完整知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电技术HPR1000，它们都不约而同地采用了固定式SPND测量系统，彻底摒弃传统的压力容器底封头开孔测量的方式，均选择从压力容器顶盖插入堆芯进行测量，大大降低了一回路冷却剂泄露的概率，全面提升了反应堆的安全水平，更大幅度节省了堆芯中子通量测量的时间，使得核电更加安全、高效、清洁而且经济[9]。
为此，国内二代及二代加压水堆核电机组正在紧锣密鼓的实施变更改造甚至创新设计工作，以期在全面提升CNFM系统的运行可靠性，不断提高机组的安全水平的同时，大幅度降低机组建设所需的人力、物力及时间成本。
未来，三代压水堆核电机组将成为主流，自给能中子通量探测器将与温度探测器、水位探测器等反应堆压力容器上部部件朝着集成化、一体化、国产化的方向发展，不断减少反应堆压力容器顶盖的开孔数量，持续降低一回路冷却剂的泄露概率，不断提升反应堆的安全水平。另外，CNFM系统的仪控信号处理平台也将逐步實现国产化、规模化和标准化，为“国家名片”走出去添砖加瓦。
4 结语
本文梳理了国内压水堆核电站CNFM的发展历程，并以此为基础对CNFM系统未来的发展趋势做出初步预测，可为核电厂堆芯测量系统变更改造、创新设计提供重要的参考。
核能战略是我国安全战略的重要组成部分，核电是我国能源结构中不可或缺的战略能源形式。广大核科技工作者需不忘初心，砥砺奋进，不断优化我国核电设计、建造、运营以及管理水平，不断增强中国核电走出去的综合实力。
参考文献
[1] 余红星，周金满，冷贵君，等.“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计研究[J].核动力工程，2019，2（1）：1-7.
[2] 陈彦发.VVER与M310机组堆内核测系统对比[J].山东工业技术，2018（10）：144.
[3] 王大明，龙昌利.华龙一号与VVER堆芯测量系统差异性分析[J].科技创新，2018（4）：4.
[4] 罗怿哲.EPR核电堆芯仪表管嘴封头的装拆工艺与密封试验[D].广州：南华大学核科学技术学院，2018.
[5] 堆芯测量（RII）系统手册第2-5章[内部资料][Z].
[6] 李悦，李明.第三代核电站与二代核电站的化学与容积控制系统的对比[J].科技资讯，2015，13（33）：58-59.
[7] 孙林宁.AP1000压水堆功率控制模式浅析[J].科技资讯，2015，13（6）：42-43.
[8] 刘庆.大型压水堆核电机组一回路系统建模研究[D].北京：华北电力大学，2017.
