CAP系列核電站堆內外核測系統(tǒng)國產(chǎn)化探討

舒 毅 ，湯仲鳴 ，胡鑄萱

(1.國家核電技術公司，北京 100029；2.國核自儀系統(tǒng)工程有限公司，上海 200241)

0 引言

非能動大型先進壓水堆(China advanced passive pressurized water reactor，CAP) 系列核電站堆內外核測系統(tǒng)包括堆外核測系統(tǒng)和堆芯儀表系統(tǒng)兩個獨立的系統(tǒng)，兩個系統(tǒng)的設計與以往國內其他核電站設計均有所不同。堆外核測系統(tǒng)為安全級儀控系統(tǒng)，用于反應堆停堆保護，其中中間量程通道使用裂變電離室，確保反應堆在事故工況下也能夠實現(xiàn)中子注量率監(jiān)測。堆芯儀表系統(tǒng)為非安全級儀控系統(tǒng)，使用自給能探測器，從反應堆堆芯頂部插入堆芯活性區(qū)進行中子注量率測量。

基于CAP系列核電站堆內外核測系統(tǒng)的探測方法和設計理念存在較大的不同。本文通過分析比對兩者的特點和差異可知，CAP系列核電站堆內外核測系統(tǒng)相較國內以往的設計作了多項技術革新。堆芯自給能探測器和中間量程裂變室的應用，將成為堆內外核測系統(tǒng)的發(fā)展趨勢。

1 系統(tǒng)功能

1.1 堆外核測系統(tǒng)功能

第三代CAP系列核電堆外核測系統(tǒng)是反應堆保護系統(tǒng)的子系統(tǒng)，為反應堆保護系統(tǒng)提供執(zhí)行相關保護功能所需的反應堆功率水平和分布信號，并提供反應堆事故后監(jiān)測功能。

堆外核測系統(tǒng)包含3個量程(源量程、中間量程和功率量程)中子探測器。在反應堆壓力容器和一次屏蔽防護層之間沿反應堆周向的4個徑向位置，布置了12個中子探測器。3個量程探測器的測量范圍相互重疊，可實現(xiàn)從完全停堆狀態(tài)到滿功率狀態(tài)的反應堆中子注量率監(jiān)測，并具有200%超功率的監(jiān)測能力[1-2]。

1.2 堆芯儀表系統(tǒng)功能

堆芯儀表系統(tǒng)主要具有以下3大功能。

①為堆芯運行和分析系統(tǒng)提供自給能中子探測器信號，用于在線監(jiān)測堆芯三維功率場分布，優(yōu)化堆芯性能。

②為反應堆保護系統(tǒng)、多樣性驅動系統(tǒng)提供熱電偶信號，用于事故后堆芯出口冷卻溫度監(jiān)測。

③探測器組件需維持一回路壓力邊界完整性。

2 系統(tǒng)組成

堆外核測系統(tǒng)結構如圖1所示。

圖1 堆外核測系統(tǒng)結構圖

堆外核測系統(tǒng)由4個相同且獨立的設備通道組成，每個通道分別與保護和安全監(jiān)測系統(tǒng)(protection and safety monitoring system,PMS)的A、B、C、D 4個序列中的一個相連，執(zhí)行源量程(source range，SR)、中間量程(intermediate range，IR)、功率量程(power range，PR)的信號處理，以確保對從停堆工況到滿功率運行堆芯泄漏中子注量率測量的全覆蓋。每個量程的核測系統(tǒng)包含相應量程的探測器、傳輸電纜以及信號處理系統(tǒng)等，3個量程之間互相重疊，以確保連續(xù)監(jiān)測反應堆功率范圍約為10-9%～200%額定熱功率(rated thermal power,RTP)，為反應堆提供連續(xù)、可靠的啟動和超功率保護[3-4]。

2.1 源量程測量通道

采用BF3或涂硼正比計數(shù)管探測器，量程覆蓋6個量級，監(jiān)測反應堆功率范圍約為(10-9%～10-3%)RTP。探測器輸出與中子注量率成比例的計數(shù)率信號，通過前置放大器進行初級放大后傳送給核測儀表信號處理機柜，為反應堆保護系統(tǒng)提供反應堆啟動保護的堆功率輸入信號和指示信號。

2.2 中間量程測量通道

采用裂變室探測器，量程覆蓋8個量級，監(jiān)測反應堆功率范圍約為(10-6%～200%)RTP。探測器輸出與中子注量率成比例的計數(shù)率或電壓信號，經(jīng)前置放大器處理后傳送給核測儀表信號處理機柜，為反應堆保護系統(tǒng)提供反應堆啟動和超功率保護輸入信號、反應堆功率指示和事故后監(jiān)測信號。

2.3 功率量程測量通道

采用非補償電離室探測器，量程覆蓋2個量級，監(jiān)測反應堆功率范圍約為(1%～160%)RTP。探測器輸出與中子注量率成比例的電流信號。該信號直接傳送給核測儀表信號處理機柜，為反應堆保護系統(tǒng)提供反應堆超功率保護輸入信號和反應堆功率指示信號[5-6]。

堆芯儀表系統(tǒng)包含48個堆芯儀表套管組件和相應的礦物絕緣信號電纜以及2個配置完全相同的信號處理機柜。每個堆芯儀表套管組件內裝有7個釩自給能中子探測器和1個接地的K型鎧裝堆芯出口熱電偶。其中：1個最長的自給能探測器的靈敏區(qū)對應整個反應堆活性區(qū)高度，其余6個自給能探測器的長度依次等差遞減。堆芯儀表套管組件通過反應堆壓力容器頂蓋插入到堆芯活性區(qū)，置于燃料組件內。

堆芯儀表系統(tǒng)使用礦物絕緣電纜傳送儀表套管組件熱電偶和自給能探測器信號，發(fā)送熱電偶信號給反應堆保護系統(tǒng)和多樣化驅動系統(tǒng)，自給能探測器信號傳送給堆芯信號處理機柜。為保證發(fā)生單一部件故障時不會導致超過50%的自給能探測輸出信號失效，堆芯儀表系統(tǒng)的336 個自給能探測器輸出信號被平均分為獨立的2組，分別送到各自信號處理機柜。每個機柜處理168個自給能探測器信號。48個堆芯出口熱電偶信號中：4個信號發(fā)送到安全殼外的多樣化驅動系統(tǒng)機柜，44個信號發(fā)送到安全殼外的反應堆保護系統(tǒng)機柜。

2.4 堆芯儀表套管組件

堆芯儀表系統(tǒng)中的48個堆芯儀表套管組件(in-core instrument thimble assembly，IITA)在堆芯內呈徑向分布，每個IITA內包含7個自給能探測器(self powered detector，SPD)和1個堆芯出口熱電偶(core exit thermocouple，CET)。SPD在IITA套管內呈軸向分布，用于測量堆內各區(qū)域的中子注量率，CET位于燃料組件上方，用于測量堆芯出口冷卻劑溫度[7]。

堆芯儀表系統(tǒng)結構如圖2所示。

圖2 堆芯儀表系統(tǒng)結構圖

2.5 礦物質絕緣電纜

礦物質絕緣(mineral insulation，MI)電纜連接至IITA電氣接插件，將IITA輸出的SPD信號和CET信號進行分離，SPD信號傳輸?shù)蕉研拘盘柼幚頇C柜，CET信號通過安全殼貫穿件傳輸?shù)綒ね獾姆磻驯Ｗo系統(tǒng)和多樣化驅動系統(tǒng)。MI電纜結構如圖3所示。

圖3 MI電纜結構圖

2.6 信號處理機柜

信號處理機柜位于安全殼內，2個冗余信號處理機柜接收分離后的2組SPD信號(每組7×24個SPD輸出)。信號處理機柜將自給能中子探測器的弱電流信號轉換成數(shù)字信號后，通過光纖發(fā)送到安全殼外的堆芯監(jiān)測系統(tǒng)服務器。

堆芯儀表系統(tǒng)信號處理機柜由3個信號處理機箱、媒介轉換裝置和AC/DC轉換電源等構成，每個信號處理機箱包括2塊數(shù)據(jù)鏈路卡和8塊放大器卡。

2.6.1 放大器卡的主要功能

用于將釩自給能探測器輸出的微弱電流信號轉化為電壓信號，然后利用A/D轉換器將其轉換為數(shù)字信號。數(shù)字信號經(jīng)過微處理器處理后，通過基于Modbus協(xié)議的RS-422總線將其傳送給數(shù)據(jù)鏈路卡。

2.6.2 數(shù)據(jù)鏈路卡的主要功能

通過基于Modbus協(xié)議的RS-422總線收集放大器卡轉換后的數(shù)據(jù)，對收集到的數(shù)據(jù)進行打包處理后傳送給媒介轉換模塊，媒介轉換模塊將其轉換為光纖信號，傳送給機柜外的應用服務器。主機箱中的數(shù)據(jù)鏈路卡定義為主數(shù)據(jù)鏈路卡，從機箱中的數(shù)據(jù)鏈路卡定義為從數(shù)據(jù)鏈路卡。主數(shù)據(jù)鏈路卡采集兩個從數(shù)據(jù)鏈路卡的數(shù)據(jù)。所有卡件的地址識別采用物理地址。各種卡件將根據(jù)插在機箱中的位置來識別物理地址，并以此作為通信地址。所有數(shù)據(jù)鏈路卡和放大器卡之間可以互換位置，無需對其硬件或固件進行修改或配置。機柜與數(shù)據(jù)鏈路服務器之間通信采用Ethernet Modbus TCP/IP 協(xié)議。

3 系統(tǒng)主要技術指標

堆外核測儀表4個通道(從探測器到核測儀表信號處理機柜)應滿足電氣隔離和實體隔離的要求，且性能和功能應完全相同。源量程、中間量程和功率量程信號處理組件之間的量程應重疊，輸出的模擬和數(shù)字信號應適合PMS數(shù)據(jù)采集和信息處理設備的接口和處理要求。此外，中間量程通道(從探測器到核測儀表信號處理機柜)在設計基準事故和事故后至少4個月能提供事故監(jiān)測功能[8]。

堆內儀表套管組件安全分級為SC-2、抗震I類，礦物質絕緣電纜安全分級為1E、抗震I類，堆芯信號處理機柜安全分級為N1E、抗震II類。堆芯儀表系統(tǒng)主要技術性能指標如表1所示。

表1 堆內儀表系統(tǒng)主要技術性能指標

4 關鍵設計優(yōu)勢分析

4.1 堆外核測系統(tǒng)事故后監(jiān)測能力

相較以往二代和二代加核電站通常使用的補償電離室探測器，CAP系列堆外核測系統(tǒng)的最大技術特點為中間量程探測器采用裂變電離室。由于裂變電離室工作時反應能量大，相較補償電離室具有更強的抗γ射線干擾能力，能夠在強γ場下測量低中子注量率，因此具備更寬泛的量程，更加適用于反應堆事故后的監(jiān)測。

美國三哩島事故后，升版后的RG1.97-2006標準對事故后監(jiān)測提出了更嚴格的要求，以確保在事故工況下仍能真實反映反應堆的中子注量率水平。傳統(tǒng)的補償電離室技術采用γ信號進行補償，以消除γ信號產(chǎn)生的影響。但是在某些特殊情況下(例如設計基準事故后)，當中子注量率相對較低而γ劑量率相對較高，補償電離室在事故后的開始階段甚至有可能在幾天內都無法如實反映中子注量率，無法完全滿足RG1.97-2006標準要求。CAP系列堆外核測系統(tǒng)采用坎貝爾技術的寬量程裂變室探測器，在γ劑量率高于1×106R/h的情況下，仍可探測到反應堆的中子注量率水平，從而有效解決了事故工況下特別是事故發(fā)生初期的反應堆中子注量率水平的監(jiān)測難題[9]。

4.2 實時三維堆芯功率分布

目前，國內除田灣核電站外的其他商用核電站均采用離線式的方法進行反應堆堆芯功率分布測量，即從反應堆堆腔底部插入微型裂變室，來定期校準堆芯內部的功率分布狀態(tài)。這樣就必須在反應堆底部開孔，增加壓力容器泄漏的可能性，也不利于人員輻照劑量和人工成本的控制。

CAP系列核電站堆芯儀表系統(tǒng)使用自給能探測器，從反應堆壓力容器頂部將探測器直接插入堆芯活性區(qū)域，實現(xiàn)堆芯中子注量率的在線測量，并實時生成反應堆三維功率分布圖。CAP系列核電站堆芯儀表系統(tǒng)的技術方案滿足輕水反應堆用戶要求文件，避免壓力容器底部開孔及泄漏的可能性。自給能探測器不需要外部供電，具有可靠性高、使用壽命長、使用價值高等特點，滿足進行在線式監(jiān)測堆內中子注量率的要求。

5 國產(chǎn)化研究重點

5.1 弱信號長距離傳輸

堆內外核測系統(tǒng)探測的均為微弱的中子信號，弱信號的長距離傳輸是保證核測系統(tǒng)長期穩(wěn)定運行的關鍵因素。核測設備需采取良好屏蔽措施以增強抗外接干擾的效果，同時在電路上增加濾波電路，以提高探測器、電纜和信號處理系統(tǒng)之間的匹配性。

5.2 用于事故后監(jiān)測的裂變室探測器

相較于二代和二代加核電站，CAP系列核電站堆外核測系統(tǒng)采用事故后γ甄別能力更強的裂變室作為中間量程通道探測器，以保證事故工況下對反應堆中子注量率進行持續(xù)監(jiān)測。由于核探測技術專業(yè)性強，我國在大型商用反應堆裂變電離室探測器技術起步晚、經(jīng)驗少，裂變室探測器的材料選擇、鍍鈾工藝和試驗驗證方法等均需要重點研究和攻關。

5.3 自給能探測器拉制工藝研究

自給能探測器為堆芯中子探測的關鍵設備。探測器材料選擇、拉制和旋鍛工藝為自給能探測器的核心技術，需通過大量樣件的試制、工藝摸索和堆上試驗的驗證，全面掌握自給能探測器的加工制造工藝，定位關鍵檢驗要求和檢驗環(huán)節(jié)，保證自給能探測器產(chǎn)品的一致性和穩(wěn)定性。

5.4 CAP系列核電站設計基準事故鑒定要求

CAP系列核電站設計為第三代非能動壓水堆核電站，其設計基準事故的環(huán)境要求較以往二代加核電站和目前的華龍一號核電站都更為嚴苛。堆外核測系統(tǒng)中間量程通道涉及事故后浸沒4個月，堆芯儀表系統(tǒng)的核級熱電偶涉及事故監(jiān)測1年，且有嚴重事故可用性要求。以上設計基準事故要求和嚴重事故要求，對堆內外核測系統(tǒng)設備的性能和可靠性方面都提出了更高的要求，大大增加了產(chǎn)品研發(fā)的難度，提高了技術準入門檻。[9]

6 結束語

CAP系列第三代核電站堆內外核測系統(tǒng)相較以往二代和二代加核電站的核測系統(tǒng)設計作了較大的升級和優(yōu)化，提升了核電站事故后監(jiān)測能力和堆芯功率分布監(jiān)測的實時監(jiān)測能力。

在堆內外核測系統(tǒng)國產(chǎn)化研制的過程中，遵循相關設計理念和規(guī)范，解決了研制過程中遇到的技術難題，設備各項指標滿足第三代核電需求。該研制成果將在CAP1400示范工程項目中得以應用。