樊則貴 黃偉強(qiáng) 王旭

摘? 要：堆芯中子通量測(cè)量系統(tǒng)是壓水堆核電站核測(cè)系統(tǒng)的主要組成部分，用于測(cè)量反應(yīng)堆堆芯中子注量率水平，從而提供反應(yīng)堆的功率分布情況，同時(shí)校準(zhǔn)堆外核儀表系統(tǒng)和LOCA監(jiān)側(cè)系統(tǒng)。因此堆芯中子通量測(cè)量系統(tǒng)是核電廠(chǎng)重要儀表系統(tǒng)，它的運(yùn)行可靠性直接影響核電廠(chǎng)的安全穩(wěn)定運(yùn)行。本文沿著中國(guó)大陸核電的建設(shè)歷程講述國(guó)內(nèi)壓水堆核電機(jī)組堆芯中子通量測(cè)量系統(tǒng)的發(fā)展情況，并以此為基礎(chǔ)對(duì)其未來(lái)的發(fā)展趨勢(shì)做出初步預(yù)測(cè)，可為核電廠(chǎng)堆芯中子通量測(cè)量系統(tǒng)變更改造、創(chuàng)新設(shè)計(jì)提供重要參考。

關(guān)鍵詞：堆芯中子通量測(cè)量? 壓水堆? 發(fā)展歷程? 核電機(jī)組

中圖分類(lèi)號(hào)：TM62 ? ? ? ? ? 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：A 文章編號(hào)：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，我國(guó)自行設(shè)計(jì)的第一座30萬(wàn)kW級(jí)壓水堆核電站在浙江省海鹽縣的秦山開(kāi)工建設(shè)，開(kāi)創(chuàng)了中國(guó)核電建設(shè)和中國(guó)核工業(yè)發(fā)展的新紀(jì)元。如今，中國(guó)大陸的核電站建設(shè)已走過(guò)35年的光輝歲月，實(shí)現(xiàn)了自主設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)行30萬(wàn)kW、60～100萬(wàn)kW壓水堆核電站的跨越式發(fā)展[1]。堆芯中子通量測(cè)量（CNFM）系統(tǒng)是壓水堆核電站核測(cè)系統(tǒng)的主要組成部分，用于測(cè)量反應(yīng)堆堆芯中子注量率水平，從而提供反應(yīng)堆的功率分布情況，同時(shí)校準(zhǔn)堆外核儀表系統(tǒng)和LOCA監(jiān)側(cè)系統(tǒng)。因此CNFM系統(tǒng)是核電廠(chǎng)重要儀表系統(tǒng)，它的運(yùn)行可靠性直接影響核電廠(chǎng)的安全穩(wěn)定運(yùn)行。本文將介紹國(guó)內(nèi)壓水堆核電機(jī)組CNFM系統(tǒng)的發(fā)展歷程，并以此為基礎(chǔ)對(duì)其系統(tǒng)未來(lái)的發(fā)展趨勢(shì)做出初步預(yù)測(cè)，可為核電廠(chǎng)CNFM系統(tǒng)變更改造、創(chuàng)新設(shè)計(jì)提供重要的參考。

1? 二代及二代加CNFM系統(tǒng)概述

由表1可知，除了田灣核電1至4號(hào)機(jī)組以外，國(guó)內(nèi)二代及二代加壓水堆核電機(jī)組CNFM系統(tǒng)均采用“L”型可移動(dòng)式微型裂變室測(cè)量系統(tǒng)。其主要由一回路密封邊界、機(jī)械執(zhí)行機(jī)構(gòu)和控制測(cè)量三大部分組成。中子通量探測(cè)器通過(guò)指套管內(nèi)部插入堆芯。指套管沿著L形導(dǎo)向管一直插至堆芯頂部，并與手動(dòng)閥、密封段組成一回路壓力邊界。機(jī)械執(zhí)行機(jī)構(gòu)由電動(dòng)閥、路選擇器、路組選擇器、組選擇器、驅(qū)動(dòng)單元等組成，以實(shí)現(xiàn)將探測(cè)器插入指定的通道?？刂茰y(cè)量部分由模擬測(cè)量機(jī)箱、邏輯機(jī)箱、機(jī)電回路及其他顯示裝置組成，以實(shí)現(xiàn)通量信號(hào)的輸出和探測(cè)器運(yùn)動(dòng)狀態(tài)的控制和顯示。此外，控制測(cè)量部分按堆芯設(shè)計(jì)需求分成3～5組，每組最多對(duì)應(yīng)10個(gè)通道，各組之間按一定的順序可相互支援[2]。

當(dāng)需要進(jìn)行堆芯中子通量測(cè)量時(shí)，各探測(cè)器先順序插入同一管道，以相互刻度;或者所有探測(cè)器均插入各自的救援通道的第一個(gè)管道，以便與接線(xiàn)來(lái)正常測(cè)量時(shí)的第一個(gè)管道形成校核。在通量測(cè)量過(guò)程中，所有驅(qū)動(dòng)單元同步工作，將所有微型裂變電離室同時(shí)經(jīng)由組選擇器、帶路組選擇器的路選擇器、電動(dòng)閥、密封組件、手動(dòng)閥、指套管等，從反應(yīng)堆壓力容器底部插入堆芯，并上行至活性區(qū)頂部再下行記錄數(shù)據(jù)。堆芯中子通量測(cè)量結(jié)束后，需手動(dòng)輸入反應(yīng)堆功率、硼濃度、燃耗等反應(yīng)堆堆芯重要參數(shù)以便產(chǎn)生中間文件用于離線(xiàn)數(shù)據(jù)處理，校核堆外核儀表系統(tǒng)以及LOCA監(jiān)視系統(tǒng)。換料大修前期，堆芯儀表間CNFM系統(tǒng)相關(guān)機(jī)電設(shè)備解體之后，反應(yīng)堆開(kāi)蓋卸料之前，指套管從給定的堆芯高度抽出;換料大修后期，反應(yīng)堆裝料后，堆芯儀表間相關(guān)機(jī)電設(shè)備恢復(fù)之前，指套管穿過(guò)手動(dòng)閥、二次澆灌混凝土生物屏蔽構(gòu)筑物，沿導(dǎo)向管從反應(yīng)堆底封頭插入堆芯至給定高度，直至下一次換料大修才再次被從給定的堆芯高度抽出。

田灣核電站1-4號(hào)機(jī)組CNFM系統(tǒng)采用固定式自給能中子探測(cè)器（SPND）測(cè)量系統(tǒng)。該系統(tǒng)為了減少一回路冷卻劑泄露的概率，提高反應(yīng)堆的安全性，不僅摒棄傳統(tǒng)的壓力容器底封頭開(kāi)孔測(cè)量方式，率先采用壓力容器頂部開(kāi)孔插入測(cè)量方式，而且使用中子溫度探測(cè)器組件（用于堆芯中子通量測(cè)量的自給能中子探測(cè)器和用于反應(yīng)堆堆芯溫度測(cè)量的熱電偶被集成為一體，合稱(chēng)中子溫度探測(cè)器組件），大大減少壓力容器開(kāi)孔數(shù)量（VVER核電機(jī)組壓力容器底封頭上不設(shè)任何開(kāi)孔。壓力容器頂蓋上設(shè)有121個(gè)控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)管座，18個(gè)堆芯儀表接管，1個(gè)排氣管和一個(gè)后備接管[3]）。此外，壓力容器水位測(cè)量方面，在3個(gè)中子溫度測(cè)量組件中設(shè)計(jì)了帶加熱板的熱電偶[4]，其環(huán)路電纜相對(duì)其他中子溫度測(cè)量組件相應(yīng)的多了一個(gè)接頭，而這個(gè)多出來(lái)的接頭便把反應(yīng)堆堆芯水位信號(hào)傳輸至水位監(jiān)測(cè)箱[5]。因其不僅完成堆芯中子通量測(cè)量，而且實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆堆芯溫度和水位測(cè)量，固稱(chēng)作堆芯測(cè)量系統(tǒng)。

整個(gè)系統(tǒng)由54個(gè)內(nèi)含7個(gè)沿堆芯高度等距離分布銠SPND和不定數(shù)量熱電偶的中子溫度探測(cè)器組件及40個(gè)熱電阻溫度計(jì)組成。與傳統(tǒng)保護(hù)系統(tǒng)設(shè)計(jì)一樣，系統(tǒng)設(shè)計(jì)了4個(gè)下層控制保護(hù)機(jī)柜，主要完成如下任務(wù)：（1）采集來(lái)自就地儀表的的模擬和離散信號(hào);（2）將模擬信號(hào)轉(zhuǎn)換為數(shù)字信號(hào);（3）計(jì)算燃料棒線(xiàn)功率密度（LPD）和偏離泡核沸騰比（DNBR），并在其超過(guò)設(shè)定值時(shí)形成預(yù)保護(hù)、應(yīng)急保護(hù)信號(hào);（4）與其他機(jī)柜進(jìn)行信息交換。該系統(tǒng)還設(shè)計(jì)了兩個(gè)上層信息處理機(jī)柜（互為備用），完成堆芯中子物理計(jì)算，向上實(shí)時(shí)地將反應(yīng)堆當(dāng)前的狀態(tài)信息傳遞給綜合分析系統(tǒng)和OM-690系統(tǒng)，向下定期將功率分布信息傳遞給控制保護(hù)系統(tǒng)。

2? 三代CNFM系統(tǒng)概述

如表2所示，無(wú)論是從美國(guó)引進(jìn)的三代核電技術(shù)AP1000，還是從法國(guó)引進(jìn)的三代核電技術(shù)EPR，甚至我國(guó)自主設(shè)計(jì)研發(fā)的具有完整知識(shí)產(chǎn)權(quán)的第三代百萬(wàn)千瓦級(jí)壓水堆核電技術(shù)華龍一號(hào)（HPR1000），它們的CNFM系統(tǒng)均采用了固定式自給能中子探測(cè)器（SPND）測(cè)量系統(tǒng)，但在靈敏體材料、探測(cè)器結(jié)構(gòu)、插入方式、信號(hào)處理等方面卻各不相同。

在中子探測(cè)器的選型上面，AP1000、EPR、HPR1000的堆芯中子通量測(cè)量系統(tǒng)分別采用了釩、鈷、銠自給能探測(cè)器。從探測(cè)器的結(jié)構(gòu)上看，AP1000將7個(gè)釩SPND和1個(gè)用于堆芯燃料組件出口溫度測(cè)量的熱電偶組裝在一個(gè)IITA中，其中最長(zhǎng)的一個(gè)SPND可覆蓋整個(gè)燃料組件活性區(qū)長(zhǎng)度，另外6根以最長(zhǎng)一根長(zhǎng)度的1/7遞減[6];在EPR的CNFM系統(tǒng)中設(shè)置了12個(gè)內(nèi)置6個(gè)沿堆芯軸向高度均勻布置的鈷SPND的測(cè)量組件[7];華龍一號(hào)CNFM系統(tǒng)的探測(cè)器組件由7個(gè)自給能探測(cè)器和1個(gè)熱電偶以及1個(gè)作為熱電偶冷端補(bǔ)償元件的Pt100鉑電阻組成。從探測(cè)器插入堆芯的形式來(lái)看，AP1000機(jī)組在其壓力容器（RPV）頂部設(shè)置了8個(gè)快速鎖定連接裝置，42個(gè)IITA必須首先經(jīng)過(guò)它們才能進(jìn)入堆芯并沿導(dǎo)向通道到達(dá)不同位置的燃料組件的儀表導(dǎo)向管內(nèi)[6]。EPR機(jī)組在其RPV頂蓋外圍均勻分布16組管嘴封頭，它是儀表接管座與堆芯儀表、水位測(cè)量柱相連接的部件，其中12組堆芯儀表柱用于引導(dǎo)和支撐CNFM系統(tǒng)和堆外溫測(cè)系統(tǒng)的測(cè)量裝置[8]。華龍一號(hào)機(jī)組在其RPV頂蓋外圍均勻分布12個(gè)堆測(cè)管座，44個(gè)中子溫度探測(cè)器組件和4個(gè)熱傳導(dǎo)式水位探測(cè)器組件必須首先經(jīng)過(guò)它們才能進(jìn)入RPV并沿著導(dǎo)向管走向并插入堆芯燃料組件內(nèi)的測(cè)量通道。

從信號(hào)傳輸和信號(hào)處理方面來(lái)看，AP1000的SPND測(cè)量系統(tǒng)采用分列設(shè)計(jì)，首先將所有SPND信號(hào)分成兩列送至SPS機(jī)柜進(jìn)行處理，然后再送至功率分布計(jì)算軟件，生成堆芯功率分布圖[6]。EPR的SPND測(cè)量系統(tǒng)延續(xù)傳統(tǒng)的保護(hù)通道設(shè)計(jì)思路，首先將12組SPND信號(hào)分成4個(gè)保護(hù)通道送至對(duì)應(yīng)的保護(hù)機(jī)柜進(jìn)行信號(hào)處理，而后再將處理后的信息以一定的方式送至反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)。HPR1000則將二者揉合，首先將44個(gè)中子溫度測(cè)量組件分成A、B兩列，在電氣貫穿件外側(cè)將溫度信號(hào)和SPND信號(hào)分開(kāi)成不同的電纜，引出后的SPND信號(hào)送到4個(gè)保護(hù)通道處理柜，溫度信號(hào)送到2個(gè)堆芯冷卻監(jiān)視機(jī)柜。

值得一提的是，EPR的CNFM系統(tǒng)除了一套固定式SPND測(cè)量系統(tǒng)以外，還配備了氣動(dòng)球測(cè)量系統(tǒng)（AMS）。其設(shè)計(jì)40個(gè)測(cè)量通道，當(dāng)需要進(jìn)行堆芯中子通量測(cè)量時(shí)，金屬釩球被氣動(dòng)系統(tǒng)“吹”入燃料組件內(nèi)的專(zhuān)用測(cè)量通道，待活化一段時(shí)間后又被反吹至測(cè)量臺(tái)。通過(guò)測(cè)量被活化的金屬釩球因β衰變釋放的γ射線(xiàn)的活度，便可以知道所測(cè)位置的堆芯中子通量。不難看出，與“L”型移動(dòng)式微型裂變室測(cè)量系統(tǒng)一樣，AMS只能實(shí)現(xiàn)離線(xiàn)堆芯中子通量測(cè)量，因此只能用來(lái)進(jìn)行定期的尋檢和標(biāo)定、校準(zhǔn)，無(wú)法實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆堆芯中子通量的實(shí)時(shí)測(cè)量[7]。

3? CNFM發(fā)展趨勢(shì)分析

除了田灣核電1至4號(hào)機(jī)組以外，國(guó)內(nèi)二代及二代加壓水堆核電機(jī)組CNFM系統(tǒng)均采用“L”型可移動(dòng)式微型裂變室測(cè)量系統(tǒng)。帶有螺旋電纜的微型裂變電離室由驅(qū)動(dòng)單元的驅(qū)動(dòng)齒輪驅(qū)動(dòng)，經(jīng)過(guò)組選擇器、路選擇器、電動(dòng)閥、密封組件、手動(dòng)閥等設(shè)備后，經(jīng)由反應(yīng)堆壓力容器底部進(jìn)入插在堆芯燃料組件內(nèi)的指套管，來(lái)測(cè)量堆芯內(nèi)的中子注量率水平。然而，隨著機(jī)組容量的增加，相應(yīng)的堆芯中子通量測(cè)量軌跡數(shù)也逐漸增加，最終使得壓力容器底部開(kāi)孔數(shù)量以及完成堆芯中子通量測(cè)量的手動(dòng)閥、電動(dòng)閥、密封組件、路選擇器、組選擇器、驅(qū)動(dòng)單元數(shù)量大幅度增加，不僅提高了反應(yīng)堆一回路冷卻劑的泄露的概率率，增加了反應(yīng)堆的不安全系數(shù)，還抬高了壓水堆核電機(jī)組的建設(shè)成本、延長(zhǎng)了反應(yīng)堆中子通量測(cè)量的時(shí)間[8]。為此，田灣1至4號(hào)機(jī)組率先引進(jìn)俄羅斯VVER1000/AES91壓水堆核電機(jī)組，其CNFM系統(tǒng)采用固定式SPND測(cè)量系統(tǒng)。自給能中子通量測(cè)量探測(cè)器固定于反應(yīng)堆壓力容器頂部，實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)并計(jì)算出反應(yīng)堆內(nèi)燃料元件線(xiàn)功率及DNBR，在其超過(guò)設(shè)定值時(shí)形成保護(hù)信號(hào)。為此可以說(shuō)VVER1000/AES91在安全方面基本滿(mǎn)足第三代壓水堆核電要求。此后，無(wú)論是從美國(guó)引進(jìn)的三代核電技術(shù)AP1000，還是從法國(guó)引進(jìn)的三代核電技術(shù)EPR，甚至我國(guó)自主設(shè)計(jì)研發(fā)的具有完整知識(shí)產(chǎn)權(quán)的第三代百萬(wàn)千瓦級(jí)壓水堆核電技術(shù)HPR1000，它們都不約而同地采用了固定式SPND測(cè)量系統(tǒng)，徹底摒棄傳統(tǒng)的壓力容器底封頭開(kāi)孔測(cè)量的方式，均選擇從壓力容器頂蓋插入堆芯進(jìn)行測(cè)量，大大降低了一回路冷卻劑泄露的概率，全面提升了反應(yīng)堆的安全水平，更大幅度節(jié)省了堆芯中子通量測(cè)量的時(shí)間，使得核電更加安全、高效、清潔而且經(jīng)濟(jì)[9]。

為此，國(guó)內(nèi)二代及二代加壓水堆核電機(jī)組正在緊鑼密鼓的實(shí)施變更改造甚至創(chuàng)新設(shè)計(jì)工作，以期在全面提升CNFM系統(tǒng)的運(yùn)行可靠性，不斷提高機(jī)組的安全水平的同時(shí)，大幅度降低機(jī)組建設(shè)所需的人力、物力及時(shí)間成本。

未來(lái)，三代壓水堆核電機(jī)組將成為主流，自給能中子通量探測(cè)器將與溫度探測(cè)器、水位探測(cè)器等反應(yīng)堆壓力容器上部部件朝著集成化、一體化、國(guó)產(chǎn)化的方向發(fā)展，不斷減少反應(yīng)堆壓力容器頂蓋的開(kāi)孔數(shù)量，持續(xù)降低一回路冷卻劑的泄露概率，不斷提升反應(yīng)堆的安全水平。另外，CNFM系統(tǒng)的儀控信號(hào)處理平臺(tái)也將逐步實(shí)現(xiàn)國(guó)產(chǎn)化、規(guī)?；蜆?biāo)準(zhǔn)化，為“國(guó)家名片”走出去添磚加瓦。

4? 結(jié)語(yǔ)

本文梳理了國(guó)內(nèi)壓水堆核電站CNFM的發(fā)展歷程，并以此為基礎(chǔ)對(duì)CNFM系統(tǒng)未來(lái)的發(fā)展趨勢(shì)做出初步預(yù)測(cè)，可為核電廠(chǎng)堆芯測(cè)量系統(tǒng)變更改造、創(chuàng)新設(shè)計(jì)提供重要的參考。

核能戰(zhàn)略是我國(guó)安全戰(zhàn)略的重要組成部分，核電是我國(guó)能源結(jié)構(gòu)中不可或缺的戰(zhàn)略能源形式。廣大核科技工作者需不忘初心，砥礪奮進(jìn)，不斷優(yōu)化我國(guó)核電設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)營(yíng)以及管理水平，不斷增強(qiáng)中國(guó)核電走出去的綜合實(shí)力。

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