國內壓水堆核電機組CNFM系統發展歷程概述

樊則貴 黃偉強 王旭

摘? 要：堆芯中子通量測量系統是壓水堆核電站核測系統的主要組成部分，用于測量反應堆堆芯中子注量率水平，從而提供反應堆的功率分布情況，同時校準堆外核儀表系統和LOCA監側系統。因此堆芯中子通量測量系統是核電廠重要儀表系統，它的運行可靠性直接影響核電廠的安全穩定運行。本文沿著中國大陸核電的建設歷程講述國內壓水堆核電機組堆芯中子通量測量系統的發展情況，并以此為基礎對其未來的發展趨勢做出初步預測，可為核電廠堆芯中子通量測量系統變更改造、創新設計提供重要參考。

關鍵詞：堆芯中子通量測量? 壓水堆? 發展歷程? 核電機組

中圖分類號：TM62 ? ? ? ? ? 文獻標識碼：A 文章編號：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，我國自行設計的第一座30萬kW級壓水堆核電站在浙江省海鹽縣的秦山開工建設，開創了中國核電建設和中國核工業發展的新紀元。如今，中國大陸的核電站建設已走過35年的光輝歲月，實現了自主設計、建造、運行30萬kW、60～100萬kW壓水堆核電站的跨越式發展[1]。堆芯中子通量測量（CNFM）系統是壓水堆核電站核測系統的主要組成部分，用于測量反應堆堆芯中子注量率水平，從而提供反應堆的功率分布情況，同時校準堆外核儀表系統和LOCA監側系統。因此CNFM系統是核電廠重要儀表系統，它的運行可靠性直接影響核電廠的安全穩定運行。本文將介紹國內壓水堆核電機組CNFM系統的發展歷程，并以此為基礎對其系統未來的發展趨勢做出初步預測，可為核電廠CNFM系統變更改造、創新設計提供重要的參考。

1? 二代及二代加CNFM系統概述

由表1可知，除了田灣核電1至4號機組以外，國內二代及二代加壓水堆核電機組CNFM系統均采用“L”型可移動式微型裂變室測量系統。其主要由一回路密封邊界、機械執行機構和控制測量三大部分組成。中子通量探測器通過指套管內部插入堆芯。指套管沿著L形導向管一直插至堆芯頂部，并與手動閥、密封段組成一回路壓力邊界。機械執行機構由電動閥、路選擇器、路組選擇器、組選擇器、驅動單元等組成，以實現將探測器插入指定的通道。控制測量部分由模擬測量機箱、邏輯機箱、機電回路及其他顯示裝置組成，以實現通量信號的輸出和探測器運動狀態的控制和顯示。此外，控制測量部分按堆芯設計需求分成3～5組，每組最多對應10個通道，各組之間按一定的順序可相互支援[2]。

當需要進行堆芯中子通量測量時，各探測器先順序插入同一管道，以相互刻度;或者所有探測器均插入各自的救援通道的第一個管道，以便與接線來正常測量時的第一個管道形成校核。在通量測量過程中，所有驅動單元同步工作，將所有微型裂變電離室同時經由組選擇器、帶路組選擇器的路選擇器、電動閥、密封組件、手動閥、指套管等，從反應堆壓力容器底部插入堆芯，并上行至活性區頂部再下行記錄數據。堆芯中子通量測量結束后，需手動輸入反應堆功率、硼濃度、燃耗等反應堆堆芯重要參數以便產生中間文件用于離線數據處理，校核堆外核儀表系統以及LOCA監視系統。換料大修前期，堆芯儀表間CNFM系統相關機電設備解體之后，反應堆開蓋卸料之前，指套管從給定的堆芯高度抽出;換料大修后期，反應堆裝料后，堆芯儀表間相關機電設備恢復之前，指套管穿過手動閥、二次澆灌混凝土生物屏蔽構筑物，沿導向管從反應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號機組CNFM系統采用固定式自給能中子探測器（SPND）測量系統。該系統為了減少一回路冷卻劑泄露的概率，提高反應堆的安全性，不僅摒棄傳統的壓力容器底封頭開孔測量方式，率先采用壓力容器頂部開孔插入測量方式，而且使用中子溫度探測器組件（用于堆芯中子通量測量的自給能中子探測器和用于反應堆堆芯溫度測量的熱電偶被集成為一體，合稱中子溫度探測器組件），大大減少壓力容器開孔數量（VVER核電機組壓力容器底封頭上不設任何開孔。壓力容器頂蓋上設有121個控制棒驅動機構管座，18個堆芯儀表接管，1個排氣管和一個后備接管[3]）。此外，壓力容器水位測量方面，在3個中子溫度測量組件中設計了帶加熱板的熱電偶[4]，其環路電纜相對其他中子溫度測量組件相應的多了一個接頭，而這個多出來的接頭便把反應堆堆芯水位信號傳輸至水位監測箱[5]。因其不僅完成堆芯中子通量測量，而且實現反應堆堆芯溫度和水位測量，固稱作堆芯測量系統。

整個系統由54個內含7個沿堆芯高度等距離分布銠SPND和不定數量熱電偶的中子溫度探測器組件及40個熱電阻溫度計組成。與傳統保護系統設計一樣，系統設計了4個下層控制保護機柜，主要完成如下任務：（1）采集來自就地儀表的的模擬和離散信號;（2）將模擬信號轉換為數字信號;（3）計算燃料棒線功率密度（LPD）和偏離泡核沸騰比（DNBR），并在其超過設定值時形成預保護、應急保護信號;（4）與其他機柜進行信息交換。該系統還設計了兩個上層信息處理機柜（互為備用），完成堆芯中子物理計算，向上實時地將反應堆當前的狀態信息傳遞給綜合分析系統和OM-690系統，向下定期將功率分布信息傳遞給控制保護系統。

2? 三代CNFM系統概述

如表2所示，無論是從美國引進的三代核電技術AP1000，還是從法國引進的三代核電技術EPR，甚至我國自主設計研發的具有完整知識產權的第三代百萬千瓦級壓水堆核電技術華龍一號（HPR1000），它們的CNFM系統均采用了固定式自給能中子探測器（SPND）測量系統，但在靈敏體材料、探測器結構、插入方式、信號處理等方面卻各不相同。

在中子探測器的選型上面，AP1000、EPR、HPR1000的堆芯中子通量測量系統分別采用了釩、鈷、銠自給能探測器。從探測器的結構上看，AP1000將7個釩SPND和1個用于堆芯燃料組件出口溫度測量的熱電偶組裝在一個IITA中，其中最長的一個SPND可覆蓋整個燃料組件活性區長度，另外6根以最長一根長度的1/7遞減[6];在EPR的CNFM系統中設置了12個內置6個沿堆芯軸向高度均勻布置的鈷SPND的測量組件[7];華龍一號CNFM系統的探測器組件由7個自給能探測器和1個熱電偶以及1個作為熱電偶冷端補償元件的Pt100鉑電阻組成。從探測器插入堆芯的形式來看，AP1000機組在其壓力容器（RPV）頂部設置了8個快速鎖定連接裝置，42個IITA必須首先經過它們才能進入堆芯并沿導向通道到達不同位置的燃料組件的儀表導向管內[6]。EPR機組在其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、水位測量柱相連接的部件，其中12組堆芯儀表柱用于引導和支撐CNFM系統和堆外溫測系統的測量裝置[8]。華龍一號機組在其RPV頂蓋外圍均勻分布12個堆測管座，44個中子溫度探測器組件和4個熱傳導式水位探測器組件必須首先經過它們才能進入RPV并沿著導向管走向并插入堆芯燃料組件內的測量通道。

從信號傳輸和信號處理方面來看，AP1000的SPND測量系統采用分列設計，首先將所有SPND信號分成兩列送至SPS機柜進行處理，然后再送至功率分布計算軟件，生成堆芯功率分布圖[6]。EPR的SPND測量系統延續傳統的保護通道設計思路，首先將12組SPND信號分成4個保護通道送至對應的保護機柜進行信號處理，而后再將處理后的信息以一定的方式送至反應堆保護系統。HPR1000則將二者揉合，首先將44個中子溫度測量組件分成A、B兩列，在電氣貫穿件外側將溫度信號和SPND信號分開成不同的電纜，引出后的SPND信號送到4個保護通道處理柜，溫度信號送到2個堆芯冷卻監視機柜。

值得一提的是，EPR的CNFM系統除了一套固定式SPND測量系統以外，還配備了氣動球測量系統（AMS）。其設計40個測量通道，當需要進行堆芯中子通量測量時，金屬釩球被氣動系統“吹”入燃料組件內的專用測量通道，待活化一段時間后又被反吹至測量臺。通過測量被活化的金屬釩球因β衰變釋放的γ射線的活度，便可以知道所測位置的堆芯中子通量。不難看出，與“L”型移動式微型裂變室測量系統一樣，AMS只能實現離線堆芯中子通量測量，因此只能用來進行定期的尋檢和標定、校準，無法實現反應堆堆芯中子通量的實時測量[7]。

3? CNFM發展趨勢分析

除了田灣核電1至4號機組以外，國內二代及二代加壓水堆核電機組CNFM系統均采用“L”型可移動式微型裂變室測量系統。帶有螺旋電纜的微型裂變電離室由驅動單元的驅動齒輪驅動，經過組選擇器、路選擇器、電動閥、密封組件、手動閥等設備后，經由反應堆壓力容器底部進入插在堆芯燃料組件內的指套管，來測量堆芯內的中子注量率水平。然而，隨著機組容量的增加，相應的堆芯中子通量測量軌跡數也逐漸增加，最終使得壓力容器底部開孔數量以及完成堆芯中子通量測量的手動閥、電動閥、密封組件、路選擇器、組選擇器、驅動單元數量大幅度增加，不僅提高了反應堆一回路冷卻劑的泄露的概率率，增加了反應堆的不安全系數，還抬高了壓水堆核電機組的建設成本、延長了反應堆中子通量測量的時間[8]。為此，田灣1至4號機組率先引進俄羅斯VVER1000/AES91壓水堆核電機組，其CNFM系統采用固定式SPND測量系統。自給能中子通量測量探測器固定于反應堆壓力容器頂部，實時監測并計算出反應堆內燃料元件線功率及DNBR，在其超過設定值時形成保護信號。為此可以說VVER1000/AES91在安全方面基本滿足第三代壓水堆核電要求。此后，無論是從美國引進的三代核電技術AP1000，還是從法國引進的三代核電技術EPR，甚至我國自主設計研發的具有完整知識產權的第三代百萬千瓦級壓水堆核電技術HPR1000，它們都不約而同地采用了固定式SPND測量系統，徹底摒棄傳統的壓力容器底封頭開孔測量的方式，均選擇從壓力容器頂蓋插入堆芯進行測量，大大降低了一回路冷卻劑泄露的概率，全面提升了反應堆的安全水平，更大幅度節省了堆芯中子通量測量的時間，使得核電更加安全、高效、清潔而且經濟[9]。

為此，國內二代及二代加壓水堆核電機組正在緊鑼密鼓的實施變更改造甚至創新設計工作，以期在全面提升CNFM系統的運行可靠性，不斷提高機組的安全水平的同時，大幅度降低機組建設所需的人力、物力及時間成本。

未來，三代壓水堆核電機組將成為主流，自給能中子通量探測器將與溫度探測器、水位探測器等反應堆壓力容器上部部件朝著集成化、一體化、國產化的方向發展，不斷減少反應堆壓力容器頂蓋的開孔數量，持續降低一回路冷卻劑的泄露概率，不斷提升反應堆的安全水平。另外，CNFM系統的儀控信號處理平臺也將逐步實現國產化、規模化和標準化，為“國家名片”走出去添磚加瓦。

4? 結語

本文梳理了國內壓水堆核電站CNFM的發展歷程，并以此為基礎對CNFM系統未來的發展趨勢做出初步預測，可為核電廠堆芯測量系統變更改造、創新設計提供重要的參考。

核能戰略是我國安全戰略的重要組成部分，核電是我國能源結構中不可或缺的戰略能源形式。廣大核科技工作者需不忘初心，砥礪奮進，不斷優化我國核電設計、建造、運營以及管理水平，不斷增強中國核電走出去的綜合實力。

參考文獻

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[3] 王大明，龍昌利.華龍一號與VVER堆芯測量系統差異性分析[J].科技創新，2018（4）：4.

[4] 羅懌哲.EPR核電堆芯儀表管嘴封頭的裝拆工藝與密封試驗[D].廣州：南華大學核科學技術學院，2018.

[5] 堆芯測量（RII）系統手冊第2-5章[內部資料][Z].

[6] 李悅，李明.第三代核電站與二代核電站的化學與容積控制系統的對比[J].科技資訊，2015，13（33）：58-59.

[7] 孫林寧.AP1000壓水堆功率控制模式淺析[J].科技資訊，2015，13（6）：42-43.

[8] 劉慶.大型壓水堆核電機組一回路系統建模研究[D].北京：華北電力大學，2017.