蔣波 王雷 江易蔚

【摘 要】堆芯測量系統(tǒng)實現(xiàn)了反應堆內(nèi)部中子通量、溫度等參數(shù)的實時在線監(jiān)測，對核電站的安全、經(jīng)濟運行起到了關(guān)鍵的作用。AP1000是從美國引進的第三代核電技術(shù)，HPR1000是我國自主開發(fā)的第三代核電技術(shù)，兩種堆型的堆芯測量系統(tǒng)在設計上具有相似性，但在系統(tǒng)功能、系統(tǒng)組成和系統(tǒng)結(jié)構(gòu)上存在一定的差異。本文通過比較兩者堆芯測量系統(tǒng)的相同點和不同點，為后續(xù)堆芯測量系統(tǒng)的優(yōu)化設計提供建議。

【關(guān)鍵詞】堆芯測量;HPR1000;AP1000

中圖分類號： TM623.2文獻標識碼： A文章編號： 2095-2457（2019）25-0078-002

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2019.25.038

Analysis of In-core Neutron-temperature Measurement System between HPR1000 and AP1000

JIANG Bo WANG Lei JIANG Yi-wei

（Nuclear Power Institute of China，Chengdu Sichuan 610000，China）

【Abstract】The In-core Neutron-temperature measurement system realizes real-time online monitoring of parameters such as neutron flux and temperature inside the reactor，it plays a important role in nuclear power plant.AP1000 is a third-generation nuclear power technology introduced from the United States，HPR1000 is a third generation nuclear power technology independently developed by China.The design of the In-core Neutron-temperature measurement system between the two technologies is similar，but there are some differences in system function、system component and system structure.By analyzing the similarities and differences of the two In-core Neutron-temperature measurement system，and gave some suggestions for the optimization of the ?In-core Neutron-temperature measurement system.

【Key words】Core measurement;HPR1000;AP1000

0 引言

堆芯測量系統(tǒng)為核電站反應堆的專用儀控系統(tǒng)，用于提供反應堆堆芯中子通量分布、燃料組件出口以及反應堆壓力容器上封頭腔室內(nèi)反應堆冷卻劑溫度和反應堆壓力容器水位的測量數(shù)據(jù)，實現(xiàn)對堆芯狀態(tài)的實時監(jiān)測，并根據(jù)這些測量數(shù)據(jù)結(jié)合反應堆的其他狀態(tài)參數(shù)計算反應堆的功率分布、燃料組件的線功率密度（LPD）、偏離泡核沸騰比（DNBR）、堆芯水位和最低過冷裕度等，對反應堆的安全運行具有重要的作用。為確保反應堆壓力容器下封頭的完整性，降低堆芯熔化和泄露的概率，三代核電的堆芯測量系統(tǒng)的測量組件均從反應堆壓力容器的頂蓋引入，取消了反應堆壓力容器下封頭貫穿件以提高反應堆的整體安全性。

AP1000是美國西屋公司開發(fā)設計的第三代核電堆型，HPR1000是具有中國完全自主知識產(chǎn)權(quán)的三代核電技術(shù)，HPR1000與AP1000的堆芯測量系統(tǒng)在設計與實現(xiàn)上具有一定的相似性，但又存在不同，本文從系統(tǒng)功能、系統(tǒng)組成和系統(tǒng)結(jié)構(gòu)特點分析兩種典型的三代核電堆芯測量系統(tǒng)的相同點和不同點。

1 系統(tǒng)功能差異性分析

AP1000堆芯測量系統(tǒng)的主要功能包括：為堆芯核運行最佳估計分析器（BEACON）在線三維中子注量率圖提供數(shù)據(jù)，這些數(shù)據(jù)用于堆型性能優(yōu)化，也用于校準保護和安全監(jiān)測系統(tǒng)（PMS）中使用的堆外中子探測器;為PMS和多樣化保護系統(tǒng)（DAS）提供熱電偶信號，用于堆芯過冷度監(jiān)測系統(tǒng)監(jiān)測事故后的堆芯出口溫度。

HPR1000堆型為我國自主化的三代百萬千瓦級壓水堆，HPR1000的堆芯測量系統(tǒng)功能包括：采集自給能中子探測器的電流信號，實時測量堆芯中子通量，在線計算DNBR和LPD，繪制通量圖和運行圖，并結(jié)合反應堆其他的工況數(shù)據(jù)，計算核儀表系統(tǒng)功率量程校準參數(shù);提供反應堆燃料組件冷卻劑最高溫度核平均溫度，根據(jù)反應堆冷卻劑系統(tǒng)提供的主回路壓力和安全殼大氣監(jiān)測系統(tǒng)提供的安全殼大氣絕對壓力計算反應堆冷卻劑飽和溫度，并由此計算反應堆冷卻劑的最低過冷裕度;提供反應堆壓力容器內(nèi)水位信息，尤其在事故后工況下，為操縱員提供壓力容器內(nèi)水裝量判斷所需要的信息。

從系統(tǒng)功能比較，兩種堆型均具有中子堆芯中子通量監(jiān)測和溫度監(jiān)測功能，但HPR1000堆芯測量系統(tǒng)包含了壓力容器水位測量功能，該功能用于監(jiān)測堆芯水裝量的變化，監(jiān)測反應堆的堆芯是否裸露，為操縱員評估、診斷事故后工況下的一回路熱工水力狀況提供重要的信息，可作為采用事故后控制策略和操作規(guī)程的重要判據(jù)。

2 系統(tǒng)組成差異性分析

AP1000堆芯測量系統(tǒng)在157組燃料組件中的42組中設置了測量管，具有42個測量通道，安裝有探測器的儀表套管通過反應堆壓力容器頂蓋后插入燃料組件中。堆芯測量系統(tǒng)包括兩部分：42個堆芯儀表套管組件，信號處理和和數(shù)據(jù)處理設備。每個堆芯儀表套管內(nèi)都包括7個釩（V-51）熱中子自給能探測器和1個K型（鎳鉻-鎳鋁）熱電偶，自給能探測器位于堆芯活性區(qū)，熱電偶位于燃料組件出口。每個儀表套管組件內(nèi)的探測器信號經(jīng)過一體化堆頂組件后，7個自給能探測器信號和熱電偶信號分別與信號處理機柜和補償箱連接。42組自給能探測器信號分兩路傳輸?shù)叫盘柼幚頇C柜中進行數(shù)字化處理，信號處理機柜中的電流/電壓信號轉(zhuǎn)換設備采用模數(shù)轉(zhuǎn)換器將模擬信號轉(zhuǎn)換為數(shù)字信號。42個溫度測量信號中的38個信號分別送往保護和安全監(jiān)測系統(tǒng)B列和C列的1E級數(shù)據(jù)處理子系統(tǒng)中，其余4個信號送入多樣化保護系統(tǒng)中。

HPR1000堆芯測量系統(tǒng)在177組燃料組件中的44組中設置了測量通道，采用44個中子-溫度探測器組件、4個水位探測器組件和信號處理設備來實現(xiàn)測量和監(jiān)測功能。每個中子-溫度探測器組件由7個銠自給能探測器和1個K型熱電偶，每個水位探測器組件布置了兩個水位測點，采用熱導式水位傳感器進行測量。308個SPND電流信號分四路送入4個處理柜中，44個溫度測量信號及4個水位測量信號分別送入2個堆芯冷卻監(jiān)測機柜中。

AP1000與HPR1000堆芯測量系統(tǒng)的自給能中子探測器采用不同的材料，AP1000自給能探測器采用釩發(fā)射體，HPR1000自給能探測器采用銠發(fā)射體。釩發(fā)射體的熱中子反應截面小、燃耗率低，半衰期長，釩自給能探測器的使用壽命長，對反應堆的局部功率擾動小，但靈敏度低，信號延遲響應時間長;中子-溫度探測器組件安裝于燃料組件的儀表管內(nèi)，由于儀表管內(nèi)徑小，為提高中子靈敏度，需要采用較長的靈敏段，每個組件內(nèi)7支釩自給能探測器的靈敏段長度不一致，一支釩探測器的靈敏段長度為堆芯高度，其余6支自給能探測器的長度以堆芯高度的1/7順序遞減。銠發(fā)射體的熱中子反應截面大、燃耗率高，半衰期短，釩自給能探測器的靈敏度高、但相對壽命短，對反應堆的局部功率有一定的擾動;銠自給能探測器的靈敏高，中子-溫度探測器組件中的7支探測器采用相同長度靈敏段，沿堆芯活性段高度等距布置。

3 系統(tǒng)結(jié)構(gòu)差異性分析

AP1000堆芯測量系統(tǒng)的中子-溫度測量組件信號通過一體化堆頂組件后，在接線板上7個自給能探測器信號與熱電偶信號分開，采用兩組獨立的電纜和連接器，分別與信號處理機柜和補償箱連接。294個中子信號分兩路傳輸?shù)胶藣u內(nèi)的兩個自給能探測器信號處理機柜中，在信號處理機柜中將模擬信號轉(zhuǎn)換為數(shù)字信號，這些數(shù)字信號采用多路復用傳輸方式，采用兩個獨立的通信鏈路通過電氣貫穿件傳送到安全殼外。數(shù)字信號通過高速以太網(wǎng)送到多重計算機服務器，然后傳送到堆芯核運行最佳估計分析器（BEACON）中，結(jié)合其他數(shù)據(jù)計算反應堆三維堆芯功率分布、DNBR、LPD，并為反應堆運行人員提供可視數(shù)據(jù)、報警信息。42個溫度測量信號中的38個1E級信號分別送往保護和安全監(jiān)測監(jiān)測系統(tǒng)B列和C列的1E級數(shù)據(jù)處理子系統(tǒng)中，用于堆芯冷卻監(jiān)視計算。其余4個非1E級信號送入多樣化保護系統(tǒng)中，經(jīng)過處理后在多樣化保護機柜和主控室的DAS專用盤上進行顯示。

HPR1000的堆芯測量系統(tǒng)中子-溫度測量組件信號進過一體化堆頂組件、連接板后，后分兩路通過電氣貫穿件，中子和溫度測量信號在電氣貫穿件外側(cè)分開。308支中子信號分四路送入4個中子通量測量信號處理柜中，每個處理柜堆對采集到的電流信號進行查差分、濾波、A/D轉(zhuǎn)換、信號延遲消除等處理，同時接收電廠工況信息及其他計算參數(shù)，進行LPD和DNBR快速計算后將數(shù)據(jù)發(fā)送至控制柜，控制柜實現(xiàn)堆芯三維功率分布顯示，LPD和DNBR精細計算、運行圖、報警、堆外核測量系統(tǒng)校準系數(shù)計算。經(jīng)運算處理后，實時顯示堆芯三維功率分布，各SPND測點對應的中子通量和設備狀態(tài)等信息，并將部分結(jié)果輸出至DCS進行顯示和記錄，同時送至主控室專用顯示器顯示。堆芯冷卻機柜實現(xiàn)溫度轉(zhuǎn)換、測量校核、飽和溫度計算、過冷裕度計算、水位計算等數(shù)據(jù)處理，并將堆芯溫度、水位信息輸出至電廠計算機信息和控制系統(tǒng)、記錄儀、后備盤常規(guī)指示儀和服務單元監(jiān)測堆芯溫度、壓力容器水位信息。

AP1000堆芯測量系統(tǒng)的中子信號處理機柜位于安全殼內(nèi)，對模擬信號進行數(shù)字化處理后傳輸至安全殼外，可以使穿過電氣貫穿件的導線數(shù)量顯著減少，但機柜需要滿足安全殼內(nèi)運行環(huán)境要求。HPR1000堆芯測量系統(tǒng)的信號處理柜位于安全殼外，穿過電氣貫穿件的導線數(shù)量多，但對機柜的環(huán)境適應性要求較低。

4 結(jié)語

本文對兩種典型的三代核電堆型HPR1000和AP1000的堆芯測量系統(tǒng)的功能、系統(tǒng)組成、結(jié)構(gòu)特點進行比較，并對其中的差異性進行分析。兩種堆芯測量系統(tǒng)為適應各自的堆型特征而采取不同的功能、探測器類型、設備布置、信號傳輸模式，均能滿足三代核電堆芯測量要求，后續(xù)可根據(jù)其系統(tǒng)建設成本、設備使用壽命、維護頻率、運行成本綜合考慮，對其系統(tǒng)進行優(yōu)化。

【參考文獻】

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