三门核电堆内仪表系统特点分析

摘要：文章从三门核电堆内仪表系统（In-core Instrumentation System，简称IIS）的功能及结构出发，对堆内仪表系统的特点进行介绍，并通过与秦山一期、田湾核电等核电厂的堆内仪表系统进行比较，分析了三门核电堆内仪表系统的优缺点。

关键词：三门核电；堆内仪表系统；核反应堆；信号处理机柜；探测器 文献标识码：A

中图分类号：TM623 文章编号：1009-2374（2015）22-0081-02 DOI：10.13535/j.cnki.11-4406/n.2015.22.040

1 概述

三门核电堆内仪表系统对反应堆功率及堆芯出口温度进行测量，并将堆芯热功率、停堆反应性限值裕量、堆芯出口温度等信息在主控室进行连续显示，对操纵员评估堆芯工况有重要意义。

2 系统功能

2.1 堆芯出口温度监测

堆内仪表系统对所选堆芯位置的燃料组件的出口温度进行监测，并可在事故后提供反应堆堆芯出口的主冷却剂温度信息，作为操纵员在事故情况下评估堆芯工况的重要依据。

2.2 堆芯功率监测

堆内仪表系统对堆芯功率进行监测，生成3D堆芯功率分布图并在主控进行实时显示。此外，还可以根据堆芯功率分布信息计算出实际的堆芯峰值因子，连续显示这些限值裕量信息，使反应堆操纵员可评估实际堆芯工况，并在低裕量和超限时提醒操纵员。

3 系统结构

堆内仪表系统设备主要包括堆内仪表套管组件、仪表格架组件、信号处理机柜和应用服务器。

3.1 堆内仪表套管组件

核电厂的堆内核测系统可分为移动式和固定式两种。移动式测量系统的探测器不能长期安装在堆芯内，只能定期插入堆芯进行短时间测量，因此不能对堆芯进行实时监测。三门核电堆内仪表系统采用固定式测量，将堆内仪表套管组件（IITA）固定安装在堆芯进行实时监测。堆内仪表系统共有42个IITA，每个IITA中有1个堆芯出口热电偶（CET）和7个不同长度的自给能中子探测器（SPD），其中最长的SPD覆盖了整个堆芯活性区域的高度，其他6个SPD以最长探测器的1/7长度顺序递减，见图1。探测器的引出电缆布置在活性区域以上，保证了每个SPD的电缆长度一致，因此通过探测器间的差分比较消除电缆噪声电流对SPD信号的干扰。

3.2 仪表格架组件

三门核电堆内仪表系统采用从压力容器顶盖插入的方案，利用一个可移动的仪表导向通道系统（即仪表格架组件IGA），将IITA从顶盖外面引入压力容器内，在停堆换料时可以将活化的IITA随IGA和上部堆内构件留在水下。在IITA贯穿顶盖处，采用8个快速连接装置（Quickloc）实现一回路压力边界密封，并能在停堆换料时快速地拆除与连接。

仪表格架组件为IITA在压力容器内部提供连续的导向通道，引导IITA穿过上部堆内构件的42个支撑柱，并最终引导至42个不同位置燃料组件的仪表导向管内。

IGA主要由仪表格架板、导向套筒、IGA IITA管束及支撑结构、Quickloc棒束、仪表导管和套管组件等组成。

仪表导管固定连接在仪表格架板底部，而套管则套装在仪表导管的外部，两者可以相对滑动。在正常运行位置时，仪表导管和套管重合套在一起，并插入在上支撑柱内，套管底部由上支撑柱下面的仪表转接器托住。在停堆换料期间，当提升仪表格架组件时，仪表导管随仪表格架板向上提升，套管起初由仪表转接器托住，在支撑柱内保持不动。当IGA提升约燃料组件长度的一半高度时，仪表导管完全从上支撑柱中抽出，而套管还在上支撑柱中；在IGA提升剩余一半高度的燃料组件长度时，套管在仪表导管的带动下也从上支撑柱中逐渐抽出，但套管底部始终在上支撑柱内。IGA的这个设计特点，为IITA提供了完整的导向通道，这样即使IGA在完全提升位置，IITA在整个长度上都处于导向通道的保护中。

3.3 信号处理机柜及应用服务器

堆内仪表系统的信号处理机柜接收到SPD电流信号后，通过放大器卡件对信号中中子响应特性有关的信号响应延迟进行补偿，并将探测器数据格式化后送给通讯卡件，再送至媒体转换器组件，媒体转换器组件将电信号转换成光信号后送给应用服务器进行运算处理，生成3D堆芯功率分布图。

堆内仪表系统采用冗余配置，每个放大器卡件将处理后的SPD信号分别送到两个独立的通讯卡件，再经两个独立媒体转换器组件转换后送至两个独立的应用服务器进行运算处理，因此每个应用服务器得到的都是全部SPD信息，从而在任意一个通道故障的情况下都能保证堆内仪表系统功能的完整性不受影响。

信号处理机柜位于安全壳内，应用服务器位于计算机房间的数据显示和处理系统（DDS）机柜内。信号处理机柜在不少于22.5个月的平均故障间隔时间内，能承受安全壳内临近处的所有非事故的，预期可能存在的温度、湿度、辐照剂量水平和电磁干扰的环境条件，设备的性能不会降低。

4 三门核电堆内仪表系统的特点

4.1 探测器特点分析

4.1.1 采用超长探测器，提高探测器热中子灵敏度。由于中子灵敏物质的质量越大其热中子灵敏度就越高，因此可以通过增加发射体体积（长度或直径）来提高热中子灵敏度。但由于发射体的直径受β粒子在发射体中最大射程的限制，增加直径所带来的提升不大，所以增加发射体的长度是提高热中子灵敏度的最有效方法。三门核电采用钒中子探测器，但由于钒的热中子灵敏度较低，因此采用增加发射体长度的方式提高探测器的热中子灵敏度。

VVER1000也采用固定式的堆内核测系统，其选用的铑探测器长度为250mm，而三门核电的钒探测器最短约为610mm，最长约为4300mm，分别是VVER1000铑探测器长度的2.4和17.2倍，因此大大提升了钒探测器的热中子灵敏度。

4.1.2 探测器寿命长。由于钒探测器具有低燃耗的特性，因此三门核电的钒探测器设计寿命较长。VVER1000中铑探测器的设计寿命为4.6年，而三门核电的钒探测器的设计寿命为20年，是铑探测器寿命的4倍以上。

4.2 IGA特点分析

4.2.1 使探测器从压力容器顶盖插入，降低泄露风险。秦山一期压力容器底封头有中子测量贯穿件，如果底部贯穿件失效，造成LOCA事故，并有堆芯裸露的危险。

三门核电堆内仪表是从压力容器顶盖插入的，取消下封头贯穿件，避免因下封头贯穿件失效而引起的LOCA事故。

4.2.2 贯穿件数量少。秦山一期压力容器顶盖有2个热电偶贯穿件，底封头有30个中子测量贯穿件，共有32个，贯穿件数量较多。

三门核电堆内仪表系统通过IGA上8个Quickloc棒束将42个IITA固定在堆芯的指定位置，因此只需要8个贯穿件就能完成全部的堆芯出口热电偶和中子测量通道。

4.2.3 为探测器提供保护通道。IITA安装并固定在仪表格架组件上。在停堆换料期间，当换料水池充满水后，通过提升仪表格架组件将42个IITA从燃料组件中抽出，这个设计特点为IITA提供从IGA至上支撑柱连续导向通道。当IITA完全从燃料组件仪表导向管抽出时，将IGA相对于上部堆内构件固定，然后随上部堆内构件一起从压力容器内移至存放台架上。

4.2.4 降低辐射剂量。在整个换料操作过程中，IITA的高放射性部分始终维持在足够深度的水面之下，为操作人员提供安全的辐射屏蔽。Quickloc快速连接装置实现压力边界密封迅速拆除和回装，减少职业辐照暴露时间及缩短停堆换料时间，提高核电厂经济性。

5 结语

三门核电堆内仪表系统采用固定在线式，能实时连续地给出三维堆芯功率分布和堆芯参数，操纵员可以根据堆芯状况变化趋势提前采取措施，防止堆芯偏离正常运行限制。三门核电堆内仪表系统与国内运行核电站的堆内仪表系统有较大区别，尤其是仪表格架组件和Quickloc快速连接装置在国内核电站尚属首次应用，因此带来的密封

泄漏风险、IITA更换操作等问题需要予以关注。

参考文献

[1] 顾军.AP1000核电厂系统与设备[M].北京：原子能出版社，2010.

[2] 贺治国.我国压水堆固定式堆芯核测技术的差异性分析[M].北京：中国核工业音像出版社，2013.

作者简介：付龙俊（1988-），男，河南新乡人，三门核电有限公司助理工程师，研究方向：堆内/堆外仪表系统（IIS/NIS）的调试及维护。

（责任编辑：秦逊玉）