HPR1000与AP1000堆芯测量系统差异性分析

蒋波 王雷 江易蔚

【摘 要】堆芯测量系统实现了反应堆内部中子通量、温度等参数的实时在线监测，对核电站的安全、经济运行起到了关键的作用。AP1000是从美国引进的第三代核电技术，HPR1000是我国自主开发的第三代核电技术，两种堆型的堆芯测量系统在设计上具有相似性，但在系统功能、系统组成和系统结构上存在一定的差异。本文通过比较两者堆芯测量系统的相同点和不同点，为后续堆芯测量系统的优化设计提供建议。

【关键词】堆芯测量;HPR1000;AP1000

中图分类号： TM623.2文献标识码： A文章编号： 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

堆芯测量系统为核电站反应堆的专用仪控系统，用于提供反应堆堆芯中子通量分布、燃料组件出口以及反应堆压力容器上封头腔室内反应堆冷却剂温度和反应堆压力容器水位的测量数据，实现对堆芯状态的实时监测，并根据这些测量数据结合反应堆的其他状态参数计算反应堆的功率分布、燃料组件的线功率密度（LPD）、偏离泡核沸腾比（DNBR）、堆芯水位和最低过冷裕度等，对反应堆的安全运行具有重要的作用。为确保反应堆压力容器下封头的完整性，降低堆芯熔化和泄露的概率，三代核电的堆芯测量系统的测量组件均从反应堆压力容器的顶盖引入，取消了反应堆压力容器下封头贯穿件以提高反应堆的整体安全性。

AP1000是美国西屋公司开发设计的第三代核电堆型，HPR1000是具有中国完全自主知识产权的三代核电技术，HPR1000与AP1000的堆芯测量系统在设计与实现上具有一定的相似性，但又存在不同，本文从系统功能、系统组成和系统结构特点分析两种典型的三代核电堆芯测量系统的相同点和不同点。

1 系统功能差异性分析

AP1000堆芯测量系统的主要功能包括：为堆芯核运行最佳估计分析器（BEACON）在线三维中子注量率图提供数据，这些数据用于堆型性能优化，也用于校准保护和安全监测系统（PMS）中使用的堆外中子探测器;為PMS和多样化保护系统（DAS）提供热电偶信号，用于堆芯过冷度监测系统监测事故后的堆芯出口温度。

HPR1000堆型为我国自主化的三代百万千瓦级压水堆，HPR1000的堆芯测量系统功能包括：采集自给能中子探测器的电流信号，实时测量堆芯中子通量，在线计算DNBR和LPD，绘制通量图和运行图，并结合反应堆其他的工况数据，计算核仪表系统功率量程校准参数;提供反应堆燃料组件冷却剂最高温度核平均温度，根据反应堆冷却剂系统提供的主回路压力和安全壳大气监测系统提供的安全壳大气绝对压力计算反应堆冷却剂饱和温度，并由此计算反应堆冷却剂的最低过冷裕度;提供反应堆压力容器内水位信息，尤其在事故后工况下，为操纵员提供压力容器内水装量判断所需要的信息。

从系统功能比较，两种堆型均具有中子堆芯中子通量监测和温度监测功能，但HPR1000堆芯测量系统包含了压力容器水位测量功能，该功能用于监测堆芯水装量的变化，监测反应堆的堆芯是否裸露，为操纵员评估、诊断事故后工况下的一回路热工水力状况提供重要的信息，可作为采用事故后控制策略和操作规程的重要判据。

2 系统组成差异性分析

AP1000堆芯测量系统在157组燃料组件中的42组中设置了测量管，具有42个测量通道，安装有探测器的仪表套管通过反应堆压力容器顶盖后插入燃料组件中。堆芯测量系统包括两部分：42个堆芯仪表套管组件，信号处理和和数据处理设备。每个堆芯仪表套管内都包括7个钒（V-51）热中子自给能探测器和1个K型（镍铬-镍铝）热电偶，自给能探测器位于堆芯活性区，热电偶位于燃料组件出口。每个仪表套管组件内的探测器信号经过一体化堆顶组件后，7个自给能探测器信号和热电偶信号分别与信号处理机柜和补偿箱连接。42组自给能探测器信号分两路传输到信号处理机柜中进行数字化处理，信号处理机柜中的电流/电压信号转换设备采用模数转换器将模拟信号转换为数字信号。42个温度测量信号中的38个信号分别送往保护和安全监测系统B列和C列的1E级数据处理子系统中，其余4个信号送入多样化保护系统中。

HPR1000堆芯测量系统在177组燃料组件中的44组中设置了测量通道，采用44个中子-温度探测器组件、4个水位探测器组件和信号处理设备来实现测量和监测功能。每个中子-温度探测器组件由7个铑自给能探测器和1个K型热电偶，每个水位探测器组件布置了两个水位测点，采用热导式水位传感器进行测量。308个SPND电流信号分四路送入4个处理柜中，44个温度测量信号及4个水位测量信号分别送入2个堆芯冷却监测机柜中。

AP1000与HPR1000堆芯测量系统的自给能中子探测器采用不同的材料，AP1000自给能探测器采用钒发射体，HPR1000自给能探测器采用铑发射体。钒发射体的热中子反应截面小、燃耗率低，半衰期长，钒自给能探测器的使用寿命长，对反应堆的局部功率擾动小，但灵敏度低，信号延迟响应时间长;中子-温度探测器组件安装于燃料组件的仪表管内，由于仪表管内径小，为提高中子灵敏度，需要采用较长的灵敏段，每个组件内7支钒自给能探测器的灵敏段长度不一致，一支钒探测器的灵敏段长度为堆芯高度，其余6支自给能探测器的长度以堆芯高度的1/7顺序递减。铑发射体的热中子反应截面大、燃耗率高，半衰期短，钒自给能探测器的灵敏度高、但相对寿命短，对反应堆的局部功率有一定的扰动;铑自给能探测器的灵敏高，中子-温度探测器组件中的7支探测器采用相同长度灵敏段，沿堆芯活性段高度等距布置。

3 系统结构差异性分析

AP1000堆芯测量系统的中子-温度测量组件信号通过一体化堆顶组件后，在接线板上7个自给能探测器信号与热电偶信号分开，采用两组独立的电缆和连接器，分别与信号处理机柜和补偿箱连接。294个中子信号分两路传输到核岛内的两个自给能探测器信号处理机柜中，在信号处理机柜中将模拟信号转换为数字信号，这些数字信号采用多路复用传输方式，采用两个独立的通信链路通过电气贯穿件传送到安全壳外。数字信号通过高速以太网送到多重计算机服务器，然后传送到堆芯核运行最佳估计分析器（BEACON）中，结合其他数据计算反应堆三维堆芯功率分布、DNBR、LPD，并为反应堆运行人员提供可视数据、报警信息。42个温度测量信号中的38个1E级信号分别送往保护和安全监测监测系统B列和C列的1E级数据处理子系统中，用于堆芯冷却监视计算。其余4个非1E级信号送入多样化保护系统中，经过处理后在多样化保护机柜和主控室的DAS专用盘上进行显示。

HPR1000的堆芯测量系统中子-温度测量组件信号进过一体化堆顶组件、连接板后，后分两路通过电气贯穿件，中子和温度测量信号在电气贯穿件外侧分开。308支中子信号分四路送入4个中子通量测量信号处理柜中，每个处理柜堆对采集到的电流信号进行查差分、滤波、A/D转换、信号延迟消除等处理，同时接收电厂工况信息及其他计算参数，进行LPD和DNBR快速计算后将数据发送至控制柜，控制柜实现堆芯三维功率分布显示，LPD和DNBR精细计算、运行图、报警、堆外核测量系统校准系数计算。经运算处理后，实时显示堆芯三维功率分布，各SPND测点对应的中子通量和设备状态等信息，并将部分结果输出至DCS进行显示和记录，同时送至主控室专用显示器显示。堆芯冷却机柜实现温度转换、测量校核、饱和温度计算、过冷裕度计算、水位计算等数据处理，并将堆芯温度、水位信息输出至电厂计算机信息和控制系统、记录仪、后备盘常规指示仪和服务单元监测堆芯温度、压力容器水位信息。

AP1000堆芯测量系统的中子信号处理机柜位于安全壳内，对模拟信号进行数字化处理后传输至安全壳外，可以使穿过电气贯穿件的导线数量显著减少，但机柜需要满足安全壳内运行环境要求。HPR1000堆芯测量系统的信号处理柜位于安全壳外，穿过电气贯穿件的导线数量多，但对机柜的环境适应性要求较低。

4 结语

本文对两种典型的三代核电堆型HPR1000和AP1000的堆芯测量系统的功能、系统组成、结构特点进行比较，并对其中的差异性进行分析。两种堆芯测量系统为适应各自的堆型特征而采取不同的功能、探测器类型、设备布置、信号传输模式，均能满足三代核电堆芯测量要求，后续可根据其系统建设成本、设备使用寿命、维护频率、运行成本综合考虑，对其系统进行优化。

【参考文献】

[1]孙汉虹，程平东，张维忠，等.第三代核电技术AP1000[M].北京：中国电力出版社，2016：392-394.

[2]NB/T 20150-2012核电厂自给能中子探测器特性和测试方法[S].