硼表在核电厂的应用

刘 龙，姚 瑜，曹先慧，王福博，黄显威，仵中行

（中核核电运行管理有限公司，浙江 嘉兴 314300）

0 引言

压水堆核电厂热力发电的原理是核裂变反应，其过程是中子与原子核的相互作用。在这个过程中，一个重原子核吸收一个中子后，立即分裂成两个质量相近的中等质量数的核素（也称为裂变碎片，三裂变碎片极少），同时放出能量和中子。核裂变反应的重要性在于，在裂变反应中不仅能够释放出可以被人类利用的巨大能量，同时裂变反应中还释放出有可能使裂变反应能够自动持续下去的次级中子，从而使人们持续不断地获取核能。热中子反应堆内最常用的核燃料是裂变同位素铀-235。铀-235的裂变反应一般为：

在适当的条件下，这些裂变中子又会引起周围其它裂变同位素的裂变反应，如此连续不断地下去，这种核反应称为链式裂变反应。链式反应过程是通过有效的控制方式进行的，比如通过调节溶解在冷却剂系统中的硼浓度和调节棒控制在反应堆中的插入深度[1]。改变硼酸浓度是为了补偿反应性的长期变化，如燃耗加深引起的剩余反应性减小。控制反应性的多种方法都是为了补偿反应堆的剩余反应性以满足长期稳定经济运行的要求，保持整个堆芯在燃耗寿期内堆芯功率分布较为平坦，且在事故情况下安全地紧急停闭反应堆。

由此可见，控制硼酸浓度是确保核反应堆内安全的必要手段，是核电厂安全运行的重要基础，这就要求对硼浓度进行连续、可靠地监测。

1 硼浓度监测的原理

硼浓度的测量有两种实施方案：酸碱中和滴定法和仪表在线检测法。滴定法需要手动采样，然后在实验室进行酸碱分析，有人员放射性污染的风险，且有一定的时间滞后性，不具有连续性，但滴定分析结果比较精准。仪表法是采用在线硼表测量，可以连续测量硼浓度。

硼表测量的工艺流程如图1，反应堆冷却剂经测量支管流入硼表，取样水最终返回反应堆冷却剂系统。硼表由测量容器、中子源、中子探测器组成，乙烯的作用是缓冲中子流。中子源由镅、铍粉状物制成，可发出各向同性的快中子流。

图1 硼表测量的工艺流程Fig.1 Process flow of boron meter measurement

中子流通过硼表中的硼水，发生如下反应：

中子在经过硼表时，被吸收一部分，中子密度的减小程度和硼水浓度大小相关。硼水浓度越高，中子密度减小愈多。使用中子探测器测量经过硼表后的中子密度，就可计算得出硼酸浓度。中子探测器是裂变电离室型，结构如图2，硼表内充以可电离气体。硼表内管外壁涂一层铀235，铀235和中子作用后发生裂变，裂变产物使气体电离，通过正负电极测量电离电流，通过负载电阻转换成脉冲电压，电压脉冲的频率与中子密度成线性关系[2]。此外，为了满足核电厂辐射防护要求，还需要对中子源设置聚乙烯材料屏蔽体[3]。

图2 裂变电离室型中子探测器Fig.2 Flly -lying chamber neutron detector

脉冲信号通过计算处理，并考虑消除噪音干扰[4]，且进行温度补偿[5]，计算得出硼浓度。计算公式如下：

式（2）中：p为B-10的浓度（以下简称硼浓度）；N为单位时间内接收到的脉冲个数（计数率）；A，B，C为与安装、测量系统有关的系数（通过标定来获得）。

根据上述公式，可知只要确定A、B、C系数，就可以计算得出硼浓度。

2 影响硼表测量精确度的因素

理论上，经过硼表后的中子计数率和硼浓度之间存在着映射关系，然而实际情况中有很多影响因素。如与中子源强度、探测器的特性、探测器的极化电压，脉冲信号的甄别电压以及硼水温度等因素[6]，其函数关系式见公式（1），这就需要对硼表进行标定。

1）中子源强度

中子源强度随着时间会有衰减，但其半衰期长达400多年，在两次标定的时间内，中子源强度可视为常数，忽略该因素的影响。

2）探测器的特性

中子密度和中子探测器测量的脉冲频率在理论上是线性函数关系，随着设备的老化，其转换系数会发生变化。两次标定间隔期间时间短，设备老化影响可忽略不计。

3）极化电压

中子探测器的脉冲频率与施加的极化电压值有直接的关系，所以在硼表工作过程中要保证极化电压的稳定性。

4）甄别电压

硼表中除了裂变产物产生脉冲电压，铀235的自然辐射等原因还会产生本底脉冲电压。这就要求设置一个甄别电压，对本地脉冲电压进行阈值甄别过滤。

5）测量介质温度

当温度增加时，水的密度减小：①经水慢化后的中子数减少，对测量结果产生了负的效应；②单位体积水中的硼也减少，被硼吸收的中子减少，对测量结果产生了正的效应。硼表中设置一个测量硼水温度的热电阻，温度信号送到硼浓度计算回路中，以实现温度补偿。

3 硼表的标定

硼表作为一台精密的硼浓度测量仪器，同其他仪表一样，为了保证测量数据的有效性，必须在定期或者在硼表的测量数据发生偏离化学滴定数据时，对其进行标定，以重新设定硼表的工作点（极化高压值和噪音甄别电压）[7]。根据硼表测量硼浓度的数学公式：1/N = A×p2+ B×p + C，可知，已知系数A、B、C，通过测量计数率N，就可以得到被测介质的硼浓度。如果A、B、C系数存在误差，则直接影响测量数据的准确性。因此，硼表标定的最终目的是确定系数A、B、C及标定时的溶液温度Tr（参考温度）。

通过设置一个恒温箱来保证标定溶液的温度稳定。标定原理：一是中子探测器到电子机架，经过电子机架计算、处理后，通过打印机打印出计数率N；二是化学分析人员经过化学取样，再通过化学滴定法计算出理论硼浓度p。这两条主线最后会合，可以得到关于A、B、C的第一个方程式f（N，p）。从数学的角度来讲，只要得到3个这样的方程式，就可以求出系数A、B、C，实际工作中，选择较多点（N，p），因为最后要将其中误差过大的（N，p）点从中删除掉。

4 不同状态下的在线方式

核电厂因为计划性停堆或者缺陷导致机组状态被迫后撤等原因，需要改变反应堆热工水力工况，这个过程中为保证硼表的连续运行，需要改变硼表在工艺管线中的流程[8]，以M310压水堆为例：

4.1 RCP（反应堆冷却剂系统）到RCV002BA（容控箱）方式

反应堆冷却剂的主泵处于运行状态时，反应堆冷却剂系统主管路的冷却剂处于流动状态，取样点位于1#或2#环路的热段，经过两级冷却器后再经过硼表012MG和流量计007MD，返回至容控箱，反应堆冷却剂系统与容控箱之间的压差可以保证取样流量，且容控箱用以回收反应堆冷却剂。

4.2 RRA（余热排出系统）到RCV002BA（容控箱）方式

当反应堆工况下行时，反应堆冷却剂的主泵即将停运，此时余热排出泵投运，硼表取样点转至余热排出泵的出口，以获得更大的压头，取样水仍然返回至容控箱。

4.3 RRA（余热排出系统）到RCP（反应堆冷却剂系统）的2#环路方式

当反应堆工况继续往下走，反应堆冷却剂系统为泄压排水做准备，此时容控箱将失去作用，硼表的取样水不再返回至容控箱，而回到反应堆冷却剂系统的2#环路。

5 硼表参与防误稀释保护逻辑的应用

硼酸作为反应堆反应性控制的重要介质，设计上需严格避免发生硼酸误稀释的风险，硼表测量的硼浓度信号除了用作显示监测作用外，还送到防止反应堆冷却剂误稀释的逻辑保护中。与计算出的补给水硼浓度相比较，当实际测量的反应堆冷却剂系统硼浓度和要求的补给硼浓度的差值大于保护阈值时，则产生补给水硼浓度异常报警信号，防误稀释保护动作，自动停止稀释或补水[9]。

6 硼表不可用时的应对措施

硼表作为反应堆反应性监测的手段，在反应堆内核燃料未卸出时，要求连续运行。针对反应堆不同的标准运行状态，考虑反应堆可接受的风险程度，对硼表的不可用有着不同的缓解应对措施和检修期限要求[10]，具体见表1（以M310压水堆为例）。

表1 硼表不可用时的应对措施Table 1 Countermeasures when the boron meter is unavailable

7 硼表故障处理

7.1 硼表断流

硼表作为反应堆冷却剂硼酸浓度监测的重要仪表，要求能够连续运行监测。在机组热工水力工况变化时，尤其是改变硼表在线流程时，经常发生硼表断流的情况，导致反应性监测手段的冗余度的降低。该问题在多个核电厂发生，导致机组状态转化停止，大修工期受到影响，引起了电厂技术和管理人员的高度重视。

案例：2019年9月3日，国内某核电厂4号机处于正常冷停堆，反应堆冷却剂系统降压至0.35MPa。根据规程要求，化学人员将硼表回水由回到容控箱改为回到RCP2#环路，随后化学人员反馈硼表改在线后显示无流量。由于在维修冷停堆下硼表不可用时，技术规范中明确规定禁止反应堆工况的转变，导致机组状态转换终止。

针对该问题，核电厂运行部门制定了硼表流量异常处理预案：

1）现象：化学人员将硼表按要求在线后3 REN 020 MD流量异常。

2）需要短时恢复硼表可用时，使用3 REN 007 MD替代，从RRA下游返回容控箱。

图3 硼表流量异常处理流程图Fig.3 Flow chart of abnormal flow of boron meter

3）需要查找原因时，按以下步骤进行：

步骤1：联系仪控检查流量计3 REN 020 MD是否故障，可进行硼表流量计比对。

注：硼表流量计异常的可能原因为单位设定错误、供电母线检修后硼表上游开关未送电、断电后流量计设置丢失。

步骤2：排查RRA上游→硼表→软管是否堵塞。

步骤3：排查取RCP的2环路返回管线是否堵塞。

7.2 流量调节阀的故障导致硼表不可用

硼表上游的核取样系统流量调节阀是反应堆冷却剂系统高压取样管线的关键设备，其功能是将系统压力从15.4MPa降到0.8MPa以下（以M310压水堆为例），以满足下游取样以及在线仪表的安全和流量要求。该阀门需要具备调节特性好，灵敏度高等特性。国内核电厂发生过多起因为流量调节阀的性能不满足使用要求，而导致阀门自动关闭，硼表断流，从而机组进入技术规范限制的情况。

案例：国内某核电厂3号机组硼表目前在线反应堆冷却剂系统2#环，从4月17日开始，在系统和管线阀门未进行任何操作情况下，硼表流量每日都有不同程度的波动，时而持续下降到低于技术规范所要求的硼表流量下限，时而压力持续上升至管线壳内隔阀3REN102VP的保护压力0.9Mpa。经分析，该阀门经常出现调节性能差，阀门内漏，阀门不能自动调节下游压力等缺陷，解体阀门发现阀芯、阀座冲蚀严重，经分析主要是阀门承受高压差汽蚀阀芯造成，另外阀门设计的工况不合适，阀门长期工作在小开度区域也是原因之一。

目前针对该共性问题，各电厂采取了以下优化措施：

1）调节阀上游增加集成多级孔板的手动减压阀，多级孔板的设计按阀门全开来设计，阀门作为多级孔板的冗余措施，正常运行时手动调节阀保持全开，应急时调节阀门。

2）优化PID内置参数，与现场实际工况进行重新匹配。

3）检查调节阀卡件电压和电流，必要时更换输出卡件。

虽然采取了上述措施，该问题仍然未得到根本解决，故障频率有所下降，但未根除。后续考虑如下方案：

a）调研国内外应用成熟的同类型高精度调节阀，推进技术变更改造。

b）统计缺陷类型，完善策略性维修数据库。

c）短定期解体检修的预防性维修周期。

8 结束语

综上所述，硼表作为核电厂反应堆的反应性监测的重要手段，对核安全起着至关重要的作用，核电厂营运单位必须给与足够的重视。经过多年的国内外运行经验，在硼表的运行方式、异常处理、维修方案等方面已有相当的优化改进，但仍有改进的必要和优化的空间，如高压差、低流量运行介质的调节阀的稳定性差问题仍然未得到根本解决，除了对标改进之外，还需在专项设计研究中投入更多人力和物力来攻克共性问题，保证核反应堆具有足够的安全冗余度，保障核电机组安全稳定运行。