李红霞 霍雨佳 余俊辉 陈 静 朱加良 吴 茜

（中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术国家级重点实验室，四川 成都 610041）

0 前言

在核电厂中，核仪表系统（RPN）功率量程中子注量率变化率是反应堆保护系统的重要参数，其与引入的反应性有关，在发生落棒和弹棒事故等快速引入反应性变化的事故时，如不采取有效的措施控制功率量程中子注量变化率的突变，可能将危及核安全。另一方面，从电站运行的经济性出发，在寿期末发生甩负荷至厂用负荷运行这种特殊工况时，希望避免因出现的中子注量率变化率高信号触发反应堆紧急停堆。因此，在核仪表系统功率量程中子注量率变化率计算通道中需考虑引入相关信号对变化率的计算进行校准，以兼顾运行安全要求和经济性要求。

图1

主回路流量一定程度上影响堆芯出入口温差，当温度改变时，作为慢化剂的水的密度有显著的改变。水温升高后，单位体积内的分子数减少了，使中子的慢化能力变差，逃脱共振吸收的概率减小，中子泄漏的概率增大，从而使反应性减小；同时，反射层会受温度升高减弱反射能力，泄漏中子率增加。因此，慢化剂温度的变化是影响中子慢化的重要因素，在中子注量率变化率的校准中，其实质上是需要主回路流量和主回路平均温度来校准中子注量率。在传统的核电厂中，由于主回路平均温度测量比较直接、准确，但是，由于反应堆冷却剂系统主回路的特殊性，传统的主回路流量测量方法难以获得准确的主回路流量。因此在传统的核电厂中，均使用反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）转速信号代替主回路流量与反应堆冷却剂主回路平均温度来校准核仪表系统功率量程中子注量率变化率。校准通道原理图如图1所示。

校准时，首先主泵转速信号通过上述原理框图（图1）中的模块转换成主泵转速变化率，然后再根据一定的校准系数对中子注量率进行校准。但是此种方法存在如下缺陷：

1）在传统的核电厂中，每个环路设置1个主泵转速信号监测（其原理框图见图2），而无冗余配置，如某一个环路主泵转速信号出现故障或失效，则该环路将失去转速信号，进而无法完成该环路的后续校准。

图2

2）由于最终影响中子注量率变化的因素为主回路流量，而通过主泵转速推到得出的流量信号为计算值，不是直接测量值，必然会影响校准的精确性。

3）由于主泵转速只能在额定工况下才能较准确代表主回路的流量，在其余工况下并不能准确推导出主回路流量，以至于在其余工况下核仪表系统中子注量率变化率的校准存在一定误差。

因此，为了提高核电厂的安全性和经济性，对传统核电厂所采用的主泵转速测量校准核仪表系统的方法进行改进十分必要。而随着目前测量技术和方法的进步，精确测量主回路流量已经变得非常容易了，也就使得直接使用主回路流量来校准中子注量率变化率变得可行。

1 研究目的

通过使用精确的反应堆冷却剂系统主回路流量来校准中子注量率变化率的方法，提高了功率量程中子注量率变化率的校准精度，此外，由于主回路流量每一回路均设置多个冗余信号，保证了校准信号的冗余度。从而提高核电厂的安全性和经济性。

2 研究内容

本研究要解决的技术问题是采用精确的主回路流量，引入核仪表系统中子注量率变化率的校准公式，从而避免了使用主泵转速信号校准间接、无冗余、校准误差大等问题，从而达到精确校准核仪表系统的目的。

为了解决上述技术问题，需要研究一种采用主回路精确流量校准核仪表系统的方法，包括：

2.1 主回路流量设置

反应堆冷却剂系统每个环路分别设置多个相互独立的冗余测量通道，用于测量主回路流量（后文为了方便，以4个为例进行说明）。

这样的信号选取优点是：当某一个传感器故障或失效时，还有剩余完好的传感器参与下面的控制，不会发生传统核电厂采用主泵转速作为参数引入中子注量率变化率校准，如某一个环路主泵转速信号出现故障或失效，则该环路将失去主泵转速信号，从而无法实现中子注量率变化率校准。

2.2 主回路流量选取

主回路流量选取的原理框图如图3所示：

图3

如图3所示，由于每个环路有4个主回路流量信号，为保证测量值的准确性，一般设置选择器对信号进行处理，其作用在于综合比较冗余参数，然后输出一个唯一的、合理的值参与后续计算。

四个输入信号的选择器一般采用平均值法，即选择器输出有效输入值的平均值；当有一个信号无效时，选择器进行退化处理，输出剩下三个有效值的平均值；当有两个信号无效时，选择器进行退化处理，输出剩下两个有效值的平均值，同时产生黄色报警信号；当有三个或三个以上信号无效时，选择器的输出保持上一刻有效值，并自动地将相关控制器切换至手动控制模式，同时产生红色报警。输入信号无效是指该输入信号的质量位无效或该输入信号与其他输入信号的偏差绝对值大于量程的5%。

通过以上参数的选择，可保证输入一个合理的主回路流量值参与后面信号的处理，使中子注量率变化率的校准更加精确、更加可靠。

2.3 额定工况下的主泵转速和主回路流量对应关系

在额定工况下,主泵转速和主回路流量存在以下对应关系：

k=Vpp/Q

其中：k为主泵转速和主回路流量之间的系数：

Vpp为主泵转速；

Q为主回路流量。

2.4 获得修正后的中子注量率变化率原理框图

通过以上参数的准备，获得下面修正后的中子注量率变化率原理框图（图 4）：

图4

3 结束语

在采用精确的主回路流量参与中子注量率变化率校准后，由于主回路流量为冗余设计，不但提高了核电厂可靠性，而且使中子注量率变化率校准更加精确，不会导致在发生弹棒事故和落棒事故时，妨碍功率变化率通道的停堆功能，也不应导致在其他瞬态时引起误停堆的发生，从而提高核电厂的安全性和经济性。

［1］HAF102.核动力厂设计安全规定[S].北京：国家核安全局,2004.

［2］RCC-E,Design and Construction Rules for Electrical Equipment of Nuclear Islands[S].France:AFCEN.2005，12.

［3］张英，陈智，王殳，孙剑，核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率校准系数的仿真研究[J].成都：核动力工程,2012（6）.