舒 毅 ，汤仲鸣 ，胡铸萱

(1.国家核电技术公司，北京 100029；2.国核自仪系统工程有限公司，上海 200241)

0 引言

非能动大型先进压水堆(China advanced passive pressurized water reactor，CAP) 系列核电站堆内外核测系统包括堆外核测系统和堆芯仪表系统两个独立的系统，两个系统的设计与以往国内其他核电站设计均有所不同。堆外核测系统为安全级仪控系统，用于反应堆停堆保护，其中中间量程通道使用裂变电离室，确保反应堆在事故工况下也能够实现中子注量率监测。堆芯仪表系统为非安全级仪控系统，使用自给能探测器，从反应堆堆芯顶部插入堆芯活性区进行中子注量率测量。

基于CAP系列核电站堆内外核测系统的探测方法和设计理念存在较大的不同。本文通过分析比对两者的特点和差异可知，CAP系列核电站堆内外核测系统相较国内以往的设计作了多项技术革新。堆芯自给能探测器和中间量程裂变室的应用，将成为堆内外核测系统的发展趋势。

1 系统功能

1.1 堆外核测系统功能

第三代CAP系列核电堆外核测系统是反应堆保护系统的子系统，为反应堆保护系统提供执行相关保护功能所需的反应堆功率水平和分布信号，并提供反应堆事故后监测功能。

堆外核测系统包含3个量程(源量程、中间量程和功率量程)中子探测器。在反应堆压力容器和一次屏蔽防护层之间沿反应堆周向的4个径向位置，布置了12个中子探测器。3个量程探测器的测量范围相互重叠，可实现从完全停堆状态到满功率状态的反应堆中子注量率监测，并具有200%超功率的监测能力[1-2]。

1.2 堆芯仪表系统功能

堆芯仪表系统主要具有以下3大功能。

①为堆芯运行和分析系统提供自给能中子探测器信号，用于在线监测堆芯三维功率场分布，优化堆芯性能。

②为反应堆保护系统、多样性驱动系统提供热电偶信号，用于事故后堆芯出口冷却温度监测。

③探测器组件需维持一回路压力边界完整性。

2 系统组成

堆外核测系统结构如图1所示。

图1 堆外核测系统结构图

堆外核测系统由4个相同且独立的设备通道组成，每个通道分别与保护和安全监测系统(protection and safety monitoring system,PMS)的A、B、C、D 4个序列中的一个相连，执行源量程(source range，SR)、中间量程(intermediate range，IR)、功率量程(power range，PR)的信号处理，以确保对从停堆工况到满功率运行堆芯泄漏中子注量率测量的全覆盖。每个量程的核测系统包含相应量程的探测器、传输电缆以及信号处理系统等，3个量程之间互相重叠，以确保连续监测反应堆功率范围约为10-9%～200%额定热功率(rated thermal power,RTP)，为反应堆提供连续、可靠的启动和超功率保护[3-4]。

2.1 源量程测量通道

采用BF3或涂硼正比计数管探测器，量程覆盖6个量级，监测反应堆功率范围约为(10-9%～10-3%)RTP。探测器输出与中子注量率成比例的计数率信号，通过前置放大器进行初级放大后传送给核测仪表信号处理机柜，为反应堆保护系统提供反应堆启动保护的堆功率输入信号和指示信号。

2.2 中间量程测量通道

采用裂变室探测器，量程覆盖8个量级，监测反应堆功率范围约为(10-6%～200%)RTP。探测器输出与中子注量率成比例的计数率或电压信号，经前置放大器处理后传送给核测仪表信号处理机柜，为反应堆保护系统提供反应堆启动和超功率保护输入信号、反应堆功率指示和事故后监测信号。

2.3 功率量程测量通道

采用非补偿电离室探测器，量程覆盖2个量级，监测反应堆功率范围约为(1%～160%)RTP。探测器输出与中子注量率成比例的电流信号。该信号直接传送给核测仪表信号处理机柜，为反应堆保护系统提供反应堆超功率保护输入信号和反应堆功率指示信号[5-6]。

堆芯仪表系统包含48个堆芯仪表套管组件和相应的矿物绝缘信号电缆以及2个配置完全相同的信号处理机柜。每个堆芯仪表套管组件内装有7个钒自给能中子探测器和1个接地的K型铠装堆芯出口热电偶。其中：1个最长的自给能探测器的灵敏区对应整个反应堆活性区高度，其余6个自给能探测器的长度依次等差递减。堆芯仪表套管组件通过反应堆压力容器顶盖插入到堆芯活性区，置于燃料组件内。

堆芯仪表系统使用矿物绝缘电缆传送仪表套管组件热电偶和自给能探测器信号，发送热电偶信号给反应堆保护系统和多样化驱动系统，自给能探测器信号传送给堆芯信号处理机柜。为保证发生单一部件故障时不会导致超过50%的自给能探测输出信号失效，堆芯仪表系统的336 个自给能探测器输出信号被平均分为独立的2组，分别送到各自信号处理机柜。每个机柜处理168个自给能探测器信号。48个堆芯出口热电偶信号中：4个信号发送到安全壳外的多样化驱动系统机柜，44个信号发送到安全壳外的反应堆保护系统机柜。

2.4 堆芯仪表套管组件

堆芯仪表系统中的48个堆芯仪表套管组件(in-core instrument thimble assembly，IITA)在堆芯内呈径向分布，每个IITA内包含7个自给能探测器(self powered detector，SPD)和1个堆芯出口热电偶(core exit thermocouple，CET)。SPD在IITA套管内呈轴向分布，用于测量堆内各区域的中子注量率，CET位于燃料组件上方，用于测量堆芯出口冷却剂温度[7]。

堆芯仪表系统结构如图2所示。

图2 堆芯仪表系统结构图

2.5 矿物质绝缘电缆

矿物质绝缘(mineral insulation，MI)电缆连接至IITA电气接插件，将IITA输出的SPD信号和CET信号进行分离，SPD信号传输到堆芯信号处理机柜，CET信号通过安全壳贯穿件传输到壳外的反应堆保护系统和多样化驱动系统。MI电缆结构如图3所示。

图3 MI电缆结构图

2.6 信号处理机柜

信号处理机柜位于安全壳内，2个冗余信号处理机柜接收分离后的2组SPD信号(每组7×24个SPD输出)。信号处理机柜将自给能中子探测器的弱电流信号转换成数字信号后，通过光纤发送到安全壳外的堆芯监测系统服务器。

堆芯仪表系统信号处理机柜由3个信号处理机箱、媒介转换装置和AC/DC转换电源等构成，每个信号处理机箱包括2块数据链路卡和8块放大器卡。

2.6.1 放大器卡的主要功能

用于将钒自给能探测器输出的微弱电流信号转化为电压信号，然后利用A/D转换器将其转换为数字信号。数字信号经过微处理器处理后，通过基于Modbus协议的RS-422总线将其传送给数据链路卡。

2.6.2 数据链路卡的主要功能

通过基于Modbus协议的RS-422总线收集放大器卡转换后的数据，对收集到的数据进行打包处理后传送给媒介转换模块，媒介转换模块将其转换为光纤信号，传送给机柜外的应用服务器。主机箱中的数据链路卡定义为主数据链路卡，从机箱中的数据链路卡定义为从数据链路卡。主数据链路卡采集两个从数据链路卡的数据。所有卡件的地址识别采用物理地址。各种卡件将根据插在机箱中的位置来识别物理地址，并以此作为通信地址。所有数据链路卡和放大器卡之间可以互换位置，无需对其硬件或固件进行修改或配置。机柜与数据链路服务器之间通信采用Ethernet Modbus TCP/IP 协议。

3 系统主要技术指标

堆外核测仪表4个通道(从探测器到核测仪表信号处理机柜)应满足电气隔离和实体隔离的要求，且性能和功能应完全相同。源量程、中间量程和功率量程信号处理组件之间的量程应重叠，输出的模拟和数字信号应适合PMS数据采集和信息处理设备的接口和处理要求。此外，中间量程通道(从探测器到核测仪表信号处理机柜)在设计基准事故和事故后至少4个月能提供事故监测功能[8]。

堆内仪表套管组件安全分级为SC-2、抗震I类，矿物质绝缘电缆安全分级为1E、抗震I类，堆芯信号处理机柜安全分级为N1E、抗震II类。堆芯仪表系统主要技术性能指标如表1所示。

表1 堆内仪表系统主要技术性能指标

4 关键设计优势分析

4.1 堆外核测系统事故后监测能力

相较以往二代和二代加核电站通常使用的补偿电离室探测器，CAP系列堆外核测系统的最大技术特点为中间量程探测器采用裂变电离室。由于裂变电离室工作时反应能量大，相较补偿电离室具有更强的抗γ射线干扰能力，能够在强γ场下测量低中子注量率，因此具备更宽泛的量程，更加适用于反应堆事故后的监测。

美国三哩岛事故后，升版后的RG1.97-2006标准对事故后监测提出了更严格的要求，以确保在事故工况下仍能真实反映反应堆的中子注量率水平。传统的补偿电离室技术采用γ信号进行补偿，以消除γ信号产生的影响。但是在某些特殊情况下(例如设计基准事故后)，当中子注量率相对较低而γ剂量率相对较高，补偿电离室在事故后的开始阶段甚至有可能在几天内都无法如实反映中子注量率，无法完全满足RG1.97-2006标准要求。CAP系列堆外核测系统采用坎贝尔技术的宽量程裂变室探测器，在γ剂量率高于1×106R/h的情况下，仍可探测到反应堆的中子注量率水平，从而有效解决了事故工况下特别是事故发生初期的反应堆中子注量率水平的监测难题[9]。

4.2 实时三维堆芯功率分布

目前，国内除田湾核电站外的其他商用核电站均采用离线式的方法进行反应堆堆芯功率分布测量，即从反应堆堆腔底部插入微型裂变室，来定期校准堆芯内部的功率分布状态。这样就必须在反应堆底部开孔，增加压力容器泄漏的可能性，也不利于人员辐照剂量和人工成本的控制。

CAP系列核电站堆芯仪表系统使用自给能探测器，从反应堆压力容器顶部将探测器直接插入堆芯活性区域，实现堆芯中子注量率的在线测量，并实时生成反应堆三维功率分布图。CAP系列核电站堆芯仪表系统的技术方案满足轻水反应堆用户要求文件，避免压力容器底部开孔及泄漏的可能性。自给能探测器不需要外部供电，具有可靠性高、使用寿命长、使用价值高等特点，满足进行在线式监测堆内中子注量率的要求。

5 国产化研究重点

5.1 弱信号长距离传输

堆内外核测系统探测的均为微弱的中子信号，弱信号的长距离传输是保证核测系统长期稳定运行的关键因素。核测设备需采取良好屏蔽措施以增强抗外接干扰的效果，同时在电路上增加滤波电路，以提高探测器、电缆和信号处理系统之间的匹配性。

5.2 用于事故后监测的裂变室探测器

相较于二代和二代加核电站，CAP系列核电站堆外核测系统采用事故后γ甄别能力更强的裂变室作为中间量程通道探测器，以保证事故工况下对反应堆中子注量率进行持续监测。由于核探测技术专业性强，我国在大型商用反应堆裂变电离室探测器技术起步晚、经验少，裂变室探测器的材料选择、镀铀工艺和试验验证方法等均需要重点研究和攻关。

5.3 自给能探测器拉制工艺研究

自给能探测器为堆芯中子探测的关键设备。探测器材料选择、拉制和旋锻工艺为自给能探测器的核心技术，需通过大量样件的试制、工艺摸索和堆上试验的验证，全面掌握自给能探测器的加工制造工艺，定位关键检验要求和检验环节，保证自给能探测器产品的一致性和稳定性。

5.4 CAP系列核电站设计基准事故鉴定要求

CAP系列核电站设计为第三代非能动压水堆核电站，其设计基准事故的环境要求较以往二代加核电站和目前的华龙一号核电站都更为严苛。堆外核测系统中间量程通道涉及事故后浸没4个月，堆芯仪表系统的核级热电偶涉及事故监测1年，且有严重事故可用性要求。以上设计基准事故要求和严重事故要求，对堆内外核测系统设备的性能和可靠性方面都提出了更高的要求，大大增加了产品研发的难度，提高了技术准入门槛。[9]

6 结束语

CAP系列第三代核电站堆内外核测系统相较以往二代和二代加核电站的核测系统设计作了较大的升级和优化，提升了核电站事故后监测能力和堆芯功率分布监测的实时监测能力。

在堆内外核测系统国产化研制的过程中，遵循相关设计理念和规范，解决了研制过程中遇到的技术难题，设备各项指标满足第三代核电需求。该研制成果将在CAP1400示范工程项目中得以应用。