堆芯運行狀態監測儀設備鑒定研究

趙燦松，譚星寧，趙大威

（中廣核研究院有限公司，廣東 深圳 518031）

0 引言

設備鑒定是一個產生并保持證據的過程，確認安全重要物項能夠在其整個設計運行壽期內滿足處于需要起作用時的環境條件（如振動、溫度、壓力、噴射流沖擊、電磁干擾、輻照、濕度或這些因素的任何可能組合）下執行其安全功能的要求[1]。設備鑒定主要包括環境鑒定與抗震鑒定兩方面的內容，環境鑒定是驗證設備在正常與事故環境條件下的性能[2]，抗震鑒定是驗證設備在動力條件下的性能。

設備鑒定的基本方法有運行經驗法、論證分析法和型式試驗法3 種[3]。在實際的設備鑒定過程中，由于經濟和時間投入的限制、有效模型和實際數據的缺乏等因素，僅靠某一種方法并不可行，通常需要不同方法的組合[4]。

1 鑒定對象

1.1 鑒定對象描述

堆芯測量探測器組件是堆芯測量系統（RIC）的一次儀表部分，包括堆芯中子溫度測量組件和堆芯水位測量探測器組件兩種，其通過導向管安裝在反應堆壓力容器內部，與一回路直接接觸，是反應堆最為核心的測量儀表之一。

圖1 堆芯中子溫度測量系統簡圖Fig.1 Summary of the core neutron temperature measurement system

表1 組件鑒定等級Table 1 Component identification level

堆芯中子和溫度探測器組件屬于堆芯中子溫度測量系統的一部分，該系統由堆芯探測器組件、安全殼內連接電纜、SPND 信號處理機柜和DCS 等組成，其結構簡圖如圖1所示。

堆芯中子和溫度探測器組件通過安裝在壓力容器頂蓋的密封組件及導向管貫穿入壓力容器并在堆芯內進行定位，探測器組件與壓力容器間采用Swagelok 的直通接頭密封組件完成密封，密封面以下部分將被反應堆冷卻劑浸沒，因而探測器組件被浸沒部分外殼與密封組件構成一回路壓力邊界。探測器組件伸出壓力容器的端部配置專用接插件，用以連接信號傳輸電纜。

堆芯水位測量探測器組件是堆芯水位測量系統的一部分，該系統的相關設備包括探測器組件、安全殼內連接電纜和堆芯水位測量機柜等，結構簡圖如圖2 所示。

堆芯水位測量探測器組件與堆芯中子溫度測量探測器組件安裝方式一致，也是安裝在壓力容器頂蓋的密封組件及導向管貫穿入壓力容器并在堆芯內進行定位，伸出壓力容器的端部配置專用接插件，用以連接信號傳輸電纜。

堆芯中子和溫度測量組件需滿足事故及嚴重事故工況要求，堆芯水位測量探測器組件需滿足事故工況要求，兩者都需要滿足地震期間、地震后功能要求。

圖2 堆芯水位測量系統簡圖Fig.2 A brief diagram of the core water level measurement system

表2 組件選型與標識Table 2 Component selection and identification

1.2 鑒定對象模擬件

堆芯中子溫度測量探測器組件和堆芯水位測量探測器組件是集合電氣元件和機械部件于一體的設備，外形尺寸也較特別，為細長形（中子組件為11.44m，水位組件為7.194m，兩種組件位于壓力容器外部，只有400mm 左右），其全尺寸模擬件受設備的尺寸、應用和其他試驗條件的限制而不能進行全部鑒定試驗，同時對應的老化試驗與嚴重事故試驗主要考驗組件Swagelok 密封面以上部分。因此，堆芯探測器組件可以制作縮短的模擬件進行部份鑒定試驗。

由于SPND 的靈敏度較低，探測器組件的核性能在反應堆高中子注量率輻照下才具備相應測試條件，而高中子注量率輻照會導致不銹鋼的材料活化，使測試用組件產生強烈的放射性，對人體有傷害，探測器組件在反應堆上測試一次以后就需要按放射性廢物處理，無法進行其它試驗，所以考慮專門為堆上測試制造一批銠自給能探測器以評估核性能。

表3 輻照試驗條件Table 3 Radiation test conditions

2 鑒定試驗特性

根據堆芯測量探測器組工況的特點，以下幾項試驗的參數要求具有特殊性。

2.1 插拔試驗

插拔試驗在模擬堆芯儀表導管試驗臺架上進行，模擬堆芯儀表導管試驗臺架應完全模擬最大彎曲角度位置的儀表導管的安裝情況。探測器組件在儀表管內的插拔模擬首次裝入堆芯，經過3 個換料周期后拔出報廢的過程，考慮到設備的鑒定裕度，堆芯中子和溫度探測器組件的插拔次數不得低于4 次，堆芯水位測量探測器組件的插拔次數不得低于4 次。試驗結束后，在正常大氣條件下，進行組件外殼的磨損程度、外觀尺寸、承壓性能的檢查，并對磨損較為嚴重的部位進行液體滲透檢查，組件外殼不能出現破損，同時能滿足基準試驗的要求。

2.2 輻照老化試驗

正常運行工況下的老化劑量僅考慮γ 劑量，根據項目文件要求，紅區設備的輻照老化劑量統一按照250kGy 要求進行輻照老化試驗，此值已經考慮了相應的裕度。

堆芯測量探測器組件需要在事故和事故后正常工作，由于堆芯測量探測器組件的外殼為至少1mm 的不銹鋼。因此，其只考慮相應的γ 劑量，在事故工況下，要求的輻照劑量包絡要求為525kGy，此劑量值比嚴重事故要小，輻照老化劑量取嚴重事故工況下的累積劑量值。

在嚴重事故后工況下1 年時間，累積γ 劑量為696kGy，此值為未考慮裕度的輻照劑量，按照試驗裕度要求，需要增加10%裕度，由此可以得出最終輻照劑量為1015.6kGy的總劑量率。

根據EJ/T1197 標準，將試驗模擬件放置在70℃±3℃的試驗箱內，并至少保持每小時3 倍容積的換氣率，當試驗箱內環境和設備均穩定在70℃時開始輻照。如無條件，輻照老化試驗也可在常溫、無換氣條件下進行，試驗結束后補上對應時間70℃的熱老化試驗即可。

2.3 地震試驗

抗震試驗參照標準GB/T 13625-1992 執行，鑒定試驗根據鑒定對象的實際情況考慮一定的裕度。

圖3 反應堆廠房事故溫度環境曲線Fig.3 Temperature and environmental curve of the reactor plant accident

圖4 反應堆廠房事故壓力環境曲線Fig.4 Pressure environment curve for reactor plant accidents

1）受試驗臺架等條件限制，抗震試驗可以采用具有典型結構及功能的短樣件代替進行抗震試驗，但需要根據分析計算結果，放大抗震試驗譜值，并對全尺寸組件進行抗震分析計算，抗震分析的樓層反應譜與地震試驗一致。

2）模擬件抗震試驗安裝必須模擬工程實際的典型安裝和連接方式，試驗中模擬件熱電偶需要正常工作，并對其輸出信號進行連續檢測。

2.4 模擬設計基準事故工況試驗

根據項目文件要求，進行模擬設計基準事故試驗，將堆芯組件放在事故環境模擬試驗裝置的試驗容器中，試樣與傳輸電纜通過連接器連接（連接部位位于容器內部），傳輸電纜的末端引出到試驗容器外部，以便在試驗過程中進行必要的測試。

在進行安全殼事故環境模擬試驗之前，使試驗容器中建立正常環境條件，對試驗模擬件進行絕緣電阻測量，以提供事故環境模擬試驗的基準數據并確認試驗模擬件組件的正常狀態。

圖5 嚴重事故下安全殼內環境曲線Fig.5 Environmental curve in the safety shell in a serious accident

試驗過程中應使試驗模擬件通電運行，并對之進行必要的測量和檢查。

2.5 模擬嚴重事故工況試驗

根據項目文件要求，堆芯測量探測器組件屬于安全殼密封性不相關設備，其嚴重事故鑒定環境條件使用HER 系統有效的情況。

圖5 所示的環境曲線是以始發事件起始點為零點，經歷了3 小時嚴重事故前（Pre-SA）階段，之后堆芯出口溫度達到650℃。Pre-SA 之后，12 個小時后啟動HER 系統，經歷24 小時溫度和壓力由峰值（150℃、0.55Mpa 絕對壓力）降低到110℃、0.2Mpa，此后維持該溫度和壓力直到事故發生后的7 天。

試驗過程中應使試驗模擬件通電運行，并對之進行必要的測量和檢查。在試驗期間應連續記錄試驗模擬件中各探測器類型信號的輸出值：自給能探測器的絕緣值、熱電偶的電勢值，并進行絕緣電阻檢查。

3 結論

通過設計短模擬件進行有尺寸限制的鑒定試驗項目，確保了鑒定試驗的可行性，文中所確定的試驗項目的參數是根據設備實際的運行工況進行確定的，可用于指導后續的鑒定試驗，使設備滿足現行標準的要求。