堆芯儀表套管組件的研制

吳方亮,黃 滿,陳 宇,應珠微,李 亮

(1.浙江倫特機電有限公司,浙江 溫州 325600;2.生態環境部核與輻射安全中心,北京 100082)

0 引言

現階段,國際核電建設發展進入第三代。 目前具有代表性的第三代核電技術有:AP1000 非能動先進壓水堆、歐洲EPR 壓水堆、韓國APR1400 先進壓水堆、日本三菱APWR 先進壓水堆和美國GE ABWR 先進沸水堆/GE ESBWR 經濟簡化型沸水堆。 第三代核電技術充分利用幾十年來的科技成果,按照當前新的核安全法規設計,把防范嚴重事故作為設計基準,考慮了安全殼在嚴重事故情況下的負載,大大提高了核電的安全性。

我國已全面引進AP1000 核電技術。 其中,浙江三門、山東海陽兩個自主化依托項目已并網發電。 在消化、吸收、全面掌握我國引進的第三代先進核電AP1000 非能動技術的基礎上,通過再創新開發出了具有我國自主知識產權、功率更大的非能動大型CAP1400 先進壓水堆核電機組,而以堆芯儀表套管組件為代表的核心儀表亟需實現國產化研制[1]。

1 關鍵突破點

“十二五”期間,在國家科技重大專項的支持下,國內相關研究院所和企業單位開展了大量的核電廠設備國產化研制工作,取得了很多重要突破,同時也暴露出不少問題。 對于堆芯儀表套管組件,在引進AP1000技術時[2],由于涉及第三方知識產權,轉讓方不提供相關技術轉讓,相關國產化單位在境外采購時難以規避轉讓方嚴苛的知識產權條款,從而較難采購到滿足要求的堆芯儀表套管組件。 同時,堆芯儀表套管組件技術要求高、功能特殊、研制難度大、用量小,國內缺乏相應的供貨配套能力。 上述局面嚴重制約堆芯儀表套管組件的國產化。

為了改變以上狀況,在“十三五”期間,通過國家科技重大專項的支持,集中國內相關研制力量開展專項攻關,掌握了核電廠自給能中子探測器的功能要求、設計技術、制造工藝、鑒定試驗方法等關鍵技術,實現了堆芯儀表套管組件的國產化,打破了外方在堆芯儀表套管組件方面對我國大型先進壓水堆核電站研制工作的限制,走出了堆芯儀表套管組件依賴進口的困境,推動了核電廠設備的國產化,提高了專項工程的國產化率。 通過堆上試驗,驗證了自給能中子探測器的靈敏度、線性度、一致性標準偏差、相干性因子、停堆響應時間基本滿足設計要求。

2 國產化難點

2.1 關鍵技術受限

由于我國核電產業相關材料、元器件生產加工等(如發射體原材料釩絲、熱電偶原材料NiCr-NiAl[3]、1E 級電氣連接器)基礎工業發展滯后,嚴重制約了核級儀表的國產化腳步。

2.2 設備研發投入高、周期長

1E 級儀表的設備研發和試驗費用投入大,研發周期和試驗周期長。 儀表制造商需要投入大量的資源作為保障,需使用大量檢測和生產設備,以滿足制造和試驗需求。

由于設計壽命長,2.5×105Gy 高輻照劑量、400 ℃高溫、長時間化學水淹等特殊環境指標要求遠高于現有產品指標,自給能中子探測器、發射體與信號線的連接信號線、堆芯儀表套管組件的研制在設計及制造方面存在一定的技術風險。

3 戰略意義

堆芯儀表套管組件現為發達國家供貨商所壟斷,價格昂貴、供貨周期長,且其采購及使用受發達國家政府嚴格限制和監控,嚴重掣肘我國核電事業的自主發展和“走出去”戰略,也不利于國家的保密安全工作。

自主研發堆芯儀表套管組件,有利于打破發達國家的壟斷,形成充分競爭,能夠大幅降低采購成本,方便供貨及維護,更加契合國家核電發展的需求,以保障國家戰略利益。

開展核電站配套核級儀表的研究是實現大型先進壓水堆核電站國產化的關鍵之一,是我國大力發展核電事業的需要,是防止國外對我國實行技術封鎖的需要,是實現可持續發展的需要。 核電站核級儀表的研究需要多學科、多領域相互協作配合,可以帶動相關行業的發展。 由于核電建設在政治上具有重要的戰略地位,掌握核電站的核心技術具有重要戰略意義。

通過研究,掌握堆芯儀表套管組件制造和鑒定技術,具備堆芯儀表套管組件制造和鑒定能力,為國家科技重大專項支持的自主研發奠定堅實的基礎。

4 產品研制

為減少CAP1400 反應堆內部核測儀表的接口、降低復雜性并提高可靠性,堆芯儀表套管組件內集成了熱電偶及自給能中子探測器。 其主要用于測量反應堆堆芯中子的軸向和徑向分布、監測堆芯功率畸變、積累燃耗數據,是核電站安全可靠啟動、運行的重要測量手段。

4.1 主要功能

①連續監測堆芯活性區中子注量的分布和變化,展平中子注量,為實現功率密度的最佳分布提供依據。

②積累燃料組件的燃耗深度數據,指導合理換料。

③參與反應堆保護,即參與PP2 (2 類預保護,禁止提棒)、PP1 (1 類預保護,快速降功率)和EP (事故停堆)。

④可作為計算燃料元件線功率和泡核沸騰比(departure from nucleate boiling ratio,DNBR)的依據之一。

自給能中子探測器是一種在射線作用下通過自身吸收中子后的核衰變產生輸出電流的固體探測器。 它具有結構簡單、體積小、質量輕、耐腐蝕、耐高溫高壓、測量范圍寬、不需附加電源、抗干擾能力強、運行成本低等優點。

自主化設計的堆芯儀表套管組件的整體結構由防塵罩、電氣連接器、延伸段、集管、套管、熱電偶、帶加熱器的熱電偶、中子探測器、子彈頭端塞組成。 其內部結構是由熱電偶與多支中子探測器通過集管釬焊固定在一起:集管與延伸段焊接,熱電偶引線及中子探測器引線與電氣連接器端子連接,延伸段與電氣連接器焊接;集管與套管焊接,套管與子彈頭端塞焊接,套管充氦氣后,子彈頭端塞焊接封頭。 其中:中子探測器有多支,最長探測器的長度對應整個反應堆堆芯高度,其余探測器長度從最長探測器開始按等間距遞減,或者探測器長度相同,沿軸向等距分布。

4.2 結構特點

①由于中子探測器為自給能探測器,不需要外加偏壓電源,僅需皮安計即可讀出探測器電流。

②自給能中子探測器采用低燃耗材料,大幅提高使用壽命。 自給能中子探測器的發射體采用熱中子反應截面大的金屬材料,可采用釩、銠、鈷等敏感材料。

③套管與子彈頭端塞外徑較小,能耐受堆芯內部的高溫、高壓、高腐蝕及強輻射。 集管與套管之間的焊縫、集管與熱電偶及自給能中子探測器的釬焊焊縫、外殼破損后的熱電偶及中子探測器也能耐受堆芯內部的高溫、高壓、高腐蝕,起到二次保護作用。

④熱電偶及自給能中子探測器與電氣連接器電連接,可降低環境輻射對探測器電氣回路的電磁干擾、提高溫度測量及中子注量率測量的準確性和可靠性。

⑤堆芯儀表接管貫穿件路徑不是平直結構,而是空間曲線。 因此套管端部采用子彈頭結構,起到導引作用,使套管易于穿過堆芯儀表接管貫穿件。

⑥自給能中子探測器信號線采用無機鎧裝電纜,能耐受堆芯內部高溫和高輻照,以避免自給能中子探測器因信號線損壞而失效。

⑦絕緣采用高純度氧化鋁[4],不易吸潮、老化,高溫絕緣電阻高,對中子穿透影響少,能有效提高自給能中子探測器的測量精度。 其本身壽命遠遠超出自給能中子探測器的壽命,所以對探測器的壽命沒有負面影響。

⑧堆芯儀表套管組件內先抽除空氣至真空,再充入至少1 個大氣壓的氦氣,以避免成分復雜的空氣參與核反應,對測量產生干擾,從而提高套管組件的穩定性。 氦氣導熱率高傳熱快,是一種低密度且安全、穩定的惰性氣體。

⑨與信號線相對應,中子探測器可以同時設置一條本底信號線,以抵消信號線自身的噪聲信號、提高探測器的靈敏度。

⑩結構簡單、外殼堅固、體積小,能較好地適應堆內復雜環境[5]。

4.3 產品試驗

4.3.1 基準性能試驗

熱電偶允差及絕緣性能滿足標準及設備規范書要求。 釩自給能中子探測器常溫及高溫絕緣性能滿足標準及設備規范書要求。 堆芯儀表套管組件壓力邊界通過無損檢驗和水壓檢驗[6]。

4.3.2 鑒定試驗

按鑒定要求,委托上海儀器儀表自控系統檢驗測試所有限公司、國核核電設備與材料鑒定咨詢中心對鑒定樣機進行了K1 類質量鑒定[7],完成了基準性能試驗、電磁兼容(electromagnetic compatibility,EMC)試驗、第一階段熱循環試驗、機械老化試驗、加速熱老化試驗、輻照老化試驗、振動試驗、第二次熱循環試驗、抗震試驗、安全殼壓力試驗及冷卻劑喪失事故(loss of coolant accident,LOCA)試驗[8]。 試驗過程中未出現樣機損壞和故障現象,鑒定樣機功能、性能指標符合設備規范書要求。

4.3.3 堆上試驗

在中國原子能科學研究院進行堆上試驗,實現對CAP1400 自給能中子探測器工程樣機(釩絲直徑為1.0 mm)中子特性的研究。 通過堆上試驗,完成了釩自給能中子探測器工程樣機在不同功率等級下中子特性的測量。 試驗過程中,中子通量水平、溫度條件等滿足CAP1400 示范工程的設計要求,探測器數據穩定、有效。 釩自給能中子探測器的中子靈敏度、線性度、一致性偏差、相干性因子均符合設備規范書的要求。 一致性標準偏差不超過±2%,在標準參考值±3%以內[9]。

4.3.4 嚴重事故可用性驗證試驗

在中國船舶集團有限公司第七一八研究所進行嚴重事故下可用性驗證試驗,堆芯儀表套管組件樣機熱電偶通道保持正常工作,執行安全功能,符合設備規范書要求。

5 結論

本文完成了釩自給能中子探測器、熱電偶等關鍵性能的測試及集成,并通過鑒定試驗、堆上試驗及嚴重事故可用性驗證試驗,使其滿足工程應用需求。 通過研發,積累基于自給能中子探測器的堆芯儀表系統的加工制造經驗、試驗數據等,將為其他新型堆芯儀表系統在國內的長遠發展提供重要的經驗和實施基礎,從而促進國內該技術的良性發展。 堆芯儀表套管組件的成功研制可用于核電廠中,將打破國外技術及供貨壟斷,極大地降低核電廠儀表運維成本。