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摘 要 文章从总体上介绍了“二代+”商用核电站M310机组及某型“三代”核电机组堆芯测量系统。描述了堆芯测量系统的中子通量测量、温度测量、水位测量三大主要功能，介绍了系统内主设备的原理及性能参数。从堆型特点、系统布置、功能、主设备等方面对两种堆型进行了对比。简单介绍了裂变室中子探测器和自给能中子探测器的原理。
关键词 堆芯测量 “三代”核电机组 SPND探测器 中子通量
中图分类号：TN623.91 文献标识码：A DOI：10.16400/j.cnki.kjdkx.2015.05.018
Analysis of In-core Neutron-temperature Measurement System
between M310 and One Advanced NPP
XIAO Bo，HUANG Xianxuan， LEI Long
（Fujian Fuqing Nuclear Power Company， Fuqing， Fujian 350318）
Abstract Describe the function and equipments of the In-core neutron-temperature measurement system used in different reactor type such as M310 and one advanced NPP. Tell the main functions of RII （RIC） system ， neutron flux measure， coolant temperature measure， coolant level of primary loop measure and analyze the main equipment which is used for in-core neutron flux measurement in NPP， like U-fission chamber and self-powered neutron detector.
Key words In-core neutron-temperature measurement system; advanced NPP ; SPND detector; Neutron flux
1 堆芯测量系统的功能及组成
堆芯测量系统是反应堆重要核测系统之一，担负着反应堆在启堆至计划停堆整个换料周期内的堆芯中子注量率、堆芯温度及反应堆水位的监测，通过监测以达到：验证堆芯装料的正确性、绘制堆芯中子注量图、燃耗的验证、监视堆芯温度、计算堆芯过冷裕度等作用。
M310堆型的堆芯测量系统从软硬件及功能上可以分为两部分，其一为中子通量及水位测量部分，另一个为堆芯温度测量部分。
中子通量测量通路由驱动机构、组选择器、路选择器、电动阀、球阀、密封组件、手动隔离阀、导向管、指套管和相应的电缆、处理机柜组成。通过选择器的切换，可形成50个测量通路。导向管焊接在压力容器底部，为指套管进入堆芯提供导向和支撑。指套管由密封组件处伸入堆芯，贯穿整个燃料组件活性区，为中子注量率探测器提供导向和支撑。水位测量部分，仅为测量变送器预留引压口，位置如图1所示。
温度测量部分由40个热电偶及相应的延长线、监测处理机柜构成。38个热电偶位于堆芯上栅格板，2个位于上封头，设备分为A、B两列，相互隔离。
某型“三代”核电机组（以下简称“三代”）堆芯测量系统的功能与前者基本相同，除中子通量及温度测量外，还承担水位监测功能。
从结构组成及布置上讲，“三代”核电机组堆芯测量系统与前者差距较大，集成度更高。功能的实现依靠两列共48根探测器组件及相应的电缆、处理机柜来实现。在探测器组件中，有44根仅集成了热点偶和中子探测器，另外4集成了水位探测器。在反应堆运行期间，在线对上述三种参数进行监测。
2 结构布置及功能实现
2.1 M310机组堆芯中子通量及温度测量
M310机组采用移动式通量测量结构，压力容器底部开口，探测器从堆底进入堆芯进行测量。即在需要测量时，通过机械结构将探测器从堆底经过机械密封结构推入堆芯，完成测量后将探测器抽出，送入保存通道。
在绘制中子注量率图时，通过控制柜RIC001AR的指令，驱动电机驱动探测器（涂铀微裂变电离室）从存储通道抽出至组选择器入口，再通过组选择器、路选择器、电动阀、球阀、进入指定测量通道（50个通道中的一个）的指套管，在指套管的导向下进入堆芯对应区域的设定点B ，然后反向抽出，再抽出的过程中探测器工作，通过驱动电缆将所测中子通量信号送出。如图1所示。
图1 中子通量测量示意图
水位测量的主体不在RIC系统，仅由RIC系统向水位测量压力变送器提供引压接口。位置如图1所示。
测量通路的确定通过组选择器和路选择器的组合来实现。组选择器除3#、4#外均为1进4出，即一个入口，连接驱动机构出口，四个出口，分别连接正常测量通路、校准通路、救援通路及存储通路所在的路选择器。3#组选择器校准通道和救援通道重合、4#组选择器校准通路与其正常测量通路重合，仅有3个出口。路选择器除4#外，均为2进10出，即两个入口，分别连接正常测量通路的组选择器出口和救援通路的组选择器出口。4#为5进10出，即五个入口分别与1#、2#、5#的校准通路相连，与3#组选器的救援通路相连（救援和校准通路相同），与4#组选择器的正常测量通路相连。每个路选择器的10个出口均与10个测量通路对应，形成50个测量通路。连接关系见图2。
图2 选择器间连接关系
芯温度的测量通过40支伸入压力容器电偶来实现。40支热电偶分为A、B两列，每列20支，其中19支位于堆芯上栅格板上，另一支在堆芯上封头。热电偶通过热电偶导管进入堆内构件指定位置。热电偶导管10支热电偶管汇入一根热电偶柱，热电偶柱经过与阴法兰的密封结构，穿出压力容器顶盖，为导管提供支持，并完成一回路压力边界的密封。
热电偶通过导管及热电偶柱穿出压力容器，经补偿导线至对顶连接板，再经连接板、核岛贯穿件将温度信号送至位于电气厂房的堆芯冷却监测机柜RIC011AR（RIC012AR），在此完成冷段补偿、信号转换、过冷裕度计算及信号送出至DCS。
= + + + +
=
=
2.2 “三代”核电机组堆芯中子通量及温度测量
“三代”核电机组采用固定式堆芯测量布置，与俄罗斯VVER技术、美国AP1000技术类似，与欧洲三代技术EPR1 750的固定式部分相似（EPR采用固定式和鼓球式相结合的测量方法）。反应堆堆底不再开孔，所有需伸入堆芯的仪表仅通过压力容器顶盖上的开孔来实现，从而提高了压力容器的完整性，提高整体安全性。
如前所述，整个系统由多个探测器组件、多个中子通量处理机柜、中子通量控制柜、多个堆芯温度处理机柜及相应的电缆、SU、记录仪及相应的BUP仪表组成。基本示意图如图3所示。
探测器组件中有部分为通量及温度探测组件，部分为水位探测器组件。水位探测器还集成了反应堆上封头温度测量的功能。
每根温度探测器内有7个自给能探测器（SPND）和一个K型热电偶。通过置于堆内的SPND和热电偶、相应的电缆、信号处理柜及控制柜实现对堆芯中子通量分布的实时监测及三维通量图的绘制。
水位探测器组件上装有水位探测器，分为A＼B两列置于堆内。水位探测器集成了温度探测的功能，提供上封头温度信息。水位探测器采用热传导式水位探测器（热电偶+加热器）。利用水汽传热性能的显著差异，通过比较加热热电偶与未加热热电偶测量的温差判定测点是否被冷却剂淹没。
图3 某型“三代”核电机组堆芯测量基本原理图
3 主要设备及参数
3.1 中子通量探测器
M310机组中子通量探测器使用涂U-235微型裂变电离室，裂变室的中子通量探头其基本原理与普通电离室相同，电离室腔内填充氩气。在裂变室中，中子撞击导致涂层中的铀原子发生裂变反应，产生的裂变碎片再去电离填充气体，从而产生电流脉冲。
+ → + + 2.43 +
探测器参数如下：（1）测量范围 ：1.0 €？～1.4 .. ;（2）灵敏度：/（..）;（3）外径 4.70mm。
“三代”核电机组中子通量探测器使用铑自给能探测器，其结构如图所示，由收集级、铑丝、绝缘、电缆、补偿导线、信号线、端头、密封部件组成。
图4 铑自给能探测器示意图
其工作原理如下：铑丝中与中子分别通过两种方式发生辐射俘获（，）反应，分别生成和，发生衰变和衰变，生成稳定核素，发生衰变，生成稳定核素，衰变产生的粒子穿过绝缘层被收集级收集，产生信号电流，衰变产生的电流是探测器电流的主要成分。
+ → → + + （7.7%）
+ → → + （92.3%）
探测器参数如下：（1）测量范围1.01.4 ;（2）灵敏度：≥3.0 /（..）。
3.2 温度探测器
M310机组温度探测由铠装型热电偶实现，其直径为3.71mm，长6.59.2m（堆顶密封面上分三层布置），测量范围为0～1200℃，精度：0～375℃ 5℃，375～1200℃ 0.4% | |，采用，在ICCMS处理机柜侧进行冷端补偿。
“三代”核电机组组温度探测无论是中子组件还是水位组件，感温元件均为型热电偶，其主要参数如下：测量范围为0～1200℃，精度：0～375℃ 5℃，375～1000℃.4%| |，1000～1200℃ 75% | |，使用在中子-温度组件堆外处进行补偿。
4 结论
描述了M310机组及某型“三代”核电机组堆芯测量系统中子通量、堆芯冷却剂温度、堆芯水位测量的方法，实现相关功能的设备工作原理，特性参数。对比发现，两种堆型的堆型测量系统无论从功能实现、系统布置还是主要设备都存在着较大差异，机组建成后的运行、维护工作差异大，相关人员须提前培养准备。
参考文献
[1] SPECIFICATION OF THE IN-CORE NEUTRON-TEMPERATURE MEASUREMENT SYSTERM [M].CHENGDU：NPIC.
[2] 黄国梁.核电厂反应堆堆芯中子与温度探测器组件研制[J].核电子学与探测技术，2014.2（2）：267-270.
[3] 杜晓光.移动式堆芯中子注量率测量系统概述[J].中国核电，2010.3（4）：367-373.
[4] 黄美良等.AP1000与EPR堆芯中子注量率测量系统的差异性比较和分析[J].核电子学与探测技术，2012.2（2）：161-164.
[5] 杨波.一种高灵敏度裂变室的研制[J].核电子学与探测技术，2012.5（5）：587-589.
关键词 堆芯测量 “三代”核电机组 SPND探测器 中子通量
中图分类号：TN623.91 文献标识码：A DOI：10.16400/j.cnki.kjdkx.2015.05.018
Analysis of In-core Neutron-temperature Measurement System
between M310 and One Advanced NPP
XIAO Bo，HUANG Xianxuan， LEI Long
（Fujian Fuqing Nuclear Power Company， Fuqing， Fujian 350318）
Abstract Describe the function and equipments of the In-core neutron-temperature measurement system used in different reactor type such as M310 and one advanced NPP. Tell the main functions of RII （RIC） system ， neutron flux measure， coolant temperature measure， coolant level of primary loop measure and analyze the main equipment which is used for in-core neutron flux measurement in NPP， like U-fission chamber and self-powered neutron detector.
Key words In-core neutron-temperature measurement system; advanced NPP ; SPND detector; Neutron flux
1 堆芯测量系统的功能及组成
堆芯测量系统是反应堆重要核测系统之一，担负着反应堆在启堆至计划停堆整个换料周期内的堆芯中子注量率、堆芯温度及反应堆水位的监测，通过监测以达到：验证堆芯装料的正确性、绘制堆芯中子注量图、燃耗的验证、监视堆芯温度、计算堆芯过冷裕度等作用。
M310堆型的堆芯测量系统从软硬件及功能上可以分为两部分，其一为中子通量及水位测量部分，另一个为堆芯温度测量部分。
中子通量测量通路由驱动机构、组选择器、路选择器、电动阀、球阀、密封组件、手动隔离阀、导向管、指套管和相应的电缆、处理机柜组成。通过选择器的切换，可形成50个测量通路。导向管焊接在压力容器底部，为指套管进入堆芯提供导向和支撑。指套管由密封组件处伸入堆芯，贯穿整个燃料组件活性区，为中子注量率探测器提供导向和支撑。水位测量部分，仅为测量变送器预留引压口，位置如图1所示。
温度测量部分由40个热电偶及相应的延长线、监测处理机柜构成。38个热电偶位于堆芯上栅格板，2个位于上封头，设备分为A、B两列，相互隔离。
某型“三代”核电机组（以下简称“三代”）堆芯测量系统的功能与前者基本相同，除中子通量及温度测量外，还承担水位监测功能。
从结构组成及布置上讲，“三代”核电机组堆芯测量系统与前者差距较大，集成度更高。功能的实现依靠两列共48根探测器组件及相应的电缆、处理机柜来实现。在探测器组件中，有44根仅集成了热点偶和中子探测器，另外4集成了水位探测器。在反应堆运行期间，在线对上述三种参数进行监测。
2 结构布置及功能实现
2.1 M310机组堆芯中子通量及温度测量
M310机组采用移动式通量测量结构，压力容器底部开口，探测器从堆底进入堆芯进行测量。即在需要测量时，通过机械结构将探测器从堆底经过机械密封结构推入堆芯，完成测量后将探测器抽出，送入保存通道。
在绘制中子注量率图时，通过控制柜RIC001AR的指令，驱动电机驱动探测器（涂铀微裂变电离室）从存储通道抽出至组选择器入口，再通过组选择器、路选择器、电动阀、球阀、进入指定测量通道（50个通道中的一个）的指套管，在指套管的导向下进入堆芯对应区域的设定点B ，然后反向抽出，再抽出的过程中探测器工作，通过驱动电缆将所测中子通量信号送出。如图1所示。
图1 中子通量测量示意图
水位测量的主体不在RIC系统，仅由RIC系统向水位测量压力变送器提供引压接口。位置如图1所示。
测量通路的确定通过组选择器和路选择器的组合来实现。组选择器除3#、4#外均为1进4出，即一个入口，连接驱动机构出口，四个出口，分别连接正常测量通路、校准通路、救援通路及存储通路所在的路选择器。3#组选择器校准通道和救援通道重合、4#组选择器校准通路与其正常测量通路重合，仅有3个出口。路选择器除4#外，均为2进10出，即两个入口，分别连接正常测量通路的组选择器出口和救援通路的组选择器出口。4#为5进10出，即五个入口分别与1#、2#、5#的校准通路相连，与3#组选器的救援通路相连（救援和校准通路相同），与4#组选择器的正常测量通路相连。每个路选择器的10个出口均与10个测量通路对应，形成50个测量通路。连接关系见图2。
图2 选择器间连接关系
芯温度的测量通过40支伸入压力容器电偶来实现。40支热电偶分为A、B两列，每列20支，其中19支位于堆芯上栅格板上，另一支在堆芯上封头。热电偶通过热电偶导管进入堆内构件指定位置。热电偶导管10支热电偶管汇入一根热电偶柱，热电偶柱经过与阴法兰的密封结构，穿出压力容器顶盖，为导管提供支持，并完成一回路压力边界的密封。
热电偶通过导管及热电偶柱穿出压力容器，经补偿导线至对顶连接板，再经连接板、核岛贯穿件将温度信号送至位于电气厂房的堆芯冷却监测机柜RIC011AR（RIC012AR），在此完成冷段补偿、信号转换、过冷裕度计算及信号送出至DCS。
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2.2 “三代”核电机组堆芯中子通量及温度测量
“三代”核电机组采用固定式堆芯测量布置，与俄罗斯VVER技术、美国AP1000技术类似，与欧洲三代技术EPR1 750的固定式部分相似（EPR采用固定式和鼓球式相结合的测量方法）。反应堆堆底不再开孔，所有需伸入堆芯的仪表仅通过压力容器顶盖上的开孔来实现，从而提高了压力容器的完整性，提高整体安全性。
如前所述，整个系统由多个探测器组件、多个中子通量处理机柜、中子通量控制柜、多个堆芯温度处理机柜及相应的电缆、SU、记录仪及相应的BUP仪表组成。基本示意图如图3所示。
探测器组件中有部分为通量及温度探测组件，部分为水位探测器组件。水位探测器还集成了反应堆上封头温度测量的功能。
每根温度探测器内有7个自给能探测器（SPND）和一个K型热电偶。通过置于堆内的SPND和热电偶、相应的电缆、信号处理柜及控制柜实现对堆芯中子通量分布的实时监测及三维通量图的绘制。
水位探测器组件上装有水位探测器，分为A＼B两列置于堆内。水位探测器集成了温度探测的功能，提供上封头温度信息。水位探测器采用热传导式水位探测器（热电偶+加热器）。利用水汽传热性能的显著差异，通过比较加热热电偶与未加热热电偶测量的温差判定测点是否被冷却剂淹没。
图3 某型“三代”核电机组堆芯测量基本原理图
3 主要设备及参数
3.1 中子通量探测器
M310机组中子通量探测器使用涂U-235微型裂变电离室，裂变室的中子通量探头其基本原理与普通电离室相同，电离室腔内填充氩气。在裂变室中，中子撞击导致涂层中的铀原子发生裂变反应，产生的裂变碎片再去电离填充气体，从而产生电流脉冲。
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探测器参数如下：（1）测量范围 ：1.0 €？～1.4 .. ;（2）灵敏度：/（..）;（3）外径 4.70mm。
“三代”核电机组中子通量探测器使用铑自给能探测器，其结构如图所示，由收集级、铑丝、绝缘、电缆、补偿导线、信号线、端头、密封部件组成。
图4 铑自给能探测器示意图
其工作原理如下：铑丝中与中子分别通过两种方式发生辐射俘获（，）反应，分别生成和，发生衰变和衰变，生成稳定核素，发生衰变，生成稳定核素，衰变产生的粒子穿过绝缘层被收集级收集，产生信号电流，衰变产生的电流是探测器电流的主要成分。
+ → → + + （7.7%）
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探测器参数如下：（1）测量范围1.01.4 ;（2）灵敏度：≥3.0 /（..）。
3.2 温度探测器
M310机组温度探测由铠装型热电偶实现，其直径为3.71mm，长6.59.2m（堆顶密封面上分三层布置），测量范围为0～1200℃，精度：0～375℃ 5℃，375～1200℃ 0.4% | |，采用，在ICCMS处理机柜侧进行冷端补偿。
“三代”核电机组组温度探测无论是中子组件还是水位组件，感温元件均为型热电偶，其主要参数如下：测量范围为0～1200℃，精度：0～375℃ 5℃，375～1000℃.4%| |，1000～1200℃ 75% | |，使用在中子-温度组件堆外处进行补偿。
4 结论
描述了M310机组及某型“三代”核电机组堆芯测量系统中子通量、堆芯冷却剂温度、堆芯水位测量的方法，实现相关功能的设备工作原理，特性参数。对比发现，两种堆型的堆型测量系统无论从功能实现、系统布置还是主要设备都存在着较大差异，机组建成后的运行、维护工作差异大，相关人员须提前培养准备。
参考文献
[1] SPECIFICATION OF THE IN-CORE NEUTRON-TEMPERATURE MEASUREMENT SYSTERM [M].CHENGDU：NPIC.
[2] 黄国梁.核电厂反应堆堆芯中子与温度探测器组件研制[J].核电子学与探测技术，2014.2（2）：267-270.
[3] 杜晓光.移动式堆芯中子注量率测量系统概述[J].中国核电，2010.3（4）：367-373.
[4] 黄美良等.AP1000与EPR堆芯中子注量率测量系统的差异性比较和分析[J].核电子学与探测技术，2012.2（2）：161-164.
[5] 杨波.一种高灵敏度裂变室的研制[J].核电子学与探测技术，2012.5（5）：587-589.