论文部分内容阅读
【摘要】本文介绍了AP1000堆内仪表系统的组成、结构、功能，并通过与国内M310机组及VVER机组堆内仪表系統的对比，分析了AP1000堆内仪表系统的特点。
【关键词】AP1000；堆内仪表；对比；特点
1、引言
AP1000核电站在传统成熟的压水堆核电技术上，采用非能动理念，建立非能动安全系统，执行预想事故情况下的核安全功能。针对可能发生的严重事故，AP1000核电厂设计中设置了多种预防与缓解措施，并采用先进的数字化仪控系统和主控室设计，确保核电厂的安全。
2、AP1000堆内仪表系统
AP1000堆内仪表系统包括：堆内仪表套管组件以及相关的信号处理和数据处理装置。电厂运行期间，堆内仪表套管组件放置在燃料组件内，通过反应堆压力容器顶盖引出到安全壳。自给能探测器和堆芯出口热电偶的信号通过电缆传送到不同的数据调试和处理工作站，并能在主控室显示处理后的数据和结果。
2.1 系统功能
堆内仪表系统作为反应堆冷却剂系统的压力边界，用于在事故工况下将堆芯出口温度信号送到保护和安全监测系统用于指示和显示。此外，堆内仪表系统还用于将在线中子通量信号提供给在线功率分布监测系统，将堆芯出口温度信号发送给多样化驱动系统用于指示和显示，并在电厂正常运行期间，发送给OPDMS的信号用于生成堆芯功率分布图形和列表显示。
2.2 系统描述
堆内仪表系统通过42根仪表导向管将热电偶信号传输到冷端分线箱，将自给能探测器（SPD）信号传输到信号处理机柜。其中，38个热电偶温度信号送至PMS作为事故后监测，4个温度信号送至DAS用于其驱动信号，中子通量信号通过SPS机柜处理后，送至应用/数据联络服务器，经过实时数据网络传递至DDS进行信号显示。
信号处理软件将堆芯探测器的信号传送给反应堆堆芯运行最佳评估分析系统。BEACON用这些数据来计算三维堆功率分布，校核堆外核测仪表系统的反应堆超温?T和超功率?T停堆整定值，并提取合适的功率分布参数在主控室显示。
2.3 系统运行
在反应堆热功率大于20%时，IIS用来提供可靠的反应堆功率的在线数据。当功率在20%以下时，SPD信号数据不能决定堆芯热余量限值，因为此时功率分布测量不可用。
在功率运行期间，核探测器的模拟信号通过IIS的SPS传递，并由电厂监测总线传输被数字化后的堆芯流量数据结果。热电偶与位于安全壳外侧PMS和DAS参考连接件相连，堆芯出口温度信号通过各自的热电偶进一步处理。
3、VVER、M310机组堆内仪表系统介绍
3.1 VVER堆内仪表系统
以国内某VVER机组为例，堆芯测量系统主要通过ICIS软件监测电厂参数，通过IR软件执行预测分析功能。IR软件用于反应堆降功率、停堆、达临界等操作过程的模拟、预测，用于编制降功率、停堆、达临界方案。
堆芯163个燃料组件中共布置有54个中子温度测量通道，每个中子温度测量通道沿堆芯高度布置7个自给能探测器，根据燃料组件进出口冷却剂温度热电偶数量、液位监测等的区别，中子温度测量通道分为三种类型。
3.2 M310堆内仪表系统
M310堆内仪表系统由微型移动式探测器来进行。探测器为微型裂变室，每个裂变室包含一个U-235浓度为90%的二氧化铀涂层，室内充以氩气，通过一个驱动和选择系统，将5个探测器送入50根指套管中的5根，从反应堆压力容器底部插入堆芯。
反应堆正常运行期间，中子注量率测量系统是间断式工作的，其设计成最多每周测绘一次全堆的中子注量率图，最长一个月应测绘一次。
中子注量率测量系统测量的数据和从DCS过来的反应堆运行工况数据，在计算机上用不同软件进行进一步测量。利用计算上不同软件完成堆芯注量率的三维分布及为堆外核测仪表提供校准系数。
4、对比及特点分析
（1） AP1000 堆内仪表系统采用固定式测量方式，且套管组件自上而下穿过压力容器顶盖插入堆芯，区别于M310采用微型裂变室中子探测器自下而上插入反应堆，反应堆堆底不再开孔，所有需深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；
（2） AP1000堆内测量系统采用的钒自给能探测器具有无外接电源、尺寸小、寿命长等特点，特别是其输出信号强度较大，便于给出精确的堆芯功率分布，并能够较好地对堆外核测系统测量结果进行校准，但由于钒的衰变特性，钒探测器属于慢响应探测器，因此，堆内仪表系统测得的堆芯功率不能直接用于控制和保护，而需要采用堆外核测系统；
（3） AP1000堆内测量系统输出的中子通量信号，经过BEACON可实时给出AP1000反应堆的三维功率分布，而M310堆芯功率分布测量是间断的，最多一周一次，最少一个月一次，利用计算机软件（CEDRIC、KARIN、ETALONG）进行计算得出；且BEACON系统具有预测功能，相较于VVER堆内测量系统需要借助外部的IR软件进行预测，功能更全面，使用更方便。
结论：
AP1000核电技术是我国当今大力发展的核电技术，在今后的自主化核电发展中也将扮演重要角色。AP1000的一个显著特点就是增强了核电厂的安全性，堆内仪表系统对于准确获知堆芯功率及其分布、优化堆芯性能十分重要，在结合堆外核测系统的基础上，能够保证在超功率情况下进行专设驱动和紧急停堆，这对核电厂安全具有十分重要的作用。目前我国核电技术国产化在稳步推进中，相信不久后AP1000核仪表系统国产化也将迎来胜利的曙光。
参考文献：
[1]王瑞.AP1000核电厂核仪表系统及其特点分析[J].应用科技，2015.7；
[2]肖博，黄显煊，雷龙.某型“三代”核电机组与M310机组堆芯测量系统[J].科教导刊，2015.5.
作者简介：
孙梦竹，中核辽宁核电有限公司，助理工程师，生产准备处技术支持科科员。
【关键词】AP1000；堆内仪表；对比；特点
1、引言
AP1000核电站在传统成熟的压水堆核电技术上，采用非能动理念，建立非能动安全系统，执行预想事故情况下的核安全功能。针对可能发生的严重事故，AP1000核电厂设计中设置了多种预防与缓解措施，并采用先进的数字化仪控系统和主控室设计，确保核电厂的安全。
2、AP1000堆内仪表系统
AP1000堆内仪表系统包括：堆内仪表套管组件以及相关的信号处理和数据处理装置。电厂运行期间，堆内仪表套管组件放置在燃料组件内，通过反应堆压力容器顶盖引出到安全壳。自给能探测器和堆芯出口热电偶的信号通过电缆传送到不同的数据调试和处理工作站，并能在主控室显示处理后的数据和结果。
2.1 系统功能
堆内仪表系统作为反应堆冷却剂系统的压力边界，用于在事故工况下将堆芯出口温度信号送到保护和安全监测系统用于指示和显示。此外，堆内仪表系统还用于将在线中子通量信号提供给在线功率分布监测系统，将堆芯出口温度信号发送给多样化驱动系统用于指示和显示，并在电厂正常运行期间，发送给OPDMS的信号用于生成堆芯功率分布图形和列表显示。
2.2 系统描述
堆内仪表系统通过42根仪表导向管将热电偶信号传输到冷端分线箱，将自给能探测器（SPD）信号传输到信号处理机柜。其中，38个热电偶温度信号送至PMS作为事故后监测，4个温度信号送至DAS用于其驱动信号，中子通量信号通过SPS机柜处理后，送至应用/数据联络服务器，经过实时数据网络传递至DDS进行信号显示。
信号处理软件将堆芯探测器的信号传送给反应堆堆芯运行最佳评估分析系统。BEACON用这些数据来计算三维堆功率分布，校核堆外核测仪表系统的反应堆超温?T和超功率?T停堆整定值，并提取合适的功率分布参数在主控室显示。
2.3 系统运行
在反应堆热功率大于20%时，IIS用来提供可靠的反应堆功率的在线数据。当功率在20%以下时，SPD信号数据不能决定堆芯热余量限值，因为此时功率分布测量不可用。
在功率运行期间，核探测器的模拟信号通过IIS的SPS传递，并由电厂监测总线传输被数字化后的堆芯流量数据结果。热电偶与位于安全壳外侧PMS和DAS参考连接件相连，堆芯出口温度信号通过各自的热电偶进一步处理。
3、VVER、M310机组堆内仪表系统介绍
3.1 VVER堆内仪表系统
以国内某VVER机组为例，堆芯测量系统主要通过ICIS软件监测电厂参数，通过IR软件执行预测分析功能。IR软件用于反应堆降功率、停堆、达临界等操作过程的模拟、预测，用于编制降功率、停堆、达临界方案。
堆芯163个燃料组件中共布置有54个中子温度测量通道，每个中子温度测量通道沿堆芯高度布置7个自给能探测器，根据燃料组件进出口冷却剂温度热电偶数量、液位监测等的区别，中子温度测量通道分为三种类型。
3.2 M310堆内仪表系统
M310堆内仪表系统由微型移动式探测器来进行。探测器为微型裂变室，每个裂变室包含一个U-235浓度为90%的二氧化铀涂层，室内充以氩气，通过一个驱动和选择系统，将5个探测器送入50根指套管中的5根，从反应堆压力容器底部插入堆芯。
反应堆正常运行期间，中子注量率测量系统是间断式工作的，其设计成最多每周测绘一次全堆的中子注量率图，最长一个月应测绘一次。
中子注量率测量系统测量的数据和从DCS过来的反应堆运行工况数据，在计算机上用不同软件进行进一步测量。利用计算上不同软件完成堆芯注量率的三维分布及为堆外核测仪表提供校准系数。
4、对比及特点分析
（1） AP1000 堆内仪表系统采用固定式测量方式，且套管组件自上而下穿过压力容器顶盖插入堆芯，区别于M310采用微型裂变室中子探测器自下而上插入反应堆，反应堆堆底不再开孔，所有需深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；
（2） AP1000堆内测量系统采用的钒自给能探测器具有无外接电源、尺寸小、寿命长等特点，特别是其输出信号强度较大，便于给出精确的堆芯功率分布，并能够较好地对堆外核测系统测量结果进行校准，但由于钒的衰变特性，钒探测器属于慢响应探测器，因此，堆内仪表系统测得的堆芯功率不能直接用于控制和保护，而需要采用堆外核测系统；
（3） AP1000堆内测量系统输出的中子通量信号，经过BEACON可实时给出AP1000反应堆的三维功率分布，而M310堆芯功率分布测量是间断的，最多一周一次，最少一个月一次，利用计算机软件（CEDRIC、KARIN、ETALONG）进行计算得出；且BEACON系统具有预测功能，相较于VVER堆内测量系统需要借助外部的IR软件进行预测，功能更全面，使用更方便。
结论：
AP1000核电技术是我国当今大力发展的核电技术，在今后的自主化核电发展中也将扮演重要角色。AP1000的一个显著特点就是增强了核电厂的安全性，堆内仪表系统对于准确获知堆芯功率及其分布、优化堆芯性能十分重要，在结合堆外核测系统的基础上，能够保证在超功率情况下进行专设驱动和紧急停堆，这对核电厂安全具有十分重要的作用。目前我国核电技术国产化在稳步推进中，相信不久后AP1000核仪表系统国产化也将迎来胜利的曙光。
参考文献：
[1]王瑞.AP1000核电厂核仪表系统及其特点分析[J].应用科技，2015.7；
[2]肖博，黄显煊，雷龙.某型“三代”核电机组与M310机组堆芯测量系统[J].科教导刊，2015.5.
作者简介：
孙梦竹，中核辽宁核电有限公司，助理工程师，生产准备处技术支持科科员。