核安全级高容积传感器的研制

陈 凯

（上海自动化仪表股份有限公司，上海200233）

大型先进压水堆堆芯冷却液的监测是检查核电站安全与否的最重要环节，为操作人员及时掌握失水事故的发生和发展提供了重要依据，是反应堆失水事故发生和事故后监测的主要工具，对核电站的安全运行起到至关重要的作用。从国内的堆芯冷却液的监测系统来看，除秦山一期改造项目采用国外进口设备但由国内集成外，秦山、广东、江苏等几个核电站的堆芯冷却液的监测系统全部为进口。

国内现役的商用核电站对压水堆堆芯冷却液的监测多为差压法测量，而高容积传感器是差压法测量堆芯冷却液液位的重要传感器。高容积传感器为核安全级核电站设备，既要求其在正常环境条件下正常工作，还要求能在地震载荷下、事故及事故后为环境条件下仍能发挥其规定的功能，故需要具备耐辐照、抗地震和承受高温、高湿、高压、化学喷淋等恶劣环境的能力，产品的使用寿命40 a以上[1]。

1 高容积传感器设计目标

由于高容积传感器直接测量核电站一回路介质压力，故需要具备隔离功能，以保证受污染的液体不泄露；同时，其正常工作环境要求承受20 MPa以上的静压，并具备抗辐照、地震、失水事故（Lost of Coolant Accident，LOCA）3项核级性能。依据安装环境和功能要求设计的高容积传感器结构如图1所示，制定的设计目标如表1所示。

图1 高容积传感器结构示意图

表1 高容积传感器设计目标

2 工作原理

本设计中，高容积传感器通过过程接管与被检测的反应堆压力壳一回路介质相连，并通过充液的毛细管连接到差压检测仪表。为了适应被核污染或具有腐蚀性的介质应用，高容积传感器在不锈钢材料的承压筒体中内置一大容量波纹管，起到隔离密封及进行压力传递的作用。当对象液位或压力发生变化、使加到传感器波纹管的压力发生变化时，传感器波纹管或压缩或膨胀拉长，这个变化通过毛细管内的液压传递到差压检测仪表上，从而使被测对象的液体介质不会接触到差压测量仪表。对于过高温度场合的应用，可以增加传感器过程接管的长度，以尽可能地降低传感器的温度。同时，设有连接传感器和差压检测仪表的毛细管接口，也以方便远传测量。

2.1 液位测量

液柱产生的压力取决于其高度和液体的密度，与容器的形状或容积无关。当介质的密度已知时，差压可以用来换算指示介质的高度。而核电站一回路介质需要与差压测量仪表进行隔离，高容积传感器就起到了隔离介质的作用。

2.2 压力测量

当用于压力测量时，高容积密封传感器作为一个压力传递的设备，通过充液的毛细管系统将工艺过程与测量仪表进行隔离。由于高容积传感器具有一个可扩大容量的波纹管，可以吸收较长的毛细管系统中因温度升高而增加的介质容量，以保证压力测量的传递精度。

2.3 检测维护

在承压外壳的顶部，设有一个1／4美制管螺纹（National Pipe Thread，NPT）螺纹孔，工作时采用一密封塞（1／4 NPT）将其密封。其作用是：检测维护时，既可用于释放压力，又可用于作为试验使用的压力输入端口。

3 关键部件的研制

根据高容积传感器的工作特性和要求，本文设计研制的关键是波纹管过载保护、密封材料和筒体承压。

3.1 波纹管过载保护

高容积传感器的隔离和压力传递是通过内置的波纹管来实现的，这要求波纹管在具有优良的压力传递性能的同时，在介质过度膨胀和过压等情况下，仍然具有防止隔离介质泄露的能力。针对此类异常工况，在高容积传感器筒体顶部进行限位设计，防止波纹管过度膨胀爆裂；在波纹管内部设置行程杆联动毛细管关闭阀，防止过压工况时波纹管内的液体进一步泄漏，这样就可防止被测对象介质的泄漏，如图2所示。

图2 波纹管膨胀与压缩极限位置

3.2 适应事故工况的密封材料

高容积传感器必须在其寿期内能应对事故以及事故后环境，并仍能够执行其规定的功能，故其采用的非金属材料需要具备耐辐照、抗地震和承受高温、高湿、高压、化学喷淋等恶劣环境的能力。

采用适当的密封材料进行隔离密封是高容积传感器的另一大关键。通过对丁基橡胶、氟橡胶、硅橡胶和三元乙丙烯橡胶（Ethylene－Propylene Terpolymerisate，EPT）相关性能的分析对比（见表2）[2]，在高容积传感器的外壳密封圈O型圈和挡圈采用了EPT材料，而放弃了耐辐照性差的丁基橡胶和耐冲击性差的氟橡胶、硅橡胶；同时，EPT在高温条件下具有优秀的抗压缩永久形变性能（见图3），故EPT材料适用于本文设计。

表2 橡胶相关性能比较表

3.3 筒体承压计算

为防止一回路介质泄漏，高容积传感器安全工作压力为20 MPa，设计极限压力为45 MPa，因而连接筒体与端盖的紧固螺丝是整个承压设计的关键点，并由工作特性决定了紧固螺丝的受拉承载力需要满足极限工作环境要求。紧固螺丝的材料选择、直径、数量以及极限压力的关系如下[3]：

图3 EPT压缩永久形变能力

其中，P＝45 MPa为极限压力；S＝12 265 mm2为端盖承压面积；N为紧固螺丝数量；d＝10 mm为紧固螺丝直径；p＝1.5 mm为紧固螺丝螺纹间距；δ＝700 MPa为不锈钢316LA4－70抗拉强度。

计算得N＝13.6。为充分满足筒体承压需求，故考虑产品加工制造设计N＝16个。

4 研制产品的主要性能指标[4－7]

4.1 正常运行条件

海拔高度≤1 000 m；温度≤49℃；40 a累积辐射剂量为2×105Gy；公称工作压力为20 MPa；差压测量范围上限值为0.3 MPa；X，Y，Z 3轴向地震加速度为5×9.8 m／s2；震动频率为0.2～33 Hz。

4.2 设计基准事件（Design Basis Event，DBE）环境

（1）主蒸汽管道破裂事故（Main Steam Line Break，MSLB）及LOCA工况下反应堆厂房内环境条件：温度为157.8℃；压力为0.55 MPa；相对湿度为100%RH；事故后30 d累积辐射剂量为2.88×105Gy；喷淋水成分中，硼酸浓度为2‰；氢氧化钠浓度的质量分数w（NaOH）＝0.6%；p H值≤10。

（2）严重事故环境条件：温度为140℃；压力为0.48 MPa；相对湿度为100%RH；事故后3 d累积辐射剂量为2.88×105Gy；事故后30 d的累积辐射剂量为6.71×105Gy；喷淋水成分中，硼酸浓度为2‰；w（NaOH）＝0.6%；p H值为≤10。

（3）地震条件：按设备安装的楼层谱进行5次运行基准地震（Operational Base Earthquake，OBE）试验和1次安全停堆地震（Safety Shutdown Earthquake，SSE）试验。

4.3 安全功能

经受设计基准事件的作用，并在事件期间仍能保证安全功能的完整性。

5 结 语

高容积传感器的设计方案，在承受核电站事故以及事故后环境条件下，够确保承压、隔离一回路介质，并准确地将反应堆压力壳内的堆芯液位差压传递至检测仪表，完全符合核电站安全监测的要求。随着国家大力发展核电事业形势的发展，本研制成果改变了反应堆安全监测领域技术完全掌握在国外手中的局面。目前，该产品已通过整套核级试验，并在巴基斯坦去恰希玛电厂二期工程中成功运行。本文研制的在恶劣环境下承压、隔离和密封技术在核电站及化工、医药等其他领域也有着广泛的应用前景。

[1] 范正平.GB 12727—2002 核电厂安全系统电气设备质量鉴定[S].北京：中国标准出版社，2002.

[2] 傅 政.橡胶材料性能与设计应用[M].北京：化学工业出版社，2003.

[3] 李维荣.标准紧固件实用手册[M].5版.北京：中国标准出版社，2009.

[4] 肖定生.HAF J0068—1998 核电厂安全重要设备老化控制的方法[S].北京：国家核安全局，1998.

[5] 方庆贤.HAF J0053—1995 核设备抗震鉴定试验指南[S].北京：国家核安全局，1995.

[6] 陆曙东.GB 13625—92 核电厂安全系统电气设备抗震鉴定[S].北京：中国标准出版社，1992.

[7] 范正平.ET／T 518—1998 核电厂安全级电动机控制中心质量鉴定[S].北京：中国核工业总公司，1998.