堆芯运行状态监测仪设备鉴定研究

赵灿松，谭星宁，赵大威

（中广核研究院有限公司，广东 深圳 518031）

0 引言

设备鉴定是一个产生并保持证据的过程，确认安全重要物项能够在其整个设计运行寿期内满足处于需要起作用时的环境条件（如振动、温度、压力、喷射流冲击、电磁干扰、辐照、湿度或这些因素的任何可能组合）下执行其安全功能的要求[1]。设备鉴定主要包括环境鉴定与抗震鉴定两方面的内容，环境鉴定是验证设备在正常与事故环境条件下的性能[2]，抗震鉴定是验证设备在动力条件下的性能。

设备鉴定的基本方法有运行经验法、论证分析法和型式试验法3 种[3]。在实际的设备鉴定过程中，由于经济和时间投入的限制、有效模型和实际数据的缺乏等因素，仅靠某一种方法并不可行，通常需要不同方法的组合[4]。

1 鉴定对象

1.1 鉴定对象描述

堆芯测量探测器组件是堆芯测量系统（RIC）的一次仪表部分，包括堆芯中子温度测量组件和堆芯水位测量探测器组件两种，其通过导向管安装在反应堆压力容器内部，与一回路直接接触，是反应堆最为核心的测量仪表之一。

图1 堆芯中子温度测量系统简图Fig.1 Summary of the core neutron temperature measurement system

表1 组件鉴定等级Table 1 Component identification level

堆芯中子和温度探测器组件属于堆芯中子温度测量系统的一部分，该系统由堆芯探测器组件、安全壳内连接电缆、SPND 信号处理机柜和DCS 等组成，其结构简图如图1所示。

堆芯中子和温度探测器组件通过安装在压力容器顶盖的密封组件及导向管贯穿入压力容器并在堆芯内进行定位，探测器组件与压力容器间采用Swagelok 的直通接头密封组件完成密封，密封面以下部分将被反应堆冷却剂浸没，因而探测器组件被浸没部分外壳与密封组件构成一回路压力边界。探测器组件伸出压力容器的端部配置专用接插件，用以连接信号传输电缆。

堆芯水位测量探测器组件是堆芯水位测量系统的一部分，该系统的相关设备包括探测器组件、安全壳内连接电缆和堆芯水位测量机柜等，结构简图如图2 所示。

堆芯水位测量探测器组件与堆芯中子温度测量探测器组件安装方式一致，也是安装在压力容器顶盖的密封组件及导向管贯穿入压力容器并在堆芯内进行定位，伸出压力容器的端部配置专用接插件，用以连接信号传输电缆。

堆芯中子和温度测量组件需满足事故及严重事故工况要求，堆芯水位测量探测器组件需满足事故工况要求，两者都需要满足地震期间、地震后功能要求。

图2 堆芯水位测量系统简图Fig.2 A brief diagram of the core water level measurement system

表2 组件选型与标识Table 2 Component selection and identification

1.2 鉴定对象模拟件

堆芯中子温度测量探测器组件和堆芯水位测量探测器组件是集合电气元件和机械部件于一体的设备，外形尺寸也较特别，为细长形（中子组件为11.44m，水位组件为7.194m，两种组件位于压力容器外部，只有400mm 左右），其全尺寸模拟件受设备的尺寸、应用和其他试验条件的限制而不能进行全部鉴定试验，同时对应的老化试验与严重事故试验主要考验组件Swagelok 密封面以上部分。因此，堆芯探测器组件可以制作缩短的模拟件进行部份鉴定试验。

由于SPND 的灵敏度较低，探测器组件的核性能在反应堆高中子注量率辐照下才具备相应测试条件，而高中子注量率辐照会导致不锈钢的材料活化，使测试用组件产生强烈的放射性，对人体有伤害，探测器组件在反应堆上测试一次以后就需要按放射性废物处理，无法进行其它试验，所以考虑专门为堆上测试制造一批铑自给能探测器以评估核性能。

表3 辐照试验条件Table 3 Radiation test conditions

2 鉴定试验特性

根据堆芯测量探测器组工况的特点，以下几项试验的参数要求具有特殊性。

2.1 插拔试验

插拔试验在模拟堆芯仪表导管试验台架上进行，模拟堆芯仪表导管试验台架应完全模拟最大弯曲角度位置的仪表导管的安装情况。探测器组件在仪表管内的插拔模拟首次装入堆芯，经过3 个换料周期后拔出报废的过程，考虑到设备的鉴定裕度，堆芯中子和温度探测器组件的插拔次数不得低于4 次，堆芯水位测量探测器组件的插拔次数不得低于4 次。试验结束后，在正常大气条件下，进行组件外壳的磨损程度、外观尺寸、承压性能的检查，并对磨损较为严重的部位进行液体渗透检查，组件外壳不能出现破损，同时能满足基准试验的要求。

2.2 辐照老化试验

正常运行工况下的老化剂量仅考虑γ 剂量，根据项目文件要求，红区设备的辐照老化剂量统一按照250kGy 要求进行辐照老化试验，此值已经考虑了相应的裕度。

堆芯测量探测器组件需要在事故和事故后正常工作，由于堆芯测量探测器组件的外壳为至少1mm 的不锈钢。因此，其只考虑相应的γ 剂量，在事故工况下，要求的辐照剂量包络要求为525kGy，此剂量值比严重事故要小，辐照老化剂量取严重事故工况下的累积剂量值。

在严重事故后工况下1 年时间，累积γ 剂量为696kGy，此值为未考虑裕度的辐照剂量，按照试验裕度要求，需要增加10%裕度，由此可以得出最终辐照剂量为1015.6kGy的总剂量率。

根据EJ/T1197 标准，将试验模拟件放置在70℃±3℃的试验箱内，并至少保持每小时3 倍容积的换气率，当试验箱内环境和设备均稳定在70℃时开始辐照。如无条件，辐照老化试验也可在常温、无换气条件下进行，试验结束后补上对应时间70℃的热老化试验即可。

2.3 地震试验

抗震试验参照标准GB/T 13625-1992 执行，鉴定试验根据鉴定对象的实际情况考虑一定的裕度。

图3 反应堆厂房事故温度环境曲线Fig.3 Temperature and environmental curve of the reactor plant accident

图4 反应堆厂房事故压力环境曲线Fig.4 Pressure environment curve for reactor plant accidents

1）受试验台架等条件限制，抗震试验可以采用具有典型结构及功能的短样件代替进行抗震试验，但需要根据分析计算结果，放大抗震试验谱值，并对全尺寸组件进行抗震分析计算，抗震分析的楼层反应谱与地震试验一致。

2）模拟件抗震试验安装必须模拟工程实际的典型安装和连接方式，试验中模拟件热电偶需要正常工作，并对其输出信号进行连续检测。

2.4 模拟设计基准事故工况试验

根据项目文件要求，进行模拟设计基准事故试验，将堆芯组件放在事故环境模拟试验装置的试验容器中，试样与传输电缆通过连接器连接（连接部位位于容器内部），传输电缆的末端引出到试验容器外部，以便在试验过程中进行必要的测试。

在进行安全壳事故环境模拟试验之前，使试验容器中建立正常环境条件，对试验模拟件进行绝缘电阻测量，以提供事故环境模拟试验的基准数据并确认试验模拟件组件的正常状态。

图5 严重事故下安全壳内环境曲线Fig.5 Environmental curve in the safety shell in a serious accident

试验过程中应使试验模拟件通电运行，并对之进行必要的测量和检查。

2.5 模拟严重事故工况试验

根据项目文件要求，堆芯测量探测器组件属于安全壳密封性不相关设备，其严重事故鉴定环境条件使用HER 系统有效的情况。

图5 所示的环境曲线是以始发事件起始点为零点，经历了3 小时严重事故前（Pre-SA）阶段，之后堆芯出口温度达到650℃。Pre-SA 之后，12 个小时后启动HER 系统，经历24 小时温度和压力由峰值（150℃、0.55Mpa 绝对压力）降低到110℃、0.2Mpa，此后维持该温度和压力直到事故发生后的7 天。

试验过程中应使试验模拟件通电运行，并对之进行必要的测量和检查。在试验期间应连续记录试验模拟件中各探测器类型信号的输出值：自给能探测器的绝缘值、热电偶的电势值，并进行绝缘电阻检查。

3 结论

通过设计短模拟件进行有尺寸限制的鉴定试验项目，确保了鉴定试验的可行性，文中所确定的试验项目的参数是根据设备实际的运行工况进行确定的，可用于指导后续的鉴定试验，使设备满足现行标准的要求。