堆芯仪表套管组件的研制

吴方亮,黄 满,陈 宇,应珠微,李 亮

(1.浙江伦特机电有限公司,浙江 温州 325600;2.生态环境部核与辐射安全中心,北京 100082)

0 引言

现阶段,国际核电建设发展进入第三代。 目前具有代表性的第三代核电技术有:AP1000 非能动先进压水堆、欧洲EPR 压水堆、韩国APR1400 先进压水堆、日本三菱APWR 先进压水堆和美国GE ABWR 先进沸水堆/GE ESBWR 经济简化型沸水堆。 第三代核电技术充分利用几十年来的科技成果,按照当前新的核安全法规设计,把防范严重事故作为设计基准,考虑了安全壳在严重事故情况下的负载,大大提高了核电的安全性。

我国已全面引进AP1000 核电技术。 其中,浙江三门、山东海阳两个自主化依托项目已并网发电。 在消化、吸收、全面掌握我国引进的第三代先进核电AP1000 非能动技术的基础上,通过再创新开发出了具有我国自主知识产权、功率更大的非能动大型CAP1400 先进压水堆核电机组,而以堆芯仪表套管组件为代表的核心仪表亟需实现国产化研制[1]。

1 关键突破点

“十二五”期间,在国家科技重大专项的支持下,国内相关研究院所和企业单位开展了大量的核电厂设备国产化研制工作,取得了很多重要突破,同时也暴露出不少问题。 对于堆芯仪表套管组件,在引进AP1000技术时[2],由于涉及第三方知识产权,转让方不提供相关技术转让,相关国产化单位在境外采购时难以规避转让方严苛的知识产权条款,从而较难采购到满足要求的堆芯仪表套管组件。 同时,堆芯仪表套管组件技术要求高、功能特殊、研制难度大、用量小,国内缺乏相应的供货配套能力。 上述局面严重制约堆芯仪表套管组件的国产化。

为了改变以上状况,在“十三五”期间,通过国家科技重大专项的支持,集中国内相关研制力量开展专项攻关,掌握了核电厂自给能中子探测器的功能要求、设计技术、制造工艺、鉴定试验方法等关键技术,实现了堆芯仪表套管组件的国产化,打破了外方在堆芯仪表套管组件方面对我国大型先进压水堆核电站研制工作的限制,走出了堆芯仪表套管组件依赖进口的困境,推动了核电厂设备的国产化,提高了专项工程的国产化率。 通过堆上试验,验证了自给能中子探测器的灵敏度、线性度、一致性标准偏差、相干性因子、停堆响应时间基本满足设计要求。

2 国产化难点

2.1 关键技术受限

由于我国核电产业相关材料、元器件生产加工等(如发射体原材料钒丝、热电偶原材料NiCr-NiAl[3]、1E 级电气连接器)基础工业发展滞后,严重制约了核级仪表的国产化脚步。

2.2 设备研发投入高、周期长

1E 级仪表的设备研发和试验费用投入大,研发周期和试验周期长。 仪表制造商需要投入大量的资源作为保障,需使用大量检测和生产设备,以满足制造和试验需求。

由于设计寿命长,2.5×105Gy 高辐照剂量、400 ℃高温、长时间化学水淹等特殊环境指标要求远高于现有产品指标,自给能中子探测器、发射体与信号线的连接信号线、堆芯仪表套管组件的研制在设计及制造方面存在一定的技术风险。

3 战略意义

堆芯仪表套管组件现为发达国家供货商所垄断,价格昂贵、供货周期长,且其采购及使用受发达国家政府严格限制和监控,严重掣肘我国核电事业的自主发展和“走出去”战略,也不利于国家的保密安全工作。

自主研发堆芯仪表套管组件,有利于打破发达国家的垄断,形成充分竞争,能够大幅降低采购成本,方便供货及维护,更加契合国家核电发展的需求,以保障国家战略利益。

开展核电站配套核级仪表的研究是实现大型先进压水堆核电站国产化的关键之一,是我国大力发展核电事业的需要,是防止国外对我国实行技术封锁的需要,是实现可持续发展的需要。 核电站核级仪表的研究需要多学科、多领域相互协作配合,可以带动相关行业的发展。 由于核电建设在政治上具有重要的战略地位,掌握核电站的核心技术具有重要战略意义。

通过研究,掌握堆芯仪表套管组件制造和鉴定技术,具备堆芯仪表套管组件制造和鉴定能力,为国家科技重大专项支持的自主研发奠定坚实的基础。

4 产品研制

为减少CAP1400 反应堆内部核测仪表的接口、降低复杂性并提高可靠性,堆芯仪表套管组件内集成了热电偶及自给能中子探测器。 其主要用于测量反应堆堆芯中子的轴向和径向分布、监测堆芯功率畸变、积累燃耗数据,是核电站安全可靠启动、运行的重要测量手段。

4.1 主要功能

①连续监测堆芯活性区中子注量的分布和变化,展平中子注量,为实现功率密度的最佳分布提供依据。

②积累燃料组件的燃耗深度数据,指导合理换料。

③参与反应堆保护,即参与PP2 (2 类预保护,禁止提棒)、PP1 (1 类预保护,快速降功率)和EP (事故停堆)。

④可作为计算燃料元件线功率和泡核沸腾比(departure from nucleate boiling ratio,DNBR)的依据之一。

自给能中子探测器是一种在射线作用下通过自身吸收中子后的核衰变产生输出电流的固体探测器。 它具有结构简单、体积小、质量轻、耐腐蚀、耐高温高压、测量范围宽、不需附加电源、抗干扰能力强、运行成本低等优点。

自主化设计的堆芯仪表套管组件的整体结构由防尘罩、电气连接器、延伸段、集管、套管、热电偶、带加热器的热电偶、中子探测器、子弹头端塞组成。 其内部结构是由热电偶与多支中子探测器通过集管钎焊固定在一起:集管与延伸段焊接,热电偶引线及中子探测器引线与电气连接器端子连接,延伸段与电气连接器焊接;集管与套管焊接,套管与子弹头端塞焊接,套管充氦气后,子弹头端塞焊接封头。 其中:中子探测器有多支,最长探测器的长度对应整个反应堆堆芯高度,其余探测器长度从最长探测器开始按等间距递减,或者探测器长度相同,沿轴向等距分布。

4.2 结构特点

①由于中子探测器为自给能探测器,不需要外加偏压电源,仅需皮安计即可读出探测器电流。

②自给能中子探测器采用低燃耗材料,大幅提高使用寿命。 自给能中子探测器的发射体采用热中子反应截面大的金属材料,可采用钒、铑、钴等敏感材料。

③套管与子弹头端塞外径较小,能耐受堆芯内部的高温、高压、高腐蚀及强辐射。 集管与套管之间的焊缝、集管与热电偶及自给能中子探测器的钎焊焊缝、外壳破损后的热电偶及中子探测器也能耐受堆芯内部的高温、高压、高腐蚀,起到二次保护作用。

④热电偶及自给能中子探测器与电气连接器电连接,可降低环境辐射对探测器电气回路的电磁干扰、提高温度测量及中子注量率测量的准确性和可靠性。

⑤堆芯仪表接管贯穿件路径不是平直结构,而是空间曲线。 因此套管端部采用子弹头结构,起到导引作用,使套管易于穿过堆芯仪表接管贯穿件。

⑥自给能中子探测器信号线采用无机铠装电缆,能耐受堆芯内部高温和高辐照,以避免自给能中子探测器因信号线损坏而失效。

⑦绝缘采用高纯度氧化铝[4],不易吸潮、老化,高温绝缘电阻高,对中子穿透影响少,能有效提高自给能中子探测器的测量精度。 其本身寿命远远超出自给能中子探测器的寿命,所以对探测器的寿命没有负面影响。

⑧堆芯仪表套管组件内先抽除空气至真空,再充入至少1 个大气压的氦气,以避免成分复杂的空气参与核反应,对测量产生干扰,从而提高套管组件的稳定性。 氦气导热率高传热快,是一种低密度且安全、稳定的惰性气体。

⑨与信号线相对应,中子探测器可以同时设置一条本底信号线,以抵消信号线自身的噪声信号、提高探测器的灵敏度。

⑩结构简单、外壳坚固、体积小,能较好地适应堆内复杂环境[5]。

4.3 产品试验

4.3.1 基准性能试验

热电偶允差及绝缘性能满足标准及设备规范书要求。 钒自给能中子探测器常温及高温绝缘性能满足标准及设备规范书要求。 堆芯仪表套管组件压力边界通过无损检验和水压检验[6]。

4.3.2 鉴定试验

按鉴定要求,委托上海仪器仪表自控系统检验测试所有限公司、国核核电设备与材料鉴定咨询中心对鉴定样机进行了K1 类质量鉴定[7],完成了基准性能试验、电磁兼容(electromagnetic compatibility,EMC)试验、第一阶段热循环试验、机械老化试验、加速热老化试验、辐照老化试验、振动试验、第二次热循环试验、抗震试验、安全壳压力试验及冷却剂丧失事故(loss of coolant accident,LOCA)试验[8]。 试验过程中未出现样机损坏和故障现象,鉴定样机功能、性能指标符合设备规范书要求。

4.3.3 堆上试验

在中国原子能科学研究院进行堆上试验,实现对CAP1400 自给能中子探测器工程样机(钒丝直径为1.0 mm)中子特性的研究。 通过堆上试验,完成了钒自给能中子探测器工程样机在不同功率等级下中子特性的测量。 试验过程中,中子通量水平、温度条件等满足CAP1400 示范工程的设计要求,探测器数据稳定、有效。 钒自给能中子探测器的中子灵敏度、线性度、一致性偏差、相干性因子均符合设备规范书的要求。 一致性标准偏差不超过±2%,在标准参考值±3%以内[9]。

4.3.4 严重事故可用性验证试验

在中国船舶集团有限公司第七一八研究所进行严重事故下可用性验证试验,堆芯仪表套管组件样机热电偶通道保持正常工作,执行安全功能,符合设备规范书要求。

5 结论

本文完成了钒自给能中子探测器、热电偶等关键性能的测试及集成,并通过鉴定试验、堆上试验及严重事故可用性验证试验,使其满足工程应用需求。 通过研发,积累基于自给能中子探测器的堆芯仪表系统的加工制造经验、试验数据等,将为其他新型堆芯仪表系统在国内的长远发展提供重要的经验和实施基础,从而促进国内该技术的良性发展。 堆芯仪表套管组件的成功研制可用于核电厂中,将打破国外技术及供货垄断,极大地降低核电厂仪表运维成本。