华龙一号核电站堆芯核测系统优势及国产化探讨
摘要：我国自主品牌百万千瓦级三代先进压水堆华龙一号核电站堆内核测系统
RII设计与以往国内其他核电站（如M310的RIC系统）的设计有很大的优势。
尤
其是RII系统的CNFM系统即堆芯中子通量测量系统，主要功能是采集中子探测
器电流信号，实时测量堆芯中子通量，进而实时生成反应堆三维功率分布图。
关键词：华龙一号；核电站；堆内核测；国产化；优势
引言：由于相比太阳能、风能等发电方式，核电技术具有技术成熟、低成本、发电效率高等优势，所以核电成为了很多国家清洁能源建设的首要选择。
2010年
日本福岛核电站事故以后，国际社会对核电站的安全开始愈加关注。
目前世界核
电中最常见的二代及二代+核电站因其安全性将逐步被本质上更安全的三代核电
所取代。
纵览当今世界，主流的三代核电技术主要有美国的AP1000和法国的EPR 等。
1.控制平台国产化的意义
控制系统平台的国产化应能够满足现有AP1000和后续华龙一号的工艺控制
需求，能够顺利替代现有AP1000中所使用的Ovation平台。
并且，当控制系统平台国产化完成后能够逐步实现国家在核电领域完成引进、消化、吸收后的再创新
规划，以加快我国三代核电机组数字化仪控系统自主化和产业化发展的进程。
并
且在国产化平台开发的过程中通过与现有世界领先核电数字化控制系统平台进行
对比，使我国自主开发的核电数字化控制系统平台能够达到世界领先水平，并通
过国产化降低整个核电站建设的成本。
其开发和研制的成功对于我国顺利研发及
自主建造完成华龙一号核电站也有着深远的意义。
而“再创新”才是高起点引进的
终极目标。
在数字化仪控系统平台方面，“再创新”就是要摆脱现有国外产品一统
天下的局面，全面采用具有国产自主知识产权的国产化数字化控制系统平台。
2.控制系统平台领域国内外现状及趋势
2.1国内数字化控制系统平台的应用
国内目前有多家企业拥有国产数字化控制系统平台的知识产权，如上海自动
化仪表股份有限公司的Super MAX800、上海新华控制集团有限公司的XDC800等。
以新华控制XDC800为例，其在电力行业的应用较为广泛。
但是目前其在核电领
域的应用还是一个空白，有待进一步改进，升级后相信可以应用于核电领域。
2.2国外数字化控制系统平台的应用
目前国外很多数字化控制系统平台均有涉及核电领域。
如AP1000标准设计
中所采用的Ovation平台。
在田湾VVER核电站中所采用的Siemens TXP平台等。
在已有的火电行业中，宁波北仑的1 000 MW机组所采用的控制系统平台也是Ovation平台。
可以说目前国外的数字化控制系统平台无论是在核电领域还是应
用于传统发电机组上都比较成熟。
但是因为国外对国内先进技术出口限制以及进
出口成本等原因，造成国内核电站如需采用国外的控制系统平台需要非常高的成本。
这成为了制约核电站在国内大力发展的一个瓶颈。
3.关键设计优势分析
目前，国内除田湾核电站外的其他商用核电站（例如M310）均采用离线式
的方法进行反应堆堆芯功率分布测量，即从反应堆堆腔底部插入微型裂变室，来
定期校准堆芯内部的功率分布状态。
微型裂变室的内部充有氩气，中心电极表面
涂有一层二氧化铀，其中U-235的丰度为90%，测量原理是：当堆芯内的热中子
入射到微型裂变室的灵敏体内，打在涂有二氧化铀的电机上，使U-235发生裂变
反应，裂变产生的重的裂变产物使灵敏体内的氩气电离，产生电子—正离子对，
电子和正离子在外加电场的作用下向两级漂移，从而形成脉冲，这些脉冲叠加起来，就形成了电流，此电流表征中子通量的大小。
这样就必须在反应堆底部开孔，增加压力容器泄漏的可能性，也不利于人员辐照剂量和人工成本的控制。
华龙一号核电站堆芯仪表系统使用自给能探测器，从反应堆压力容器顶部将
探测器直接插入堆芯活性区域，实现堆芯中子注量率的在线测量，并实时生成反
应堆三维功率分布图。
华龙一号核电站堆芯仪表系统采用的是铑自给能探测器SPND，其工作原理是由发射体、绝缘体、收集体组成。
工作原理是：发射体材料
铑（45Rh103）与中子发生辐射俘获反应（n，γ），产生45Rh104同位素，在
45Rh104β衰变中产生β粒子。
β粒子以一定概率逃脱发射体被收集体收集，发射
体带正电，探测器输出小电流。
平衡时，电极间的电流正比于中子通量密度，测
量电流即可测出中子通量密度。
自给能探测器不需要外部供电，具有可靠性高、
使用寿命长、使用价值高等特点，满足进行在线式监测堆内中子注量率的要求。
4.国产化研究重点
4.1弱信号长距离传输
堆内核测系统探测的均为微弱的中子信号，弱信号的长距离传输是保证核测
系统长期稳定运行的关键因素。
核测设备需采取良好屏蔽措施以增强抗外接干扰
的效果，同时在电路上增加滤波电路，以提高探测器、电缆和信号处理系统之间
的匹配性。
4.2自给能探测器拉制工艺研究
自给能探测器为堆芯中子探测的关键设备。
探测器材料选择、拉制和旋锻工
艺为自给能探测器的核心技术，需通过大量样件的试制、工艺摸索和堆上试验的
验证，全面掌握自给能探测器的加工制造工艺，定位关键检验要求和检验环节，
保证自给能探测器产品的一致性和稳定性。
图1 RII系统中子温度探测器结构示意图
5、调试试验上的优势
首先在探测器安装上，RII系统的中子温度探测器组件和水位探测器组件全在
装料后安装；而以前的RIC系统的热电偶和差压变送器要在热试前安装，模拟探
测器要在装料前安装，真的探测器要在装料后安装。
其次，堆芯测量系统调试过程中一般会出现两种故障：就地设备故障和机柜
故障。
RII及RIC系统由于机柜结构及使用软件不同，因此将调试故障差异对比重
点放在就地设备故障对比。
RII系统就地设备为探测器组件，信号通道电缆在单体测试是已进行过通道电
气连续性、绝缘及精度测试，正常情况下出现故障较小。
探测器组件中包含7个SPND级热电偶，SPND故障率大于热电偶。
在燃料组件的7个释能区中，如果超
过3个相邻释能区或超过4个不相邻释能区失去监视，则认为该燃料组件失去监视。
如果出现SPND故障较多，无法满足堆芯中子通量监测，则需降功率运行。
RIC系统就地设备较多，故障多发生在堆芯仪表间，故障分为两种：探测器故障和驱动设备故障。
RIC系统中子探测器微型裂变室出现故障或损坏更换探测器
即可，驱动设备故障主要故障为驱动机构故障。
调试期间探测器运动频繁，驱动
电缆易发生磨损，导致驱动电缆与驱动机构齿轮无法啮合，发生打滑卡塞现象。
驱动机构故障主要是电机过载损坏和传动装置力矩小于设计值无法支撑探测器及
驱动电缆上插回抽，导致探测器在通道内卡塞无法运动。
根据机组功率水平，RIC 系统故障处理有两种方法：临界前出现故障，则根据故障类型选择更换电机或探
测器，恢复传动装置力矩至设计值；临界后出现故障，如探测器卡塞在路选择器入口前或存储通道，则在读出控制柜重新编辑剩余探测器运动程序，使用剩余探测器完成故障探测器测量通道，探测器卡塞在路选择器入口后导致其他探测器无法进入路选择器，则需要调试人员进入堆芯仪表间排除故障因素。
两种系统对比，RII系统处理就地设备故障，一般通过机柜排除故障因素，操作方便，工作量小，无辐射风险。
RIC系统就地设备故障需调试人员在堆芯仪表间排除故障，工作量大且工作内容繁琐，人员沟通困难，辐射风险较大。
因此RII 系统在调试故障处理的工作内容及方式明显优于传统的RIC系统。
综上，RII系统取消了机电设备，无就地设备功能验证的试验规程；并且设备厂家提供了中子部分及温度水位部分专用测试设备，模拟相关数据以便进行相关调试试验较为方便；试验阶段相较M310变化较大，机组热试期间不进行堆内热电偶的验证，探测器组件的整体通道验证在机组装料后执行。
调试期间RII系统在工作量、工作方法及操作性方面优于RIC系统，辐射风险较小。
总结：通过上述分析可以得出，华龙一号第三代核电站堆内核测系统相较以往二代和二代加核电站的堆内核测系统设计作了较大的升级和优化，提升了核电站堆芯功率分布监测的实时监测能力和调试故障操作能力。
参考文献：
[1] System Manual RII In-Core Instrumentation System Chapters 2-5 [内部资料]。
[2] System Manual RII In-Core Instrumentation System Chapter 10 Flow Diagram [内部资料].
[3] System Manual RII Chapters 7-8 Safety Analysis and Maintenance ＆Periodic Test[内部资料].
[4] RIC系统手册2-5章[内部资料]
[5] RIC系统手册第7-8章[内部资料]。