反应堆厂房事故工况下乏燃料水池液位计国产化研究

第28卷 第6期2021年6月仪器仪表用户INSTRUMENTATION
Vol.282021 No.6
反应堆厂房事故工况下乏燃料水池液位计
国产化研究
董保录
（江苏核电有限公司 仪控处，江苏 连云港 222042）
摘 要：
田湾核电站一期工程每台机组设计了2台事故工况下乏燃料水池液位计，负责在电站正常运行期间和事故工况后，仍然对反应堆厂房乏燃料水池液位进行监测。

液位计采用的是德国E+H 公司生产的分体式电容液位计，该产品已经停产且随着运行时间的增长，液位计频繁出现大幅波动缺陷，严重影响了乏燃料水池液位的监测。

本文结合当前国内外液位计产品特点和乏燃料水池液位监测要求，对比分析了替代方案，确定了乏燃料水池液位计国产化研究的思路，详细介绍了国产化液位计测量原理、硬件组成、鉴定试验和应用效果。

为在役核电站反应堆厂房乏燃料水池液位监测仪表替代选型，提供了一种国产化的产品，具有一定借鉴意义和推广价值。

关键词：乏燃料水池；电容式液位计；国产化；事故工况
中图分类号：TL33 文献标志码：A
Research on the Localization Level Gauge Used in Accident
Conditions Reactor Building Spent Fuel Pool
Dong Baolu
（Instrument and Control Office of Jiang Su Nuclear Power Corporation,
Jiangsu, Lianyungang,222042,China）
Abstract：Two spent fuel pool level gauges were designed for each unit of Tianwan Phase I Nuclear Power Plant under accident conditions, which are responsible for monitoring the spent fuel pool level in the reactor building during the normal operation and accident conditions of the plant. The liquid level gauge adopts the split capacitor liquid level gauge produced by E+H Company in Germany. This product has been discontinued and with the increase of running time, the liquid level gauge frequently presents defects of large fluctuations, which seriously affects the monitoring of the liquid level of the spent fuel pool. According to the characteristics of current domestic and foreign liquid level gauge products and the requirements of liquid level monitoring of spent fuel pools, the alternative schemes are compared and analyzed, the thinking of research on the localization of liquid level gauge of spent fuel pools is determined, and the measuring principle, hardware composition, identification test and application effect of the localization of liquid level gauge are introduced in detail. It provides a domestic product for the alternative selection of the liquid level monitoring instrument for the spent fuel pool in the reactor building of the nuclear power station in service, which has certain reference significance and promotion value.
Key words：spent fuel pool；capacitance level meter；localization；accident conditions
DOI:10.3969/j.issn.1671-1041.2021.06.016
文章编号：1671-1041(2021)06-0069-05
收稿日期：2021-04-01
作者简介：董保录（1986-），男，河北泊头市人，本科，工程师，研究方向：核电厂一回路系统自动化仪表设计。

第28卷70仪器仪表用户INSTRUMENTATION
0 引言
根据日本福岛核事故经验反馈，事故后乏燃料水池丧失正常冷却，乏燃料水池内的衰变热依靠池水的蒸发、沸腾带走，从而导致水池液位下降。

为保证事故后操纵员可以实时监测乏燃料水池液位，了解事故进展并制定缓解策略，事故后乏燃料水池液位计必须满足宽量程设计，测量区间至少应包括乏燃料开始裸露的水位到满水位，并且要保证在事故后相应环境条件下仍然可用[1]。

田湾核电站一期工程每台机组设计了2台互为冗余的乏燃料水池液位计，负责在运行期间和事故后工况下，实现乏燃料水池液位的连续测量。

经过分析论证，田湾核电站的乏燃料水池液位计安全等级和抗震等级均满足国家核安全局颁发的《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》。

然而，最近厂家通知该型号液位计已经停产且没有升级替代产品，随着运行时间的增长，液位计出现了示值漂移和波动缺陷，严重影响了乏燃料水池液位的可靠测量，因此需要开展液位计换型研究。

1 乏燃料水池液位计概述
VVER核电堆型乏燃料水池布置在反应堆厂房，用于储存和冷却乏燃料。

为有效监测乏燃料水池液位，设计有３台正常运行工况液位计和２台事故工况液位计。

其中，事故工况液位计需要保证在电站正常运行期间和事故后均可用。

事故工况下，乏燃料水池液位计（以下简称乏池液位计）采用的是E+H公司生产的分体式电容液位计，液位计结构分为一次探头、前置放大器和二次模件。

一次探头型号为FSK88，安装在反应堆厂房34m乏燃料水池内，负责将液位信号转换为电容信号；液位计前置放大器型号为EC11，安装在一次探头保护盖中，负责将仪表电容信号转换成小电流信号输送到二次模件；二次模件型号为FMC280，安装在安全壳环廊厂房保护箱中，负责将小电流信号转换成4mA～20mA标准信号，由电站TXP系统采集后送OM690系统、主控室和备控室后备盘进行显示。

乏池液位计依据KTA3505标准进行了功能试验、热老化试验、辐照试验、抗震试验、LOCA试验和喷淋试验，能够在设计基准地震和事故环境条件下，保证设备可用。

2 乏燃料水池液位计国产化的提出
2.1 乏燃料水池液位计国产化研究必要性
针对乏池液位计换型问题，解决思路主要有两种方式：一是参考国内其它核电站乏燃料水池液位计型号选择合适产品进行替代；二是针对田湾核电站实际情况对液位计进行国产化研究。

根据调研国内M310堆型、CPR1000堆型和AP1000堆型，乏燃料水池均布置在反应堆厂房外[2]，M310堆型乏燃料水池原设计只有两个液位开关，信号送至主控室进行高低液位报警。

日本福岛事故发生后，根据国家安全局改进要求，增设了乏燃料水池液位和温度连续测量装置。

仪表选型为美国FCI公司生产的FCI-CL86液位计（基于热扩散原理）[3]，国内CPR1000堆型和AP1000堆型乏池液位计选型主要有FCI-CL86液位计、核级差压变送器和同轴导波雷达液位计等几种类型[4]。

由于田湾核电站乏池液位计有抗震试验、LOCA试验和喷淋试验等一系列鉴定要求，因而FCI-CL86液位计不能满足要求，且田湾核电站乏池没有预留引压口、反应堆厂房也没有安装低压同轴贯穿件，故核级差压变送器和同轴导波雷达液位计也均无法适用于田湾一期工程，开展乏池液位计国产化研究是必要的。

2.2 乏燃料水池液位计国产化难点与优势
乏池液位计国产化研究思路为液位计仍采用电容测量原理，借助原有液位计保护套管实现一次探头的安装固定并构成电容的两极，研发新型前置放大器和二次模件实现电容信号放大和转换。

液位计研发主要需克服以下困难：原前置放大器为满足抗LOCA试验和喷淋试验要求，采用的是一体化整体封装结构，内部测量原理和硬件组成不得而知，需要自主研发并且需满足辐照老化、热老化、LOCA 试验、喷淋试验等一系列要求。

乏池液位计国产化研究优势主要在于现场改造范围小，不需要改变乏池整体结构和反应堆厂房贯穿件等工艺设施，并且新研发的分体液位计与原产品各子部件实现完全兼容，可以单独在线更换，换型成本低。

3 乏燃料水池液位计国产化研究
3.1 新研发的乏燃料水池液位计工作原理
3.1.1 新研发的乏池液位计测量原理
新研发的乏池液位计测量原理为：将液位计探头中间的不锈钢线缆作为电容器的一个电极，原液位计保护套管作为电容器的另一个电极，而分布在不锈钢线缆周围的绝缘材料则作为两极间的绝缘介质。

这样，当有导电液体时，将会形成一个圆柱形电容器。

液位计探头的电容变化量与液位高度变化量之间有很好的线性关系，因此可以通过测量液位计探头电容量来完成对被测液体的液位测量。

根据液位的变化，探头产生相应的电容信号给前置放大器，前置放大器将电容信号转换成小电流信号发送给二次模件，二次模件将此信号变送为4mA～20mA信号，输送给DCS 显示系统。

测量原理如图1所示。

3.1.2 新研发的乏池液位计前置放大器
新研发的液位计前置放大器主要由信号发生模块和电容-电流变换模块组成，如图2所示。

前置放大器信号发生器模块正弦交流信号由变压器和三极管组成单管自激振荡电路，振荡频率由变压器初级线圈电感值和并联电容的容值决定，电感值约230uH，电容值为0.1uF，计算出振荡频率约33KHz。

电容-电流变换模
董保录·反应堆厂房事故工况下乏燃料水池液位计国产化研究第6期71
电压-电流变换电路转换为4mA ～20mA 电流输出信号。

3.2 新研发的乏燃料水池液位计工艺设计3.2.1 前置放大器工艺设计
为了保证新研发的乏池液位计能够在严酷环境下的正常工作，在设计选型阶段设计了宽温元器件，保证了设备在严酷环境下的稳定性。

前置放大器主要分为3个部分，最内层为测量单元部分，中间层为隔热部分，最外层为隔热灌封部分。

测量单元部分，使用加厚电路板设计，并对板载器件进行了合理的布局，降低了板卡自身造成的温升；电路板在焊接完毕后，表面进行三防胶涂覆，保证了良好的绝缘性能，进行了软质硅胶灌封，软质硅胶的导热系数较低，也可降低温度传导的速率。

中间隔热部分使用厚度为0.2mm 的聚酰亚胺材料丝带进行缠绕包裹，包裹厚度为3cm ～3.5cm，降低了外界温度向内部的传导效率，从而使内部测量单元部分的温升速度有了大幅度的降低，使内部元器件对温度冲击不敏感，保证了测量单元的正常工作。

图1 测量原理图
Fig.1 Schematic diagram of measurement
图2 前置放大器测量原理图
Fig.2 Schematic diagram of preamplifier measurement
图3 二次模件测量原理图
Fig.3 Schematic diagram of secondary module measurement 图4 前置放大器结构和实物图
Fig.4 Structure and physical diagram of preamplifier
块利用电容对交流电限流的特性，由I=2πfCU 公式可知，在频率和电压保持不变的情况下，流过电容的电流与电容值成线性关系，然后将交流电整流滤波成直流电，因此可将电容信号线性的变换成电流信号。

3.1.3 新研发的乏池液位计二次模件
二次模件主要由接口防护电路、电源模块、信号采样和运算放大模块以及4mA ～20mA、1V ～5V 信号输出模块组成，如图３所示。

二次模件接口防护电路有效滤除了模件接口浪涌、脉冲、静电等干扰信号。

电源模块为二次仪表提供供电管理功能，通过高性能稳压模块为系统提供低纹波的供电，具备过流、过压保护功能，同时为前置放大器提供20VDC 的供电能力，同样具备过流、过压等保护功能。

信号采样和运算放大模块将前置放大器输入的0mA ～4mA 电流经过500Ω采样电阻，得到0V ～2V 电压进行信号转换和放大
处理。

运算处理模块输出与液位相应的电压信号，再经过
第28卷
72
仪器仪表用户INSTRUMENTATION 外层隔热灌封部分，使用双组份高温硫化硅橡胶进行灌封，灌封后外部整体弹性较好，在高温环境下，仍能保持一定的柔韧性、回弹性和表面硬度，且具有优异的绝缘性能，保证了设备的各项性能指标，前置放大器结构和实物图如图４所示。

3.2.2 二次模件工艺设计
二次模件主要分为两部分：外部为铸铝箱，内部为测量单元。

铸铝箱使用一次性浇筑成型技术，整体部分没有其余附属物，现场安装时不会出现部件松动、脱落等现象，且具有完全的屏蔽功效，保证了内部测量单元的测量精度。

内部测量单元使用多层结构设计，每层分别对应不同功能，保证了功能的独立性，如图５所示。

3.3 新研发的乏燃料水池液位计技术难点及解决措施3.3.1 高测量精度和一致性的技术难点
由于事故后乏燃料水池液位计对测量精度有不低于0.3%的技术要求，新研发的乏池液位计通过采用高性能低漂移的采样电阻、低温漂无感轴向电容、高精度运算放大器对表示液位电容值的电流信号进行采样处理，保证转换精度高于0.1%；辅助电子元器件精度普遍选用高于0.1%的产品；电路设计中充分考虑了漂移、补偿等多种因素影响；在信号运算处理方法中进行了优化处理，保证设备的测量精度优于0.3%。

3.3.2 严重事故后宽温设计技术难点
根据严重事故后的严酷工况要求，前置放大器要求-40℃～160℃的宽工作温度范围，在LOCA 等严重事故后复杂、恶劣工况下的测量精度仍需要保证，主要解决措施如下：
图5 二次模件
Fig.5 Secondary module 图6 温度电阻补偿电路
Fig.6 Temperature resistance compensation circuit
1）电子元器件选型：前置放大器元器件全部选用宽工作温度、超低温漂的军品级器件，受环境影响微弱。

2）变压器耐热磁芯选型：前置放大器变压器选用PC40磁芯，相比其它材料的磁芯，本磁芯磁导率随温度线性变化，更容易通过补偿实现在LOCA 情况下的精度要求；另外，该磁芯居里温度＞200℃，保证在LOCA 情况下磁芯性能满足要求。

3）前置放大器耐热隔离处理：前置放大器电路板三防处理后，用导热系数较低的软质硅胶进行初步灌封，待硅胶完全固化后，使用0.2mm 厚聚酰亚胺材料的耐热胶带紧密缠绕至直径8.5cm ～9cm 的球体，将缠绕好的前置放大器用做好的灌封胶模具灌封双组份高温硫化硅橡胶至标准的形状。

经过上述处理，前置放大器具有良好的密封性和极好的隔热性。

4）设计了前置放大器温度电阻补偿电路，通过调整温度电阻及与其串联的电阻使变压器交流信号频率与次级线圈电压达到平衡，从而使电容电流变换电路输出的电流基本保持不变，避免了事故后环境温度增高对电容电流变换电路输出电流的影响，补偿电路如图６所示。

3.4 前置放大器和二次模件鉴定试验
前置放大器和二次模件基本性能试验和环境试验的方法和条件方面，参考IEEE 323-1974《核电站1E 级设备的质量鉴定》和GB/T 12727-2017《核电厂安全系统电气设备质量鉴定》。

在鉴定试验的具体执行和实施方面，优先考虑采用已被国内较普遍认可和接收的适用标准或规范，如《抗震鉴定试验指南HAF-J0053》等。

根据鉴定试验大纲，主要完成元器件热老化测试、基准功能试验、环境试验、热
老化试验、辐照老化试验、电磁兼容试验、机械性能试验、
董保录·反应堆厂房事故工况下乏燃料水池液位计国产化研究
第6期73
抗震试验、LOCA试验鉴定试验后的测试等。

前置放大器和二次模件与原产品鉴定等级一致，前置放大器设备安全等级为安全相关级，抗震等级为抗震１类，质量鉴定等级为K1级；二次模件设备安全等级为安全相关级，抗震等级为抗震１类，质量鉴定等级为K3级。

4 乏燃料水池液位计产品鉴定和应用效果
乏池液位计前置放大器和二次模件研发完成后，先后完成了环境、电磁兼容、热老化、辐照老化、机械性能、抗震、LOCA等各项鉴定试验，并且在鉴定试验前后分别进行了基准功能试验。

2019年6月山东省院士工作站叶奇蓁站在山东济南组织召开了“电容式乏燃料水池液位计”产品样机鉴定会，专家一致认为新研发的乏燃料水池液位计满足《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》，试验鉴定满足原产品鉴定大纲《Summary of Data Siemens PG L52/LYG/2004/63B：Capacitive Level Probe FSK 88》，安全质保等级满足电站设计要求。

2019年8月已经完成田湾核电站１、２号机组共４台乏燃料水池液位计前置放大器和二次模件的替代，替代完成后乏燃料水池液位显示准确，性能稳定，没有再次出现示值波动的问题，应用效果良好。

5 结束语
本文以田湾核电站１、２号机组事故工况下乏池液位计的实际问题为基础，结合当前国内外液位计产品特点和乏燃料水池液位监测要求，对比分析了替代方案，确定了乏池液位计国产化研究的思路。

通过对乏池液位计前置放大器和二次模件进行自主设计，并顺利通过一系列的鉴定试验，实现了乏池液位计的国产化，掌握了核心技术，打破了乏燃料水池液位测量的海外技术垄断，为在役核电站反应堆厂房乏燃料水池液位监测仪表替代选型，提供了一种国产化的产品，具有一定借鉴意义和推广价值。

参考文献：
国家核安全局.福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求(试行):国家安发[2012]98号[S].2012.
孙广荣,刘有祺.三种核电机组乏燃料水池冷却系统的比较与分析[J].山东工业技术,2016(9):163-164.
李琳.福建福清核电厂一期工程乏燃料水池概率安全分析[J].原子能科学技术,2014(2):285-290.
刘建光.核电厂CL86+型乏池液位计标定专用工具的研发与应用[C].中国核学会2015年学术年会会议论文集,2015.
[1]
[2]
[3]
[4]
（上接第81页）
期就与厂家、设计院制定了一系列改进措施，包括：1）增加冗余电源模块，使用两路不同的厂用电源供电。

2）增加冗余通讯模块，提高与DCS的信号传输可靠性。

3）增加升降转速速率选择功能，当选择慢速档位时，每次点击转速变化10RPM～20RPM。

4）配置3个转速探头，采用“三取中”控制模式。

5）增加勺管保位阀，失电时保持勺管位置不变，避免转速突降。

国内个别三十万核电机组取消了就地调速柜内用于转速自动调节的PLC，保留手动调节PLC，在电站一层控制系统中增加勺管位置调节。

自动模式时，就地PLC接收控制系统发出的勺管位置设定值，进行线性化处理，输出勺管位置定值给VEHS。

手动模式时，PLC直接接收升降勺管命令，并输出到就地的VEHS，控制勺管位置。

该方案简化了系统结构，提高了设备可靠性，但是缺少转速调节回路，没有实现原有备用启动时快速带载和变PID调节的功能[2]，但其将就地PLC转速控制功能向电站一层控制系统转化的思路值得借鉴。

利用DCS系统完整实现主给水泵调速功能，同时保证调节品质和响应能力不降低，应当是M310机组主给水泵调速进一步优化的方向。

4 结束语
M310核电机组主给水泵转速调节对机组安全稳定运行至关重要，本文对国内核电机组常用的几种调速方式进行了分析比较，介绍了笔者所在机组已落实的改进和进一步优化构想，为后续机组的方案设计提供参考。

参考文献：
苏林森,杨辉玉,王复生,等.900MW压水堆核电站系统与设备[M].北京:原子能出版社,2004.
李成领,何生文.给水泵调速机构异常波动问题分析与处理[J].仪器仪表用户,2017, 24(9):78-81.
[1]
[2]。