核电站温度传感器应把握的问题

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　　【摘要】 我国是较早拥有核技术的国家，在核技术领域上的应用也很广。如今，核技术在发电方面的利用广泛，而对于核电站在温度控制方面要求是非常严格的。本文主要对核电站温度测量进行了阐述，希望能够对温度计量人员和核电站工作人员有一定的启发和帮助。
　　【关键词】 核电站;温度传感器;核反应堆;热电偶
　　【DOI编码】 10.3969/j.issn.1674-4977.2020.01.001
　　Abstract： China has mastered the nuclear technology early，and it is widely used in the field of nuclear technology. Nowadays，nuclear power generation is one of the main power supply technology means in our country，but the requirements for temperature control of nuclear power plants are very strict. This paper mainly described the nuclear power plant temperature measurement，hoping to have some inspiration and help to the temperature measurement personnel and nuclear power plant staff.
　　Key words： nuclear power plant;temperature sensor;nuclear reactor;thermocouple
　　核电站现场应用的测量传感器种类繁多，其中温度传感器是核电站测量与监控环节的重要组成部分，配合仪表显示温度测量与监控信息，并对超限的温度参数发出警报。温度传感器对核电站的稳定运行起着重要的作用，对核电站的安全提供了重要保障。所以对核电站用温度传感器的研究具有重要的意义。
　　1 核场热电偶测温特点
　　核电站在温度传感器方面的使用与热电厂的汽轮机、发电机、冷却及循环水系统等用的温度传感器几乎相同。核反应堆是由核反应堆压力容器及其内插入的核燃料炉内结构件、控制棒及其驱动装置等组成。核反应堆是通过移动控制棒进行控制，由其中的温度传感器得到温度信息，使其不超过反应堆压力容器的热压界限。因此，温度量值是保证核反应堆正常运行的重要前提。
　　热电偶应用于原子反应堆测温时，热电极材料在热中子和快中子流辐照下，使材料的化学成分发生变化，导致在核场中的热电偶热电性能不稳定。这种不稳定的程度与组成热电极材料的中子俘获截面积大小有关;与核辐照时产生的同位素是否稳定有关;与所产生的不稳定同位素的半衰期有关。
　　通过实验表明，K型、E型热电偶适用于原子反应堆中测温，而J型热电偶次之，T型热电偶最差。
　　目前，原子反应堆在1200 ℃以上的测温问题还没有很好解决。当温度高于2000 ℃以上时，常用WRe热电偶测温，但由于铼的中子俘获截面积大、易嬗变，使其热电性能不稳定。因此，当对1700 ℃以上的反应堆进行温度测量时，多采用MoNb和双MoNb合金热电偶进行测温。
　　2 核电站测温需注意的几个问题
　　2.1 核电站用温度仪表的一般要求
　　随着我国能源结构的变化，核电站是我国能源投资的重点之一。鉴于人们对核能利用的安全和对环境影响的重视，用于核反应堆、核电站的温度传感器、温度/温差变送器，除了常规要求外还要进行以下试验。
　　2.1.1 热老化试验
　　该试验是验证仪表在加速热老化环境作用下和作用以后的基本性能。试验方法是按照所选择的温度、时间，将仪表置于恒温箱中进行试验。该试验在达到规定的温度和时间后，仪表仍能符合规定要求的才可以使用。
　　2.1.2 辐照试验
　　该试验是验证仪表在试验后能否满足规定要求。辐照试验方法是以不低于2×103GY/h的剂量率进行γ射线辐照试验，待仪表经过辐照后，应能符合规定要求才可以使用。
　　2.1.3 抗地震试验
　　该试验是考核仪表的抗震性能的试验，仪表经过抗震性能试验检测合格之后方可使用。
　　2.1.4 事故工况试验
　　核电站用温度仪表必须逐件（台）检验，并附有证明产品质量合格的文件。对铠装热电偶用主要材料，要求由具有资质的第三方出具有关材质分析测试报告。
　　2.2 核电站测温实例
　　1）高温气冷反应堆——回路测温用铠装热电偶组件。该组件包括回路氦气测温铠装热电偶组件、堆内构件测温铠装热电偶组件和压力壳表面测温铠装热电偶组件。下面将铠装热电偶技术性能介绍如下。
　　①主要技术指标如表1所示;
　　②安全等级：1E级;
　　③抗震等级：I类;
　　④质量保证：QA1级;
　　⑤热电偶套管材料及外径：316 L，Ф3.175 mm。
　　目前，国产核级热电偶及铂电阻已在国内核电站中正常运行，已经完全实现了国产传感器替代进口传感器。
　　2）我国最早建成的核电站是秦山核电站，而且秦山核电站至建成以后运行一切正常，下面将它所使用的WZP-2312（N）铂热电阻温度计技术性能介绍如下。
　　①主要技术指标如表2所示;
　　②安全等级：1E级;
　　③质保等级：QA1级;
　　④抗震等级：I类;
　　⑤抗辐射能力：≥2×105GY;
　　⑥接线盒材料：1Cr18Ni9Ti;
　　⑦保护管材料：316 L。
　　3 核电测温的技术标准参考
　　目前我国的核能技术开发很广，核电站的发展也很快，通过以往的经验来看，核电站在使用铠装热电偶方面必须要满足一定的技术条件。用于核场的高可靠性K型和N型铠装热电偶技術条件如下，其中绝缘电阻见表3，铠装热电偶尺寸及允差见表4。
　　以上为核电站铠装热电偶的尺寸及允差标准，便于我们今后在核能温场的控制利用上参考借鉴。
　　4 结语
　　目前的核电站是利用核裂变反应而产生发电，它效率高，利用少量的能源就能产生巨大电能，而且节约资源，大大减少有害气体、温室气体的排放，保护环境，减少雾霾。但是核事故所造成的危害非常巨大。这就为我们在核能的使用和控制等方面提出了更高的要求，作为温度计量工作人员在对核电站进行温度计量时一定要好好把握，认真学习，将我国的核能开发研究事业推向新的高度。
　　【参考文献】
　　[1] 王延华，王智勇，王国龙.核电站温度仪表应用分析[J].工业仪表与自动化装置，2016（2）：106-108+118.
　　[2] 杜晓光，李楠，刘燕芳等.基于BP神经网络的核电站温度传感器检测装置的设计开发研究[J].核科学与工程，2019（5）：771-777.
　　[3] 胡伟华.中国核电站运行安全性分析[J].产业与科技论坛，2017（21）：81-82.
　　【作者简介】
　　冯天宇（1987-），男，工程师，硕士，研究方向为扭矩、转速、测速和检车线专业的检测。
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