核安全级（1E）铂电阻温度计及组件自主化研制

黄美良，陈蜀志，鞠　华，陈　洁，郑雅文，赵安中，王　华

核安全级（1E）铂电阻温度计及组件自主化研制

黄美良1，陈蜀志1，鞠华2,3，陈洁2,3，郑雅文2,3，赵安中2,4，王华2,3

（1. 中广核工程有限公司 广东 深圳 518172，2. 重庆材料研究院有限公司 重庆 400707，3. 国家仪表功能材料工程技术研究中心，重庆 400707，4. 国机集团科学技术研究院有限公司，北京 100050）

依托自主三代核电“华龙一号”技术需求，中广核工程有限公司联合重庆材料研究院有限公司成功开发了主回路直接测温仪表及组件工程样机，通过了三代核电环境条件的质量鉴定试验，实现产品供货。研制过程中解决了关键材料、总体结构、加工工艺、试验验证及性能评价等技术难题。

核安全级（1E）；铂电阻温度计；自主化

核安全级（1E）铂电阻温度计用于反应堆主回路冷却剂温度测量，监测流出/流入反应堆压力容器的冷却剂温度，以评估反应堆热量导出状况，对核电站的安全运行和发电效率起着至关重要的作用。该温度计长期承受高温、高压、高辐照和高速冷却剂的冲击，并要求承受设计基准地震考验，因此对产品的可靠性、稳定性、完整性等有极高的要求。我国已建成的核电机组大多属于二代和二代加堆型，采用旁路方式测量主回路冷却剂温度（堆芯出口）。三代核电如AP1000、EPR、VVER等都采用主回路直接测温方式，测量一回路冷却剂温度。同传统旁路测温技术相比，减少了旁路管道带来的风险，提高了机组的安全性。

依托自主三代核电“华龙一号”技术需求，中广核工程有限公司联合重庆材料研究院有限公司成功开发了主回路测温仪表及组件工程样机，并通过了三代核电环境条件的质量鉴定试验。研制过程中解决了关键材料、总体结构、加工工艺、试验验证及性能评价等技术难题。

重庆材料研究院有限公司因该产品的成功研制取得了“民用核安全电气设备设计、制造许可证”，具备为民用核设施供货的准入资格。

1　铂电阻温度计原理及组成

由于精度高、体积小、响应速度快、耐辐照等特点，铂电阻温度计广泛应用于核设施的温度测量。核安全级（1E）铂电阻温度计由铠装体、取样管、外保护套管、信号输出组件等组成。

铂电阻（Pt100）作为常用的温度计内部敏感元件，其阻值与温度之间的关系接近于线性[1]。在-200～0 ℃范围内为：

在0～850 ℃范围内为：

式中：0——0 ℃时铂电阻的电阻值；

R——℃时铂电阻的电阻值；

、、——为常数。

=3.908 3×10-3/℃-1，=-5.775×10-7/（℃）-2，=-4.183×10-12/（℃）-4。

由于丝绕元件具有稳定性高、使用寿命长的特点，通常核安全级铠装铂电阻选用丝绕元件结构。

2　1E级铂电阻温度计工程样机研制

2.1　关键材料研制

2.1.1铂丝材料研制

高性能微细铂丝是核安全级铂电阻温度计关键基础材料，然而原有工业的工艺流程熔炼的铂锭、锻造、轧制、拉制等加工获得的微细铂丝成分存在均匀性差、有害微量元素超标、力学性能差、尺寸精度不易控制、产品一致性差等问题。

针对上述问题，研发团队采用经提纯处理的高纯铂粉（纯度≥99.998%）作为原料，添加Rh、Ir、Pd等有益元素和Hf、La、Ce、Gd、Yb等稀土元素（0.02%～0.08%），控制影响耐辐照性能的有害元素（Co、Cu、B、Si、Cd等含量＜30×10-6）。经熔炼、热锻压、拉丝、热处理、清洗等加工工艺流程后，精确调控材料组分及组织均匀性、有效控制晶粒尺寸并消除内部空位等微观缺陷，获得高均匀性、高精度、高稳定性、长寿命、耐辐照等高性能微细铂丝，制备出满足核安全级铂电阻温度计所需温度系数值为（0.003 851±0.000 004）℃-1，直径为（0.02～0.04）mm的微细铂丝[2]。铂丝的化学成分及机械性能如表1所示。

表1　核安全级铂丝化学及机械性能简表

2.1.2耐辐照、耐腐蚀、抗冲刷保护管、取样管材料研制

根据RCCM-M3301-2007标准要求，用于制造外保护套管的Z2 CND17-12（316L）和取样管的Z2 CN19-10控氮（304N）等奥氏体合金材料的微量元素含量的控制，将主要微量元素的含量控制到Co≤0.026%（指标要求：≤0.10%）、S≤0.011%（指标要求：≤0.015%）、P≤0.004 7%（指标要求：≤0.03%），满足标准规定要求。

2.2　关键工艺研究

2.2.1铂电阻温度计热响应时间提高工艺研究

铂电阻温度计热响应时间0.632（s）是温度计性能重要的关键指标之一，由于原有工艺制作出的铂电阻温度计内部充满了导热系数/（m•℃）为0.023 3的空气，热响应时间较长。不能较好的满足三代核电“华龙一号”的指标需求。

温度计在加工制作过程中，不可避免的混杂有含水分的空气，导致温度计的性能和热响应时间下降。由于惰性气体氦具备易扩散和渗透、化学性质稳定、导热系数高的特性，相同情况下（标准大气压，0 ℃），氦气的导热系数/（m•℃）为0.144，是空气6倍多，常被用作导热气体。

为提高铂电阻温度计热响应时间，项目团队结合铂电阻温度计的制作工艺开发了一套真空除湿工艺与装置，并申请了发明专利。如图1，在铂电阻感温元件铠装体封装之前，将其温度提升到最高400 ℃±20 ℃，并抽真空至10-1Pa，保温一段时间进行除湿后再充氦，反复操作几次后，在温度降低至约100 ℃或以下完成封装操作工艺，最终达到温度计内部除湿充氦的效果[4,5]。

图1　感温元件及铠装体结构

经过测试与验证，采用新工艺后铂电阻温度计热响应时间得到了显著的提高（见表2）。

表2　热响应时间对比表

2.2.2外保护管强度工艺匹配研究

主回路测温仪表及组件测量的参数用于核反应堆保护，该类仪表属于核安全级（1E）设备。主回路测温仪表及组件在主回路冷却剂设计压力：17.23 MPa和设计流速：18.9 m/s条件下，满足温度计功能与热响应时间0.632≤3.5 s的指标及机械强度要求。为此项目团队开展了总体结构、加工工艺等方面的研究，达到了热响应时间和外保护管的强度很好匹配，形成如图2所示保护管感温段结构，满足了指标要求。

图2　保护管感温段

（1）理论计算分析

利用有限元分析软件建立了温度计套管在压力管道中的流体动力学模型和结构力学模型，并运用流固耦合（FSI）分析方法在液固界面进行数据传递。以“华龙一号”主管道流体特性和材料安装在试验管道上，管道内介质流速为18.9 m/s开展冲刷试验。图3为1E级铠装铂电阻为奥氏体不锈钢外保护管在350 ℃的材料性能为模型输入，进行了应力分析，通过Mises等效应力失效准则进行判断[3]：

式中：r——径向应力；

t——切向压应力；

——最大许用应力114 MPa；

其中，LHS=1（压应变最大应力处）＜1.5，才能满足安全使用要求。

密封面处等效应力为：

LHS=32.5 MPa＜1.5×114；

缩径处等效应力为：

LHS=34.5 MPa＜1.5×114；

综上分析，温度计感温段的机械性能强度满足要求。

（2）冲刷试验

为进一步验证保护套管强度及带保护套管的铂电阻温度计基本测温功能，根据EJ/T 1210—2006《压水堆堆内构件模型流致振动试验》标准，及“华龙一号”核电主管道直接测温组件的技术要求，将两套1E级铠装铂电阻温度阻包括取样管抗冲刷试验安装图。图4为1E级铠装铂电阻抗冲刷试验实时显示（其中一支只接了一组）。整个试验过程中温度显示正常，无异常情况发生。

图3　流体冲刷试验

图4　流体冲刷试验实时温度显示

2.3　工程样机方案

考虑应用场景不同，对信号输出组件电缆密封连接方式采用不同方案，分别配套了以接线盒式1E级铠装铂电阻（见图5）、和接插件式1E级铠装铂电阻（见图6）两种电气接口的工程样机方案。供用户根据现场需求进行选配。

图5　1E级铂电阻接线盒方案

图6　1E级铂电阻接插件方案

3　试验验证及性能评价

对于新开发的核电装备，根据功能和使用地点的不同，在应用到核电工程上以前，都必须在鉴定试验装置上，按照鉴定标准，进行一系列事故鉴定或标准鉴定，以验证其在核电站事故期间和事故后，在高温、辐照、腐蚀等恶劣环境中经过长时间考验后仪表的检测能力。

该产品的开发严格按照《核电厂物项设计与制造质量保证大纲》和管理程序进行控制，对先决条件、模拟件的开工、出厂等环节进行了严格检查。此外，根据HAF 003《核电厂质量保证法规导则》规定及“华龙一号”技术规格书的要求编制了产品的鉴定试验大纲，规定了工程样机质量鉴定所采用的试验项目、试验条件、试验方法和验收准则，以证明研发的工程样机模拟件在正常和异常运行条件、设计基准事故期间和事故后特定的运行条件下能满足规定的功能和性能要求。在参考GB/T 12727《核电厂安全级电气设备鉴定》基础上，所研发温度仪表工程样机的主要质量鉴定试验项目和顺序整理于表3中。

表3　质量鉴定试验项目及顺序参照表

续表

工程样机的质量鉴定试验均由有资质的第三方承担，过程控制较好，试验各项指标均符合华龙一号核安全级（1E）铂电阻温度计的技术要求。主要技术指标如表4所示。

表4　核安全（1E）铂电阻温度计主要技术指标

4　应用与展望

核级设备开发是一个非常复杂的过程，而且周期较长。满足三代核电“华龙一号”核安全（1E）级铂电阻温度计工程样机，顺利通过了技术规格书要求和试验大纲规定的环境质量鉴定试验。该工程样机的成功研制离不开设计、材料、制造、试验验证、评估、监管机构等诸多方面的支持和配合。研制单位因此取得了国家核安全局颁发的“民用核安全电气设备设计、制造许可证”，具备为民用核设施供货的准入资格。

展望未来，本产品的成功开发将带来以下的影响和后续工作：

（1）继续深入研究，形成系列产品；

（2）延伸到其他类型的温度仪表的自主化研究，最终实现全厂温度仪表的全类型覆盖；

（3）产业链扩展，实现与温度仪表配套的电缆，接插件以及接线盒的全面国产化；

（4）行业借鉴参考，目前关键仪表国产化率较低，此次温度仪表的成功研发，可以为正在国内兴起的仪器仪表国产化和自主化提供很好的借鉴和参考。

［1］ 全国工业工程测量和控制标准化技术委员会．工业铂热电阻及铂感温元件：GB/T 30121/IEC 60751：2008［S］．北京：中国标准出版社，2013.

［2］ 唐会毅. 核级铂电阻温度计用微细铂丝计制备方法，中国，CN 111910099 A［P］．2020.

［3］ 冯邻江．基于FSI分析方法的温度计套管应力分析［J］．自动化技术与应用 2015，34（11）；92-96.

［4］ 鞠华．用于提高铠装铂电阻温度计响应时间方法，中国，CN 109029755 A［P］．2018.

［5］ 鞠华．用于提高铠装铂电阻温度计响应时间的装置，中国，CN 208270112 U［P］．2018.

Independent Development of Class 1E Platinum Resistance Temperature Detector

HUANG Meiliang1，CHEN Shuzhi1，JU Hua2,3，CHEN Jie2,3，ZHENG Yawen1,2，ZHAO Anzhong2,4，WANG Hua2,3

（1.China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd CGN, Shenzhen of Guangdong Prov.518 172，China；2. Chongqing Materials Research Institute Co.，Ltd.，Chongqing of Sichuan Prov. 400707，China；3. National Instrument Functional Materials Engineering Technology Research Center，Chongqing 400707，China；4. Academy of Science and Technology Co.，Ltd. SINOMACH，Beijing 100050，China）

Relying on the technical requirements of the independent third-generation nuclear power HPR1000, China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., CGN, and Chongqing Materials Research Institute Co., Ltd. successfully developed the primary circuit temperature measuring detector and component engineering prototype, and passed the quality appraisal test of the third-generation nuclear power environmental conditions and realized the product supply. During the development process, technical problems such as key materials, overall structure, manufacturing technology, test verification and performance evaluation were solved.

Class 1E; Platinum resistance temperature detector; Independent development

P414.5+3

A

0258-0918（2021）06-1169-06

2021-01-11

国家科技重大专项课题（2017ZX06004004、2019ZX06002020）

黄美良（1972—），江西抚州人，高级工程师，学士，现主要从事核电仪器仪表设计及研发方面研究