Localization of Type K Thermocouples of In-core Temperature Measurement for Nuclear Power Plant Reactor

热电偶的测量原理是基于赛贝克效应^[1]，其原理如图1所示。两种不同金属构成的回路中，如果两种金属的结点处温度不同，该回路中就会产生一个温差电动势。两种金属称为热电极(工业上通常称为热电偶丝)，右端结点处两种热电极通常焊接在一起，用于感受被测环境温度，称为测量端(或称为热端)，而左端结点则称为参比端(或称为冷端)。

Figure 1.  Schematic of SEEBECK effect

赛贝克效应产生的电动势为：

式中：S₁和S₂分别为热电极1和2的赛贝克系数，其取决于热电极材料本身的特性，当热电极材料为均质材料时，S₁和S₂为常数；E为赛贝克效应产生的电动势，仅与两端的温差即T₂-T₁相关，而当温度T₁(参比端)确定时，便可测得温度T₂。

根据堆内测温的结构设计要求^[2]，堆芯热电偶在安全壳内的结构需被分为3段，各段间通过热电偶连接器进行连接。热电偶第1段(热电偶I)从堆内构件压紧部件底部引至堆内构件测温柱；热电偶第2段(热电偶II)由测温柱处引出，穿过压力容器顶盖，直至压力容器顶盖吊具平台；热电偶第3段(热电偶III)由堆顶吊具平台至安全壳贯穿件。本次国产化研制的热电偶也正是位于安全壳内的部分。图2给出了热电偶在安全壳内的结构布置。

Figure 2.  Layout of TC in the containment

堆芯热电偶国产化研制存在诸多难点。第一，其运行环境恶劣，位于核电站一回路水压边界，需长期处于高中子通量、高剂量辐照、高温高压的环境条件下，具体如表1所示；第二，其敷设范围大、接口众多，结构设计上相比于普通热电偶更为复杂；第三，其技术指标要求高，为1E级设备，使用寿命要求长，这也增加了制作工艺的难度。

为克服这些难题，我们需从结构设计、材料选择、制作工艺及试验验证等方面进行综合考虑。

热电偶I的长度约为9 m，热电偶Ⅱ的长度约为5 m，热电偶III的长度约为50 m。通常情况下，热电偶I和热电偶Ⅱ采用铠装，热电偶III采用软电缆，但软电缆与铠装结构的连接处在恶劣环境下易出现断裂，因此本设计整体上均采用铠装，其中铠装热电偶截面各部分尺寸应满足表2的要求^[3]。

由于堆芯热电偶需接入堆芯温度测量系统，考虑到系统需接地处理，因此热端应采用不接壳型结构。而为保证热电偶的快速响应时间，测量端前段外径缩小为2.28 mm，长度为19 mm。

热电偶Ⅰ的外径为ϕ3.175 ，堆内构件测温柱与热电偶的接口部分为规格φ8×2的热电偶导管，此连接处为一回路压力边界的重要组成部分，设计压力为17.16 MPa，因此需设计可靠的密封卡套进行连接。

封卡套的结构设计如图3所示。

Figure 3.  Structure of seal union

其密封结构采用了双卡套密封，卡套连接泄漏量^[4]的公式为如下。

式中：Q为泄漏量；d为管路直径；δ为卡套和管路间的间隙；Δp为卡套接头内外压力降；μ为流体动力黏度；l为间隙长度。

根据公式可知，管接头泄漏量Q与间隙大小δ³、密封截面周长d均成正比，与密封长度l成反比，因此在保证卡套和接头体的尺寸精度以及表面光洁度的前提下，可以有效控制密封程度。另双卡套结构使得密封功能和对卡套管的抓紧功能分开，可降低了扭矩力矩，进而降低装配难度。

为保证热电偶信号的有效传输，采用热电偶连接器连接分段热电偶，热电偶连接器又称热电偶接插件。热电偶连接器设计为直插式，2芯类型，热电极通过焊接的方式与接插件相连，并灌充高温环氧树脂进行密封及绝缘操作。接插件之间通过插针、插孔连接，并利用半月形结构进行定位，其结构简图如图4所示。

Figure 4.  Structure of TC connector

在热电偶接插件外设计保护套管，其连接采用细牙螺纹进行自锁，并采用O型密封圈密封，与铠装热电偶通过双卡套结构进行密封，用以对热电偶接插件进行固定和保护。保护套管结构如图5所示。

Figure 5.  Structure of seal union

堆芯热电偶为K型热电偶，其热电极的材料分别为镍铬、镍铝，其名义化学成分如表3所示^[5]。

为确保设计要求，由热电极组成的热电偶精度应达到I级精度^[6]，即在温度为0～375 ℃时，精度为±1.5 ℃；温度大于375～400 ℃时，精度为±0.4%|t|，其中t为被测值。

设计要求堆芯热电偶的常温绝缘电阻值应大于5×10⁹ Ωm。由于热电偶的绝缘电阻在高温下会呈几何级数降低，绝缘电阻降低会导致热电偶测温回路电流分流，甚至产生虚拟端，进而导致热电偶精度的降低。绝缘层材料的选择直接决定堆芯热电偶绝缘电阻的大小，此外绝缘材料也对热电偶偶丝起到一定程度上的物理保护作用。选用高纯氧化铝作为绝缘材料。

高纯氧化铝中Al₂O₃含量(质量百分比)应≥99.5%，其他杂质含量应满足表4要求^[7]。

外壳材料又称为铠装材料，其需保证堆芯热电偶能够在高温高压及辐照环境下正常工作，参考ASTM E235—2003要求，外壳材料选择奥氏体不锈钢管，牌号为316L，且其夹杂物等级应不次于3级。

密封卡套接头体、卡套材料选用奥氏体不锈钢。

热电偶连接器的外壳材料选用黄铜镀铬，绝缘材料选用PEEK(聚醚醚酮)，针芯材料和热电极材料成分保持一致，分别为镍铬、镍铝。

热电偶连接器外保护套管材料选用奥氏体不锈钢，牌号为316L，密封垫圈选用耐辐照且密封效果好的三元乙丙橡胶EPDM。

常规铠装热电偶的制作工艺流程如图6所示，而为满足堆芯热电偶的高精度、高稳定性、长寿命的综合设计要求，在常规工艺的基础上对其进行了改进。

Figure 6.  Fabrication flow chart of sheathed TC

组装环境的不适可能将杂质引入热电偶，从而影响其性能。此外氧化铝材料较易受潮，湿度控制不当将会导致热电偶成品绝缘电阻不符合要求。将热电偶组装车间改进为洁净室，并经过反复实践，确定出符合要求的环境温湿度及洁净度。

铠装热电偶拉拔减径后需在保护气氛中进行退火处理，本次研发在常规退火热处理工艺的基础上，对退火温度进行了更精确的控制，调节保护气氛的流量处于最优值，以保证热电偶的均质和力学性能。

根据研究，NiCr₁₀长期处于246～468 ℃的温度区间时，其内部晶格结构会由无序状态变为短程有序，从而导致热电偶测温不均匀，所导致的温度误差最高可达8 ℃^[8]。而通过稳定化热处理工艺，可以有效消除NiCr₁₀晶格间结构短程有序所带来的精度影响。

为检验所研制的堆芯热电偶的性能指标，需通过一系列试验进行验证。试验包括常规性能试验和1E级鉴定试验。

按前述结构、材料及工艺，制作3支编号分别为S₁、S₂和S₃的样件，并对其进行常规性能试验。

分别在100 ℃、200 ℃、300 ℃、375 ℃、400 ℃温度下对3支样件进行标定，测量其精度，结果如图7所示，样件在0～400 ℃范围内，满足设计精度的要求。

Figure 7.  Accuracy data of samples

分别测量3支样件在室温(17 ℃)下的绝缘电阻值及热响应时间，结果如表5所示。绝缘电阻值均远高于设计要求(5×10⁹ Ω)，热响应时间也均满足小于1 s的设计要求。

为验证堆芯热电偶是否能满足稳定测温的要求，将3支样件置于350 ℃环境下持续30 d，每天测量一次数据，结果如图8所示，不难看出，3支样件测温值均在精度范围内，且最大偏差值不超过0.2 ℃。

Figure 8.  Long term stability test data of samples

由前述结构可知，堆芯热电偶通过密封卡套与堆内构件测温装置引出管连接，为验证其密封性，需进行水压试验，选用样件S₁与模拟引出管连接进行水压试验。试验结果表明，绝缘电阻值依然满足设计要求，卡套连接密封性能良好。

按前述结构、材料及工艺，制作3支编号分别为S₄、S₅、S₆的样件进行1E级鉴定试验。1E级鉴定试验委托具有资质的单位进行，需进行辐照老化试验、热老化试验、振动试验、抗震试验、LOCA/MSLB试验。试验前后分别对3支样件的精度、室温绝缘电阻进行了检查，试验结果分别如图9和表6所示。在经过鉴定试验后，3支样件性能保持完好，并未劣化。

Figure 9.  Accuracy data comparison of samples

热电偶样件通过1E级鉴定试验后，于2015年9月完成批量生产(单台机组36支，共72支)，巴基斯坦恰西玛核电站3号机组堆芯热电偶于2015年12月完成全部安装与调试，所有热电偶测量回路连续，各项数据正常，符合设计要求。

通过试验验证以及在实际工程上的应用反馈，堆芯热电偶的国产化取得了阶段性的成功。由于堆芯热电偶的使用是一个长期的过程(40年的使用寿命)，我们也将持续关注堆芯热电偶在巴基斯坦恰西玛核电站3号、4号机组的使用反馈情况，积极改进与创新，期待使国产化堆芯热电偶将具有更广阔的应用前景。