CN103426488B - 一种基于平均密度的反应堆压力容器水位测量方法 - Google Patents

一种基于平均密度的反应堆压力容器水位测量方法 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种基于平均密度的反应堆压力容器水位测量方法。反应堆压力容器水位由于受到主泵运行和事故后复杂工况的影响,一直都是提供一个辅助信息,帮助运行人员能够获得水位变化的趋势即可。本发明基于平均密度的反应堆压力容器水位测量方法可以实现核电厂事故后反应堆压力容器内水位的测量,将主泵运行影响进行了参数化处理,统一了有泵运行和无泵运行的计算结果,巧妙地处理了主泵运行的影响以及其他复杂工况的影响,不但能够让运行人员了解到水位变化趋势,同时能够准确地了解到水位精确状态,满足了SOP规程对精确测量堆芯水位状态的要求。

Description

一种基于平均密度的反应堆压力容器水位测量方法
技术领域
本发明涉及一种基于平均密度的反应堆压力容器水位测量方法,特别是涉及一种能够让运行人员了解到水位变化趋势,同时能够准确地了解到水位精确状态,满足了状态导向规程(SOP)对精确测量堆芯水位状态的要求的基于平均密度的反应堆压力容器水位测量方法。
背景技术
根据文献检索,在《核动力工程》2008Vol.29No.1第5~9页中发表的《秦山核电二期扩建工程堆芯冷却监测系统设计》与本发明较为接近。
三里岛事故后,为了防止出现根据稳压器内水位误判反应堆压力容器内水位的情况发生,压水堆核电厂增加了反应堆压力容器水位测量系统以直接监测反应堆压力容器内的水位。
随着技术的发展,特别是事故后处理规程从EOP发展到SOP后,压力容器内水位数据被更加精细的用于事故后规程的导向。比如在岭澳二期核电厂中,操纵员需要准确地知道反应堆压力容器内水位是否在一些关键点,比如压力容器顶部、热管段顶部、热管段底部、堆芯顶部、堆芯底部等位置。
在早期的核电厂中,该系统主要是提示运行人员水位变化的趋势。在计算上,当没有主泵运行时可以比较准确地计算出真实水位,但是当有主泵运行时,只能给出一个大致趋势,不能代表真实的水位或液相水份额。同时在数据显示上,没有主泵运行时显示的是实际高度,有主泵运行时显示的是一个表示趋势的百分数,即同时使用两个参数来代表水位。增加了操纵员负担。
本发明采用基于平均密度的方法,考虑了不同泵运行组合,将反应堆压力容器水位测量算法统一,提高了数据可信度,操纵员直接获得液相水的份额信息,简化了与规程的接口,减轻了运行人员负担,提高了电厂的安全性和经济性。
发明内容
本发明要解决的技术问题是提供一种能够让运行人员了解到水位变化趋势,同时能够准确地了解到水位精确状态,满足了SOP规程对精确测量堆芯水位状态的要求的基于平均密度的反应堆压力容器水位测量方法。
为解决上述技术问题,本发明一种基于平均密度的反应堆压力容器水位测量方法,包括:
步骤一、调试获得主泵动压影响系数,依次包括以下步骤:
(1)完成测量系统安装;通过差压变送器测量反应堆压力容器水位,水位测量上部取压接头与反应堆压力容器顶部排气管相连;下部取压接头与堆芯中子注量率测量的密封组件相连;
(2)获得压力容器内底面标高ELb和反应堆压力容器内顶部标高ELt;得到压力容器内顶部与内底部之间的高度差Hcu=ELt-ELb;
(3)将反应堆及一回路系统调整并稳定在热停堆工况,测量堆芯平均温度TRICAVG,安全壳内大气绝对压力PETY,反应堆冷却剂系统相对压力PRCP;得到在条件TRICAVG,PRCP+PETY下的水密度ρAAC
得到理论的冷却剂静压ΔP0AAC
ΔP0AAC=g×Hcu×ρAAC
其中:g为当地重力加速度;
(4)验证差压变送器;保持反应堆及一回路系统温度和压力不变,所有主泵停运且已稳定,验证差压变送器测量输出与ΔP0AAC一致;
(5)保持反应堆及一回路系统温度和压力与步骤一(3)中的一致;测量各种主冷却剂泵运行组合下的动压;
启动01号主冷却剂泵,02号主冷却剂泵和03号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(01PO);得到动压ΔPDYN(01)=ΔPm(01PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(01)=ΔPDYN(01)AAC
启动02号主冷却剂泵,01号主冷却剂泵和03号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(02PO);得到动压ΔPDYN(02)=ΔPm(02PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(02)=ΔPDYN(02)AAC
启动03号主冷却剂泵,01号主冷却剂泵和02号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(03PO);得到动压ΔPDYN(03)=ΔPm(03PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(03)=ΔPDYN(03)AAC
启动01号主冷却剂泵和02号主冷却剂泵,03号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(12PO);得到动压ΔPDYN(12)=ΔPm(12PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(12)=ΔPDYN(12)AAC
启动01号主冷却剂泵和03号主冷却剂泵,02号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(13PO);得到动压ΔPDYN(13)=ΔPm(13PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(13)=ΔPDYN(13)AAC
启动02号主冷却剂泵和03号主冷却剂泵,01号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(23PO);得到动压ΔPDYN(23)=ΔPm(23PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(23)=ΔPDYN(23)/ρAAC
启动01号主冷却剂泵、02号主冷却剂泵和03号主冷却剂泵,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(30PO);得到动压ΔPDYN(30)=ΔPm(30PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(30)=ΔPDYN(30)AAC
步骤二、水位测量,依次包括以下步骤:
(1)测量堆芯平均温度TRICAVGM,安全壳内大气绝对压力PETYM,反应堆冷却剂系统相对压力PRCPM,通过差压变送器测量反应堆内冷却剂产生的差压ΔPm,得到在条件TRICAVGM,PRCPM+PETYM下的水密度ρL,得到在PRCP M+PETYM条件下饱和蒸汽的密度ρV
(2)测量当前主冷却剂泵运行状态,
如果只有01号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(01)
如果只有02号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(02)
如果只有03号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(03)
如果只有01号和02号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(12)
如果只有01号和03号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(13)
如果只有02号和03号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(23)
如果01号,02号,03号主冷却剂泵都运行,则动压系数C=CDYN(30)
(3)当反应堆压力容器内充满步骤二(1)中的温度和压力的水(100%水位)时,通过差压变送器得到修正后差压值
Δ P corrected 100 = ρ L ( g · Hcu + C ) ;
(4)通过下面计算公式计算压力容器水位αL
α L = ΔPm Δ P corrected 100 - ρ V ρ L 1 - ρ V ρ L .
步骤一(3)中,反应堆冷却剂系统的压力温度分别为15.4MPa.g/291.4℃。
本发明基于平均密度的反应堆压力容器水位测量方法可以实现核电厂事故后反应堆压力容器内水位的测量,将主泵运行影响进行了参数化处理,统一了有泵运行和无泵运行的计算结果,简化了运行人员负担,提高了电厂的安全性和经济性。
具体实施方式
反应堆压力容器水位由于受到主泵运行和事故后复杂工况的影响,一致都是提供一个辅助信息,帮助运行人员能够获得水位变化的趋势即可。本发明利用新的水位计算模型,巧妙地处理了主泵运行的影响以及其他复杂工况的影响,不但能够让运行人员了解到水位变化趋势,同时能够准确地了解到水位精确状态,满足了SOP规程对精确测量堆芯水位状态的要求。
本发明包括:
步骤一、调试获得主泵动压影响系数,依次包括以下步骤:
(1)完成测量系统安装;通过差压变送器测量反应堆压力容器水位,水位测量上部取压接头与反应堆压力容器顶部排气管相连;下部取压接头与堆芯中子注量率测量的密封组件相连;
(2)获得压力容器内底面标高ELb和反应堆压力容器内顶部标高ELt;得到压力容器内顶部与内底部之间的高度差Hcu=ELt-ELb;
(3)将反应堆及一回路系统调整并稳定在热停堆工况(一般地,反应堆冷却剂系统的压力温度分别为15.4MPa.g/291.4℃),测量堆芯平均温度TRIC AVG,安全壳内大气绝对压力PETY,反应堆冷却剂系统相对压力PRCP;根据水和水蒸气特性表得到在条件(TRICAVG,PRCP+PETY)下的水密度ρAAC
得到理论的冷却剂静压ΔP0AAC
ΔP0AAC=g×Hcu×ρAAC
其中g为当地重力加速度;
(4)验证差压变送器;保持反应堆及一回路系统温度和压力不变,所有主泵停运且已稳定,验证差压变送器测量输出与ΔP0AAC一致;
(5)保持反应堆及一回路系统温度和压力与步骤一(3)中的一致;测量各种主冷却剂泵运行组合下的动压;
启动01号主冷却剂泵,02号主冷却剂泵和03号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(01PO);得到动压ΔPDYN(01)=ΔPm(01PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(01)=ΔPDYN(01)AAC
启动02号主冷却剂泵,01号主冷却剂泵和03号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(02PO);得到动压ΔPDYN(02)=ΔPm(02PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(02)=ΔPDYN(02)AAC
启动03号主冷却剂泵,01号主冷却剂泵和02号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(03PO);得到动压ΔPDYN(03)=ΔPm(03PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(03)=ΔPDYN(03)AAC
启动01号主冷却剂泵和02号主冷却剂泵,03号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(12PO);得到动压ΔPDYN(12)=ΔPm(12PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(12)=ΔPDYN(12)AAC
启动01号主冷却剂泵和03号主冷却剂泵,02号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(13PO);得到动压ΔPDYN(13)=ΔPm(13PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(13)=ΔPDYN(13)AAC
启动02号主冷却剂泵和03号主冷却剂泵,01号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(23PO);得到动压ΔPDYN(23)=ΔPm(23PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(23)=ΔPDYN(23)AAC
启动01号主冷却剂泵、02号主冷却剂泵和03号主冷却剂泵,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(30PO);得到动压ΔPDYN(30)=ΔPm(30PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(30)=ΔPDYN(30)AAC
步骤二、水位测量,依次包括以下步骤:
(1)测量堆芯平均温度TRICAVGM,安全壳内大气绝对压力PETYM,反应堆冷却剂系统相对压力PRCPM,通过差压变送器测量反应堆内冷却剂产生的差压ΔPm,根据水和水蒸气特性表得到在条件(TRICAVGM,PRCPM+PETYM)下的水密度ρL,得到在(PRCPM+PETYM)条件下饱和蒸汽的密度ρV
(2)测量当前主冷却剂泵运行状态,
如果只有01号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(01)
如果只有02号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(02)
如果只有03号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(03)
如果只有01号和02号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(12)
如果只有01号和03号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(13)
如果只有02号和03号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(23)
如果01号,02号,03号主冷却剂泵都运行,则动压系数C=CDYN(30)
(3)当反应堆压力容器内充满步骤二(1)中的温度和压力的水(100%水位)时,通过差压变送器得到修正后差压值
Δ P corrected 100 = ρ L ( g · Hcu + C ) ;
(4)通过下面计算公式计算压力容器水位αL
α L = ΔPm Δ P corrected 100 - ρ V ρ L 1 - ρ V ρ L .

Claims (2)

1.一种基于平均密度的反应堆压力容器水位测量方法,包括:
步骤一、调试获得主泵动压影响系数,依次包括以下步骤:
(1)完成测量系统安装;通过差压变送器测量反应堆压力容器水位,水位测量上部取压接头与反应堆压力容器顶部排气管相连;下部取压接头与堆芯中子注量率测量的密封组件相连;
(2)获得压力容器内底面标高ELb和反应堆压力容器内顶部标高ELt;得到压力容器内顶部与内底部之间的高度差Hcu=ELt-ELb;
(3)将反应堆及一回路系统调整并稳定在热停堆工况,测量堆芯平均温度TRICAVG,安全壳内大气绝对压力PETY,反应堆冷却剂系统相对压力PRCP;得到在条件TRICAVG,PRCP+PETY下的水密度ρAAC
得到理论的冷却剂静压ΔP0AAC
ΔP0AAC=g×Hcu×ρAAC
其中:g为当地重力加速度;
(4)验证差压变送器;保持反应堆及一回路系统温度和压力不变,所有主泵停运且已稳定,验证差压变送器测量输出与ΔP0AAC一致;
(5)保持反应堆及一回路系统温度和压力与步骤一(3)中的一致;测量各种主冷却剂泵运行组合下的动压;
启动01号主冷却剂泵,02号主冷却剂泵和03号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(01PO);得到动压ΔPDYN(01)=ΔPm(01PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(01)=ΔPDYN(01)AAC
启动02号主冷却剂泵,01号主冷却剂泵和03号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(02PO);得到动压ΔPDYN(02)=ΔPm(02PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(02)=ΔPDYN(02)AAC
启动03号主冷却剂泵,01号主冷却剂泵和02号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(03PO);得到动压ΔPDYN(03)=ΔPm(03PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(03)=ΔPDYN(03)AAC
启动01号主冷却剂泵和02号主冷却剂泵,03号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(12PO);得到动压ΔPDYN(12)=ΔPm(12PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(12)=ΔPDYN(12)AAC
启动01号主冷却剂泵和03号主冷却剂泵,02号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(13PO);得到动压ΔPDYN(13)=ΔPm(13PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(13)=ΔPDYN(13)AAC
启动02号主冷却剂泵和03号主冷却剂泵,01号主冷却剂泵停运,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(23PO);得到动压ΔPDYN(23)=ΔPm(23PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(23)=ΔPDYN(23)AAC
启动01号主冷却剂泵、02号主冷却剂泵和03号主冷却剂泵,待系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(30PO);得到动压ΔPDYN(30)=ΔPm(30PO)-ΔP0AAC;得到动压系数CDYN(30)=ΔPDYN(30)AAC
步骤二、水位测量,依次包括以下步骤:
(1)测量堆芯平均温度TRICAVGM,安全壳内大气绝对压力PETYM,反应堆冷却剂系统相对压力PRCPM,通过差压变送器测量反应堆内冷却剂产生的差压ΔPm,得到在条件TRICAVGM,PRCPM+PETYM下的水密度ρL,得到在PRCP M+PETYM条件下饱和蒸汽的密度ρV
(2)测量当前主冷却剂泵运行状态,
如果只有01号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(01)
如果只有02号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(02)
如果只有03号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(03)
如果只有01号和02号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(12)
如果只有01号和03号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(13)
如果只有02号和03号主冷却剂泵运行,则动压系数C=CDYN(23)
如果01号,02号,03号主冷却剂泵都运行,则动压系数C=CDYN(30)
(3)当反应堆压力容器内充满步骤二(1)中的温度和压力的水(100%水位)时,通过差压变送器得到修正后差压值
ΔP c o r r e c t e d 100 = ρ L ( g · H c u + C ) ;
(4)通过下面计算公式计算压力容器水位αL
α L = Δ P m ΔP c o r r e c t e d 100 - ρ V ρ L 1 - ρ V ρ L .
2.根据权利要求1所述的一种基于平均密度的反应堆压力容器水位测量方法,其特征在于:所述步骤一(3)中,反应堆冷却剂系统的压力温度分别为15.4MPa.g/291.4℃。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104681109B (zh) * 2015-03-12 2017-11-07 中广核工程有限公司 一种核电厂压力容器水位测量装置及方法
CN106558351B (zh) * 2015-09-28 2018-06-29 苏州热工研究院有限公司 核电厂堆芯水位测量方法
CN106782704B (zh) * 2016-12-06 2018-10-23 深圳中广核工程设计有限公司 核电反应堆的压力容器水位的测量方法、系统及核电反应堆设备
CN109147971B (zh) * 2018-08-14 2020-04-14 中广核核电运营有限公司 核电厂堆芯水位监测系统的验证方法
CN110265160B (zh) * 2019-06-19 2021-02-02 岭澳核电有限公司 核电站压力容器水位监测方法及装置

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4422340A (en) * 1980-08-19 1983-12-27 Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh Differential pressure flowmeter for a gas cooled high temperature reactor blower
CN1119271A (zh) * 1994-08-24 1996-03-27 燃烧工程有限公司 中回路水面监测器
CN1233341A (zh) * 1996-08-01 1999-10-27 燃烧工程有限公司 用于核电站的液位测量仪

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4422340A (en) * 1980-08-19 1983-12-27 Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh Differential pressure flowmeter for a gas cooled high temperature reactor blower
CN1119271A (zh) * 1994-08-24 1996-03-27 燃烧工程有限公司 中回路水面监测器
CN1233341A (zh) * 1996-08-01 1999-10-27 燃烧工程有限公司 用于核电站的液位测量仪

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
核动力反应堆压力容器差压式水位测量方法的现状;包家立等;《自动化仪表》;19880729(第7期);1-4 *

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