CN103854710A - 一种采用主回路精确流量校准核仪表系统的方法 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种采用主回路精确流量校准核仪表系统的方法，其包括以下步骤：1.采集一回路系统中一个环路若干个位置的流量信号、一回路系统的主泵转速信号值Vpp；2.选取采集得到的若干个位置的流量信号中的次高或次低信号作为流量选择信号值A；3.通过流量传递函数对流量选择信号值A进行校准，获取流量校准信号值A'；4.采集反应堆中子注量率信号值B，通过中子注量传递函数对中子注量信号值B进行校准，获取中子注量校准信号值B'；5.采集一回路系统平均温度信号值C，通过一回路系统平均温度传递函数对一回路系统平均温度信号值C进行校准，获取一回路系统平均温度校准信号值C'；6.获取校准后的中子注量率变化率信号值D。本发明提高了核电厂可靠性、安全性和经济性。

Description

一种采用主回路精确流量校准核仪表系统的方法

技术领域

本发明涉及核电站反应堆冷却剂系统和核仪表系统相关技术领域，具体涉及一种采用主回路精确流量校准核仪表系统的方法。 

背景技术

在核电站中，核仪表系统功率量程中子注量率变化率是反应堆保护系统的重要参数，其与引入的反应性有关，在发生落棒和弹棒事故等快速引入反应性变化的事故时，如不采取有效的措施控制功率量程中子注量变化率的突变，可能将危及核安全。另一方面，从电站运行的经济性出发，在寿期末发生甩负荷至厂用负荷运行这种特殊工况时，希望避免因出现的中子注量率变化率高信号触发反应堆紧急停堆。基于上述原因，在核仪表系统功率量程中子注量率变化率计算通道中需考虑引入相关信号对变化率的计算进行校准，以兼顾运行安全要求和经济性要求。 

主回路流量一定程度上影响堆芯出入口温差，当温度改变时，作为慢化剂的水的密度有显著的改变。水温升高后，单位体积内的分子数减少了，使中子的慢化能力变差，逃脱共振吸收的概率减小，中子泄漏的概率增大，从而使反应性减小；同时，反射层会受温度升高减弱反射能力，泄漏中子率增加。因此，慢化剂温度的变化是影响中子慢化的重要因素，在中子注量率变化率的校准中，其实质上是需要主回路流量和主回路平均温度来校准中子注量率。在传统的核电厂中，由于主回路平均温度测量比较直接、准确，但是，由于反应堆冷却剂系统主回路的特殊性，传统的主回路流量测量方法难以获得准确的主回路流量。因此在传统的核电站中，均使用反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）转速信号代替主回路流量与反应堆冷却剂主回路平均温度来校 准核仪表系统功率量程中子注量率变化率。 

但是，传统方法存在如下缺陷： 

（1）在传统的核电厂中，每个环路设置1个主泵转速信号监测，而无冗余配置，如某一个环路主泵转速信号出现故障或失效，则该环路将失去转速信号，进而无法完成该环路的后续校准。 

（2）由于最终影响中子注量率变化的因素为主回路流量，而通过主泵转速推到得出的流量信号为计算值，不是直接测量值，必然会影响校准的精确性。 

（3）由于主泵转速只能在额定工况下才能较准确代表主回路的流量，在其余工况下并不能准确推导出主回路流量，以至于在其余工况下核仪表系统中子注量率变化率的校准存在一定误差。 

因此，为了提高核电厂的安全性和经济性，对传统核电厂所采用的主泵转速测量校准核仪表系统的方法进行改进十分必要。 

发明内容

本发明的要解决的技术问题是提供一种采用精确的主回路流量，对核仪表系统中子注量率变化率的校准，避免使用主泵转速信号校准间接、无冗余、校准误差大等问题，进而达到精确校准核仪表系统目的的方法。 

为了解决上述技术问题，本发明的技术方案为，一种采用主回路精确流量校准核仪表系统的方法，包括以下步骤： 

步骤一、采集一回路系统中一个环路若干个位置的流量信号、以及一回路系统的主泵转速信号值Vpp； 

步骤二、选取采集得到的若干个位置的流量信号中的次高或次低信号作为流量选择信号值A； 

步骤三、通过流量传递函数对所述流量选择信号值A进行校准，获取流量校准信号值A'； 

所述流量传递函数为

其中 $k=\frac{\mathrm{Vpp}}{A};$

还包括步骤四、采集反应堆中子注量率信号值B，通过中子注量传递函数对所述中子注量信号值B进行校准，获取中子注量校准信号值B'；所述中子注量传递函数为

还包括步骤五、采集一回路系统平均温度信号值C，通过一回路系统平均温度传递函数对所述一回路系统平均温度信号值C进行校准，获取一回路系统平均温度校准信号值C'； 

所述一回路系统平均温度传递函数为

还包括步骤六、根据步骤三至步骤五获取的流量校准信号值A'、中子注量校准信号值B'、一回路系统平均温度校准信号值C'，获取校准后的中子注量率变化率信号值D； 

其中D=C'+B'-A'。 

本发明的有益效果： 

（1）本发明在采用精确的主回路流量参与中子注量率变化率校准后，由于主回路流量为冗余设计，提高了核电厂可靠性； 

（2）本发明使中子注量率变化率校准更加精确，不会导致在发生弹棒事故和落棒事故时，妨碍功率变化率通道的停堆功能； 

（3）本发明不会导致在其他瞬态时引起误停堆的发生，从而提高核电厂的安全性和经济性。 

附图说明

图1为核反应堆一回路系统的一个环路的示意图。 

图中：1-堆芯，2-压力容器，3-蒸汽发生器，4-主泵，5-一个环路，501-冷管段，502-热管段。 

具体实施方式

以下结合图1和实施例对本发明做进一步描述。 

如图1所示，核电站反应堆包括一回路系统，所述一回路系统包括若干个环路5，图1中表示出其中一个环路5；每个环路均包括热管段502和冷管段501；冷却剂通过主泵4由冷管段501进入压力容器2并从堆芯1吸取热量，吸取热量后的冷却剂离开压力容器2由热管段502经过蒸汽发生器3释放热量，释放热量后的冷却剂回到冷管段501进而再次进入压力容器2从而实现循环； 

本发明一种采用主回路精确流量校准核仪表系统的方法，包括以下步骤： 

步骤一、采集一回路系统中一个环路3个以上位置的流量信号、反应堆中子注量率信号值B、一回路系统平均温度信号值C、以及一回路系统的主泵转速信号值Vpp； 

步骤二、选取采集得到的若干个位置的流量信号中的次高或次低信号作为流量选择信号值A； 

步骤三、获取额定工况下主泵转速信号和所述流量选择信号的比例系数k； 

$k=\frac{\mathrm{Vpp}}{A};$

步骤四、通过流量传递函数对所述流量选择信号值A进行校准，获取流量校准信号值A'； 

所述流量传递函数为

步骤五、通过中子注量传递函数对所述中子注量信号值B进行校准，获取中子注量校准信号值B'； 

所述中子注量传递函数

步骤六、通过一回路系统平均温度传递函数对所述一回路系统平均温度信号值C进行校准，获取一回路系统平均温度校准信号值C'； 

所述一回路系统平均温度传递函数为

步骤七、根据步骤四至步骤六获取的流量校准信号值A'、中子注量校准信号值B'、一回路系统平均温度校准信号值C'，获取校准后的中子注量率变化率信号值D； 

其中D=C'+B'-A'； 

在实际应用中，在一回路系统中的每个环路设置有4个流量计以采集环路4个不同位置的流量信号值，用选择次高或次低的方法从4个流量信号值中选择一个合理信号值，使中子注量率变化率的校准更加精确、更加可靠。 

本发明的方法设有多个流量计采集流量信号的冗余设计，不但提高了核电厂可靠性，而且使中子注量率变化率校准更加精确，不会导致在发生弹棒事故和落棒事故时，妨碍功率变化率通道的停堆功能，也不会导致在其他瞬态时引起误停堆的发生，从而提高核电厂的安全性和经济性。 

Claims (4)

1.一种采用主回路精确流量校准核仪表系统的方法，其特征在于：包括以下步骤： 

步骤一、采集一回路系统中一个环路若干个位置的流量信号、以及一回路系统的主泵转速信号值Vpp； 

步骤二、选取采集得到的若干个位置的流量信号中的次高或次低信号作为流量选择信号值A； 

步骤三、通过流量传递函数对所述流量选择信号值A进行校准，获取流量校准信号值A'； 

所述流量传递函数为

其中

。 

2.按照权利要求1所述的采用主回路精确流量校准核仪表系统的方法，其特征在于：还包括步骤四、采集反应堆中子注量率信号值B，通过中子注量传递函数对所述中子注量信号值B进行校准，获取中子注量校准信号值B'； 

所述中子注量传递函数为

3.按照权利要求2所述的采用主回路精确流量校准核仪表系统的方法，其特征在于：还包括步骤五、采集一回路系统平均温度信号值C，通过一回路系统平均温度传递函数对所述一回路系统平均温度信号值C进行校准，获取一回路系统平均温度校准信号值C'； 

所述一回路系统平均温度传递函数为

4.按照权利要求3所述的采用主回路精确流量校准核仪表系统的方法，其特征在于：还包括步骤六、根据步骤三至步骤五获取的流量校准信号值A'、中子注量校准信号值B'、一回路系统平均温度校准信号值C'，获取校准后的中子注 量率变化率信号值D； 

其中D=C'+B'-A'。 

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