CN106782704A - 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 - Google Patents

Abstract

本发明属于核电设备检测技术领域，公开了一种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。核电反应堆的压力容器水位的测量方法，包括以下步骤：计算在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；将计算的压损系数进行线性拟合处理以获取动态压损系数；根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对动态压损系数进行修正处理以获取修正的动态压损系数；根据修正的动态压损系数计算压力容器满水状态时的差压；以及根据计算的压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。相对于现有技术，本发明核电反应堆的压力容器水位的测量方法可提高核电反应堆压力容器水位测量的精确度和可靠性。

Description

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

技术领域

本发明属于核电设备检测技术领域，更具体地说，本发明涉及一种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。

背景技术

在核电反应堆技术领域中，通过对核电反应堆的压力容器水位进行精确测量，为核电厂操纵员提供堆芯冷却状态的实时数据。

现有对核电反应堆的压力容器水位的测量，通常通过测量压力容器底部和顶部的差压、或使用热电偶测量固定水位而实现。但是，热电偶测量固定水位的方式无法实时监测和跟踪压力容器水位的变化趋势，而通过测量压力容器底部和顶部的差压的方式，主泵运行条件下的压损系数是由热停堆状态下的校验试验而获得的固定数值，无法计算冷热停堆状态下的压损系数，因此压力容器水位的测量并不能够准确地表明当前压力容器内实际的水位状态，同时该方式也无法对余热排出系统运行引入的动压损失进行计算和修正，导致现有核电反应堆的压力容器水位计算测量的精准度和可靠性较低。

有鉴于此，确有必要提供一种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，以解决现有核电反应堆的压力容器水位计算测量的精准度和可靠性较低的技术问题。

发明内容

本发明的目的在于：克服现有技术的缺陷，提供一种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，以解决现有核电反应堆的压力容器水位计算测量的精准度和可靠性较低的技术问题。

根据本发明的一个实施例，提供一种核电反应堆的压力容器水位的测量方法，其包括以下步骤：计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；计算在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；将计算的在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数进行线性拟合处理，以获取核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数；根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对获取的核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数进行修正处理，以获取修正的动态压损系数；根据获取的修正的动态压损系数计算核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压；以及根据计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。

优选的，所述获取在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，包括：计算核电反应堆在冷停堆状态下双列余热排出系统运行时因冷却剂自重产生的静压ΔP_0AAF；在不同主泵运行条件下获取核电反应堆差压变送器测量值ΔPm，并根据获取的差压变送器测量值ΔPm和计算的静压ΔP_0AAF计算在不同主泵运行条件下的动压损失：ΔP_DYNF＝ΔPm-ΔP_0AAF；根据三台主泵运行条件下流量Q_3RCP和余热排出系统流量Q_2RHRS和计算的三台主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNF(30)计算余热排出系统运行引入的动压损失：以及根据计算的在不同主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNF和计算的余热排出系统运行引入的动压损失ΔP_2RHRS计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数：C_DYNF＝ΔP_DYNF-ΔP_2RHRS。

优选的，所述获取在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，包括：计算核电反应堆在热停堆状态下因冷却剂自重产生的静压ΔP_0AAC；在不同主泵运行条件下获取核电反应堆差压变送器测量值ΔPm，并根据获取的差压变送器测量值ΔPm和计算的静压ΔP_0AAC计算在不同主泵运行条件下的动压损失：ΔP_DYNC＝ΔPm-ΔP_0AAC；以及根据计算的在不同主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNC计算在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数：C_DYNC＝ΔP_DYNC。

优选的，所述核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数计算为：其中T_RICAVG为堆芯平均温度，C_DYNF为在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，C_DYNC为在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数。

优选的，所述修正的动态压损系数计算为：C_i’＝C_i+nC_1RHRS，其中C_i为核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数，C_1RHRS为一列余热排出系统运行引入的动压损失C_1RHRS＝ΔP_2RHRS/2，n为余热排出系统的运行列数。

优选的，所述核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压计算为：ΔP_corrected ¹⁰⁰＝ρ_L×g×H_cu+C_i'，其中C_i’为修正的动态压损系数，ρ_L为由一回路压力信号、安全壳压力信号和堆芯冷却剂平均密度信号确定的冷却剂密度，g为重力加速度，H_CU为压力容器高度。

优选的，所述核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位计算为：其中ΔPm为差压变送器测量值、ρ_L和ρ_V分别为通过一回路压力、安全壳压力和堆芯平均温度等参数确定的水密度和饱和蒸汽密度，ΔP_corrected为核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压。

优选的，在所述根据计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位之后，还包括：以百分比或柱状图形式显示计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。

根据本发明的另一个实施例，还提供一种核电反应堆的压力容器水位的测量系统，包括：冷停堆压损系数计算模块，用于计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；热停堆压损系数计算模块，用于计算在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；动态压损系数计算模块，用于将所述冷停堆压损系数计算模块计算的在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数和所述热停堆压损系数计算模块计算的在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数进行线性拟合处理，以获取核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数；动态压损系数修正模块，用于根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对所述动态压损系数计算模块获取的核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数进行修正处理，以获取修正的动态压损系数；满水差压计算模块，用于根据所述动态压损系数修正模块获取的修正的动态压损系数计算核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压；以及压力容器水位计算模块，用于根据所述满水差压计算模块计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。

优选的，所述冷停堆压损系数计算模块，包括：第一静压计算单元，用于计算核电反应堆在冷停堆状态下双列余热排出系统运行时因冷却剂自重产生的静压ΔP_0AAF；第一动压损失计算单元，用于在不同主泵运行条件下获取核电反应堆差压变送器测量值ΔPm，并根据获取的差压变送器测量值ΔPm和所述第一静压计算单元计算的静压ΔP_0AAF计算在不同主泵运行条件下的动压损失：ΔP_DYNF＝ΔPm-ΔP_0AAF；余热排出系统运行动压损失计算单元，用于根据三台主泵运行条件下流量Q_3RCP和余热排出系统流量Q_2RHRS和所述第一动压损失计算单元计算的三台主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNF(30)计算余热排出系统运行引入的动压损失：以及第一压损系数计算单元，用于根据所述第一动压损失计算单元计算的在不同主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNF和所述余热排出系统运行动压损失计算单元计算的余热排出系统运行引入的动压损失ΔP_2RHRS计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数C_DYNF＝ΔP_DYNF-ΔP_2RHRS。

优选的，所述热停堆压损系数计算模块，包括：第二静压计算单元，用于计算核电反应堆在热停堆状态下因冷却剂自重产生的静压ΔP_0AAC；第二动压损失计算单元，用于在不同主泵运行条件下获取核电反应堆差压变送器测量值ΔPm，并根据获取的差压变送器测量值ΔPm和所述第二静压计算单元计算的静压ΔP_0AAC计算在不同主泵运行条件下的动压损失：ΔP_DYNC＝ΔPm-ΔP_0AAC；以及第二压损系数计算单元，用于根据所述第二动压损失计算单元计算的在不同主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNC计算在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数：C_DYNC＝ΔP_DYNC。

优选的，所述动态压损系数计算模块计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数为：其中T_RICAVG为堆芯平均温度，C_DYNF为在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，C_DYNC为在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数。

优选的，所述动态压损系数修正模块计算修正的动态压损系数为：C_i’＝C_i+nC_1RHRS，其中C_i为核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数，C_1RHRS为一列余热排出系统运行引入的动压损失C_1RHRS＝ΔP_2RHRS/2，n为余热排出系统RHRS的运行列数。

优选的，所述满水差压计算模块计算核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压为：ΔP_corrected＝ρ_L×g×H_cu+C_i'，其中C_i’为修正的动态压损系数，ρ_L为由一回路压力信号、安全壳压力信号和堆芯冷却剂平均密度信号确定的冷却剂密度，g为重力加速度，H_CU为压力容器高度。

优选的，所述压力容器水位计算模块计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位为：其中ΔPm为差压变送器测量值、ρ_L和ρ_V分别为通过一回路压力、安全壳压力和堆芯平均温度等参数确定的水密度和饱和蒸汽密度，ΔP_corrected为核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压。

优选的，所述核电反应堆的压力容器水位的测量系统还包括显示模块，用于以百分比或柱状图形式显示所述压力容器水位计算模块计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。

根据本发明的又一个实施例，提供一种核电反应堆设备，所述核电反应堆设备包括上述的核电反应堆的压力容器水位的测量系统。

本发明提供的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，计算在冷停堆状态下和热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，并将计算的在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数进行线性拟合处理以获取核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数，同时考虑了核电反应堆在冷停堆状态下和热冷停堆状态下的动压损失影响，提高了核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数计算的精确度和可靠性，根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对获取的核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数进行修正处理以获取修正的动态压损系数，降低了余热排出系统运行对压损系数的影响，根据获取的修正的动态压损系数计算核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压，并根据计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位，并计算和排除余热排出系统运行引入的动压损失，避免了余热排出系统运行引入的动压损失对压损系数的影响，实现了核电反应堆在热冷不同反应堆状态下不同主泵运行条件下压力容器水位的精确测量，提高了核电反应堆的压力容器水位的测量的精准度和可靠性，提升了核电设备控制的安全性和可靠性。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案，下面将对实施例描述中所需要使用的附图作简单的介绍。显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1为本发明一个实施例中核电反应堆的压力容器水位的测量方法的流程示意图。

图2为本发明一个实施例中获取在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数的流程示意图。

图3为本发明一个实施例中获取在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数的流程示意图。

图4为本发明另一个实施例中核电反应堆的压力容器水位的测量系统的结构示意图。

图5为本发明另一个实施例中冷停堆压损系数计算模块的结构示意图。

图6为本发明另一个实施例中热停堆压损系数计算模块的结构示意图。

图7为本发明又一个实施例中核电反应堆设备的结构示意图。

具体实施方式

下面结合附图和具体实施方式对本发明的技术方案作进一步更详细的描述。显然，所描述的实施例仅仅是本发明的一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动的前提下所获得的所有其他实施例，都应属于本发明保护的范围。

在本发明的描述中，需要理解的是，术语“第一”、“第二”等仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性。在本发明的描述中，需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，术语“相连”、“连接”应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或一体地连接；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连。对于本领域的普通技术人员而言，可以结合具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。此外，在本发明的描述中，除非另有说明，“多个”的含义是两个或两个以上。

流程图中或在此以其他方式描述的任何过程或方法描述可以被理解为，表示包括一个或更多个用于实现特定逻辑功能或过程的步骤的可执行指令的代码的模块、片段或部分，并且本发明的优选实施方式的范围包括另外的实现，其中可以不按所示出或讨论的顺序，包括根据所涉及的功能按基本同时的方式或按相反的顺序，来执行功能，这应被本发明的实施例所属技术领域的技术人员所理解。

图1为本发明一个实施例中核电反应堆的压力容器水位的测量方法的流程示意图。如图所示，所述核电反应堆的压力容器水位的测量方法，包括：

步骤S101：计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数。

在本实施例中，通过计算冷停堆状态下和热冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，以确定核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数。参见图2，所述计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，包括：

步骤S201：计算核电反应堆在冷停堆状态下双列余热排出系统运行时因冷却剂自重产生的静压ΔP_0AAF。

将核电反应堆及一回路系统调整并稳定在冷停堆状态下，控制一回路压力2.5MPa且一回路平均温度60℃，保持两列余热排出系统RHRS运行，测量堆芯平均温度T_RICAVG，安全壳内大气绝对压力P_ETY，反应堆冷却剂系统相对压力P_RCP，所述核电反应堆在T_RICAVG，P_ETY+P_RCP条件下的水密度ρ_AAF，并根据测量的参数计算压力容器内的因冷却剂自重产生的静压ΔP_0AAF。

步骤S202：在不同主泵运行条件下获取核电反应堆差压变送器测量值ΔPm，并根据获取的差压变送器测量值ΔPm和计算的静压ΔP_0AAF计算在不同主泵运行条件下的动压损失：ΔP_DYNF＝ΔPm-ΔP_0AAF。

在本实施例中，可控制01号主泵单独运行并控制02号和03号主泵停运，当系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(01PO)，这样计算到在01号主泵运行且02号和03号主泵停运条件下的动压损失ΔP_DYNF(01)＝ΔPm(01PO)-ΔP_0AAF。可调整主泵运行配置，按照这种方法依次获取到02号主泵单独运行、03号主泵单独运行、01和02号主泵运行、01和03号主泵运行、02和03号主泵运行、以及01、02和03三台主泵全部运行状态下的动压损失：ΔP_DYNF(02)、ΔP_DYNF(03)、ΔP_DYNF(12)、ΔP_DYNF(13)、ΔP_DYNF(23)、ΔP_DYNF(30)。

步骤S203：根据三台主泵运行条件下流量Q_3RCP和余热排出系统流量Q_2RHRS和计算的三台主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNF(30)计算余热排出系统运行引入的动压损失：

在本实施例中，获取01、02和03三台主泵同时运行条件下流量Q_3RCP和两列余热排出系统流量Q_2RHRS，并根据步骤S202中计算的三台主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNF(30)＝ΔPm(30PO)-ΔP_0AAF，计算余热排出系统运行引入的动压损失：其中，所述ΔP_2RHRS为两列余热排出系统运行时余热排出系统运行引入的动压损失，故一列余热排出系统运行时余热排出系统运行引入的动压损失为C_1RHRS＝1/2×ΔP_2RHRS。

步骤S204：根据计算的在不同主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNF和计算的余热排出系统运行引入的动压损失ΔP_2RHRS计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数：C_DYNF＝ΔP_DYNF-ΔP_2RHRS。

在本实施例中，根据计算的在不同主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNF和计算的余热排出系统运行引入的动压损失ΔP_2RHRS，计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数：C_DYNF(01)＝ΔP_DYNF(01)-ΔP_2RHRS，C_DYNF(02)＝ΔP_DYNF(02)-ΔP_2RHRS，C_DYNF(03)＝ΔP_DYNF(03)-ΔP_2RHRS，C_DYNF(12)＝ΔP_DYNF(12)-ΔP_2RHRS，C_DYNF(13)＝ΔP_DYNF(13)-ΔP_2RHRS，C_DYNF(23)＝ΔP_DYNF(23)-ΔP_2RHRS，C_DYNF(30)＝ΔP_DYNF(30)-ΔP_2RHRS。

在本实施例中，在计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数时，计算和排除余热排出系统运行引入的动压损失，避免了余热排出系统运行引入的动压损失对压损系数的影响，提高了冷停堆状态下压损系数计算的精确度和可靠性，提升了核电反应堆的压力容器水位的测量的精准度和可靠性。

步骤S102：计算在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数。

参见图2，所述计算在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，包括：

步骤S301：计算核电反应堆在热停堆状态下因冷却剂自重产生的静压ΔP_0AAC。

将核电反应堆及一回路系统调整并稳定在热停堆状态下，测量堆芯平均温度T_RICAVG，安全壳内大气绝对压力P_ETY，反应堆冷却剂系统相对压力P_RCP，所述核电反应堆在T_RICAVG，P_ETY+P_RCP条件下的水密度ρ_AAC，并根据测量的参数计算压力容器内的因冷却剂自重产生的静压ΔP_0AAC。

步骤S302：在不同主泵运行条件下获取核电反应堆差压变送器测量值ΔPm，并根据获取的差压变送器测量值ΔPm和计算的静压ΔP_0AAC计算在不同主泵运行条件下的动压损失：ΔP_DYNC＝ΔPm-ΔP_0AAC。

在本实施例中，可控制01号主泵单独运行并控制02号和03号主泵停运，当系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(01PO)，这样计算到在01号主泵运行且02号和03号主泵停运条件下的动压损失ΔP_DYNC(01)＝ΔPm(01PO)-ΔP_0AAC。可调整主泵运行配置，按照这种方法依次获取到02号主泵单独运行、03号主泵单独运行、01和02号主泵运行、01和03号主泵运行、02和03号主泵运行、以及01、02和03三台主泵全部运行状态下的动压损失：ΔP_DYNC(02)、ΔP_DYNC(03)、ΔP_DYNC(12)、ΔP_DYNC(13)、ΔP_DYNC(23)、ΔP_DYNC(30)。

步骤S303：根据计算的在不同主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNC计算在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数：C_DYNC＝ΔP_DYNC。

在本实施例中，根据计算的在不同主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNC计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数：C_DYNC(01)＝ΔP_DYNC(01)，C_DYNC(02)＝ΔP_DYNC(02)，C_DYNC(03)＝ΔP_DYNC(03)，C_DYNC(12)＝ΔP_DYNC(12)，C_DYNC(13)＝ΔP_DYNC(13)，C_DYNC(23)＝ΔP_DYNC(23)，C_DYNC(30)＝ΔP_DYNC(30)。

在本实施例中，通过计算冷停堆状态下和热冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，同时考虑核电反应堆在冷停堆状态下和热冷停堆状态下的动压损失，避免了现有动压损失计算方式只考虑热停堆状态的动压损失而忽略冷停堆状态的动态损失对测量结果造成的偏差影响，提高了核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数计算的精确度和可靠性。

步骤S103：将计算的在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数进行线性拟合处理，以获取核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数

在本实施例中，在计算到在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数后，将主泵运行状态信号和T_RICAVG堆芯平均温度进行线性拟合处理以确定动态的压损系数。所述核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数，可计算为：

其中T_RICAVG为堆芯平均温度，C_DYNF为在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，C_DYNC为在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数。

以01主泵运行且02、03主泵停运的运行条件为例，所述核电反应堆在01主泵运行且02、03主泵停运的主泵运行条件下的动态压损系数，可计算为：以此类推，可逐步计算出所述核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数。

在本实施例中，将计算的在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数进行线性拟合处理以获取动态压损系数，同时考虑了核电反应堆在冷停堆状态下和热冷停堆状态下的动压损失影响，提高了核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数计算的精确度和可靠性。

步骤S104：根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对获取的核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数进行修正处理，以获取修正的动态压损系数。

由于余热排出系统运行引入的动压损失会对计算的动态压损系数有影响，因此在本实施例中根据热排出系统的状态信号对动态压损系数进行修正。所述修正的动态压损系数计算为：C_i’＝C_i+nC_1RHRS，其中C_i为核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数，C_1RHRS为一列余热排出系统运行引入的动压损失C_1RHRS＝ΔP_2RHRS/2，n为余热排出系统的运行列数。当余热排出系统未运行时，所述修正的动态压损系数计算为C_i’＝C_i；当一列余热排出系统在运行，所述修正的动态压损系数计算为C_i’＝C_i+C_1RHRS；当两列余热排出系统在运行，所述修正的动态压损系数计算为C_i’＝C_i+2C_1RHRS。根据余热排出系统的状态信号对动态压损系数进行修正，降低了余热排出系统运行对压损系数的影响，提高了动态压损系数的准确性和可靠性。

步骤S105：根据获取的修正的动态压损系数计算核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压。

在获取到修正的动态压损系数后，根据获取的修正的动态压损系数计算核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压。所述核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压，可计算为：ΔP_corrected ¹⁰⁰＝ρ_L×g×H_cu+C_i'，其中C_i’为修正的动态压损系数，ρ_L为由一回路压力信号、安全壳压力信号和堆芯冷却剂平均密度信号确定的冷却剂密度，g为重力加速度，H_CU为压力容器高度。

同样以01主泵运行且02、03主泵停运的运行条件为例，所述核电反应堆在01主泵运行且02、03主泵停运的主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压，可计算为：ΔP_corrected＝ρ_L×g×H_cu+C_i'，C_i’＝C_i+2C_1RHRS。

步骤S106：根据计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。

在计算到核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压后，获取差压变送器测量值，并计算所述核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位为：其中ΔPm为差压变送器测量值、ρ_L和ρ_V分别为通过一回路压力、安全壳压力和堆芯平均温度等参数确定的水密度和饱和蒸汽密度，为核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压。在本实施例中，根据计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位，实现了核电反应堆在热冷不同反应堆状态下不同主泵运行条件下压力容器水位的精确测量，提高了核电反应堆压力容器水位测量的精确度和可靠性，并为核电反应堆系统控制提供准确的运行数据，提高了核电设备控制的安全性和可靠性。

在本实施例的核电反应堆的压力容器水位的测量方法中，计算在冷停堆状态下和热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，并将计算的在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数进行线性拟合处理以获取核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数，同时考虑了核电反应堆在冷停堆状态下和热冷停堆状态下的动压损失影响，提高了核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数计算的精确度和可靠性，根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对获取的核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数进行修正处理以获取修正的动态压损系数，降低了余热排出系统运行对压损系数的影响，根据获取的修正的动态压损系数计算核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压，并根据计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位，并计算和排除余热排出系统运行引入的动压损失，避免了余热排出系统运行引入的动压损失对压损系数的影响，实现了核电反应堆在热冷不同反应堆状态下不同主泵运行条件下压力容器水位的精确测量，提高了核电反应堆的压力容器水位的测量的精准度和可靠性，提升了核电设备控制的安全性和可靠性。

在本发明又一个实施例的核电反应堆的压力容器水位的测量方法中，在计算到核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位之后，还以百分比或柱状图形式显示计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位，便于直观清楚地展示压力容器水位数据，提高了核电设备管理控制的便捷性、安全性和可靠性。

图4为本发明另一个实施例中核电反应堆的压力容器水位的测量系统的结构示意图。如图所示，在上述方法实施例的基础上，本实施例的核电反应堆的压力容器水位的测量系统100，包括冷停堆压损系数计算模块10、热停堆压损系数计算模块20、动态压损系数计算模块30、动态压损系数修正模块40、满水差压计算模块50和压力容器水位计算模块60。

在本实施例中，通过所述冷停堆压损系数计算模块10和所述热停堆压损系数计算模块20计算冷停堆状态下和热冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，以确定核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数。

请参见图5，所述冷停堆压损系数计算模块10，包括第一静压计算单元101、第一动压损失计算单元102、余热排出系统运行动压损失计算单元103和第一压损系数计算单元104。

在本实施例中，将核电反应堆及一回路系统调整并稳定在冷停堆状态下，控制一回路压力2.5MPa且一回路平均温度60℃，保持两列余热排出系统RHRS运行，测量堆芯平均温度T_RICAVG，安全壳内大气绝对压力P_ETY，反应堆冷却剂系统相对压力P_RCP，所述核电反应堆在T_RICAVG，P_ETY+P_RCP条件下的水密度ρ_AAF，所述第一静压计算单元101根据测量的参数计算压力容器内的因冷却剂自重产生的静压ΔP_0AAF。

所述第一动压损失计算单元102在不同主泵运行条件下获取核电反应堆差压变送器测量值ΔPm，并根据获取的差压变送器测量值ΔPm和所述第一静压计算单元101计算的静压ΔP_0AAF计算在不同主泵运行条件下的动压损失：ΔP_DYNF＝ΔPm-ΔP_0AAF。

在本实施例中，可控制01号主泵单独运行并控制02号和03号主泵停运，当系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(01PO)，所述第一动压损失计算单元102计算到在01号主泵运行且02号和03号主泵停运条件下的动压损失ΔP_DYNF(01)＝ΔPm(01PO)-ΔP_0AAF。可调整主泵运行配置，按照这种方法所述第一动压损失计算单元102依次计算获取到02号主泵单独运行、03号主泵单独运行、01和02号主泵运行、01和03号主泵运行、02和03号主泵运行、以及01、02和03三台主泵全部运行状态下的动压损失：ΔP_DYNF(02)、ΔP_DYNF(03)、ΔP_DYNF(12)、ΔP_DYNF(13)、ΔP_DYNF(23)、ΔP_DYNF(30)。

所述余热排出系统运行动压损失计算单元103根据三台主泵运行条件下流量Q_3RCP和余热排出系统流量Q_2RHRS和所述第一动压损失计算单元102计算的三台主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNF(30)计算余热排出系统运行引入的动压损失：

在本实施例中，获取01、02和03三台主泵同时运行条件下流量Q_3RCP和两列余热排出系统流量Q_2RHRS，所述余热排出系统运行动压损失计算单元103根据所述第一动压损失计算单元102计算的三台主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNF(30)＝ΔPm(30PO)-ΔP_0AAF，计算余热排出系统运行引入的动压损失：其中，所述ΔP_2RHRS为两列余热排出系统运行时余热排出系统运行引入的动压损失，故一列余热排出系统运行时余热排出系统运行引入的动压损失为C_1RHRS＝1/2×ΔP_2RHRS。

所述第一压损系数计算单元104，根据所述第一动压损失计算单元102计算的在不同主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNF和所述余热排出系统运行动压损失计算单元103计算的余热排出系统运行引入的动压损失ΔP_2RHRS，计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数C_DYNF＝ΔP_DYNF-ΔP_2RHRS。即，在冷停堆状态下核电反应堆在01号主泵单独运行、02号主泵单独运行、03号主泵单独运行、01和02号主泵运行、01和03号主泵运行、02和03号主泵运行、以及01、02和03三台主泵全部运行状态下的压损系数：C_DYNF(01)＝ΔP_DYNF(01)-ΔP_2RHRS，C_DYNF(02)＝ΔP_DYNF(02)-ΔP_2RHRS，C_DYNF(03)＝ΔP_DYNF(03)-ΔP_2RHRS，C_DYNF(12)＝ΔP_DYNF(12)-ΔP_2RHRS，C_DYNF(13)＝ΔP_DYNF(13)-ΔP_2RHRS，C_DYNF(23)＝ΔP_DYNF(23)-ΔP_2RHRS，C_DYNF(30)＝ΔP_DYNF(30)-ΔP_2RHRS。

在本实施例的所述冷停堆压损系数计算模块10中，所述第一压损系数计算单元104在计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数时，计算和排除所述余热排出系统运行动压损失计算单元103计算的余热排出系统运行引入的动压损失，避免了余热排出系统运行引入的动压损失对压损系数的影响，提高了冷停堆状态下压损系数计算的精确度和可靠性，提升了核电反应堆的压力容器水位的测量的精准度和可靠性。

所述热停堆压损系数计算模块20计算在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数。参见图6，所述热停堆压损系数计算模块20，包括第二静压计算单元201、第二动压损失计算单元202和第二压损系数计算单元203。

在本实施例中，将核电反应堆及一回路系统调整并稳定在热停堆状态下，测量堆芯平均温度T_RICAVG，安全壳内大气绝对压力P_ETY，反应堆冷却剂系统相对压力P_RCP，所述核电反应堆在T_RICAVG，P_ETY+P_RCP条件下的水密度ρ_AAC，所述第二静压计算单元201根据测量的参数计算压力容器内的因冷却剂自重产生的静压ΔP_0AAC。

所述第二动压损失计算单元202在不同主泵运行条件下获取核电反应堆差压变送器测量值ΔPm，并根据获取的差压变送器测量值ΔPm和所述第二静压计算单元201计算的静压ΔP_0AAC计算在不同主泵运行条件下的动压损失：ΔP_DYNC＝ΔPm-ΔP_0AAC。

具体的，可控制01号主泵单独运行并控制02号和03号主泵停运，当系统稳定后读取差压变送器测量值ΔPm(01PO)，所述第二动压损失计算单元202计算到在01号主泵运行且02号和03号主泵停运条件下的动压损失ΔP_DYNC(01)＝ΔPm(01PO)-ΔP_0AAC。可调整主泵运行配置，按照这种方法所述第二动压损失计算单元202依次计算获取到02号主泵单独运行、03号主泵单独运行、01和02号主泵运行、01和03号主泵运行、02和03号主泵运行、以及01、02和03三台主泵全部运行状态下的动压损失：ΔP_DYNC(02)、ΔP_DYNC(03)、ΔP_DYNC(12)、ΔP_DYNC(13)、ΔP_DYNC(23)、ΔP_DYNC(30)。

所述第二压损系数计算单元203根据所述第二动压损失计算单元202计算的在不同主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNC计算在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数：C_DYNC＝ΔP_DYNC，即核电反应堆在01号主泵单独运行、02号主泵单独运行、03号主泵单独运行、01和02号主泵运行、01和03号主泵运行、02和03号主泵运行、以及01、02和03三台主泵全部运行状态下的压损系数：C_DYNC(01)＝ΔP_DYNC(01)，C_DYNC(02)＝ΔP_DYNC(02)，C_DYNC(03)＝ΔP_DYNC(03)，C_DYNC(12)＝ΔP_DYNC(12)，C_DYNC(13)＝ΔP_DYNC(13)，C_DYNC(23)＝ΔP_DYNC(23)，C_DYNC(30)＝ΔP_DYNC(30)。

在本实施例中，通过所述冷停堆压损系数计算模块10和所述热停堆压损系数计算模块20计算冷停堆状态下和热冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，同时考虑核电反应堆在冷停堆状态下和热冷停堆状态下的动压损失，避免了现有动压损失计算方式只考虑热停堆状态的动压损失而忽略冷停堆状态的动态损失对测量结果造成的偏差影响，提高了核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数计算的精确度和可靠性。

在本实施例中，在所述冷停堆压损系数计算模块10和所述热停堆压损系数计算模块20计算到在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数后，所述动态压损系数计算模块30将主泵运行状态信号和T_RICAVG堆芯平均温度进行线性拟合处理以确定动态的压损系数。所述动态压损系数计算模块30计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数为：

其中T_RICAVG为堆芯平均温度，C_DYNF为在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，C_DYNC为在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数。

以01主泵运行且02、03主泵停运的运行条件为例，所述动态压损系数计算模块30计算核电反应堆在01主泵运行且02、03主泵停运的主泵运行条件下的动态压损系数为：以此类推，所述动态压损系数计算模块30可逐步计算出所述核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数。

在本实施例中，所述动态压损系数计算模块30将所述冷停堆压损系数计算模块10和所述热停堆压损系数计算模块20计算的在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数进行线性拟合处理以获取动态压损系数，同时考虑了核电反应堆在冷停堆状态下和热冷停堆状态下的动压损失影响，提高了核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数计算的精确度和可靠性。

由于余热排出系统运行引入的动压损失会对计算的动态压损系数有影响，因此在本实施例中所述动态压损系数修正模块40根据热排出系统的状态信号对动态压损系数进行修正。所述动态压损系数修正模块40根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对所述动态压损系数计算模块30获取的核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数进行修正处理，以获取修正的动态压损系数。所述动态压损系数修正模块40修正的动态压损系数计算为：C_i’＝C_i+nC_1RHRS，其中C_i为核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数，C_1RHRS为一列余热排出系统运行引入的动压损失C_1RHRS＝ΔP_2RHRS/2，n为余热排出系统的运行列数。当余热排出系统未运行时，所述动态压损系数修正模块40修正的动态压损系数计算为C_i’＝C_i；当一列余热排出系统在运行，所述动态压损系数修正模块40修正的动态压损系数计算为C_i’＝C_i+C_1RHRS；当两列余热排出系统在运行，所述动态压损系数修正模块40修正的动态压损系数计算为C_i’＝C_i+2C_1RHRS。所述动态压损系数修正模块40根据余热排出系统的状态信号对所述动态压损系数计算模块30计算的动态压损系数进行修正，限制了余热排出系统运行对压损系数的影响，提高了动态压损系数的准确性和可靠性。

在所述动态压损系数修正模块40获取到修正的动态压损系数后，所述满水差压计算模块50根据所述动态压损系数修正模块40获取的修正的动态压损系数计算核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压。所述满水差压计算模块50计算核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压为：ΔP_corrected ¹⁰⁰＝ρ_L×g×H_cu+C_i'，其中C_i’为修正的动态压损系数，ρ_L为由一回路压力信号、安全壳压力信号和堆芯冷却剂平均密度信号确定的冷却剂密度，g为重力加速度，H_CU为压力容器高度。

同样，以01主泵运行且02、03主泵停运的运行条件为例，所述满水差压计算模块50计算核电反应堆在01主泵运行且02、03主泵停运的主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压，可计算为：ΔP_corrected＝ρ_L×g×H_cu+C_i'，其中C_i’＝C_i+2C_1RHRS，

在所述满水差压计算模块50计算到核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压后，所述压力容器水位计算模块60获取差压变送器测量值，并计算所述核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位为：其中ΔPm为差压变送器测量值、ρ_L和ρ_V分别为通过一回路压力、安全壳压力和堆芯平均温度等参数确定的水密度和饱和蒸汽密度，ΔP_corrected为核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压。在本实施例中，所述压力容器水位计算模块60根据所述满水差压计算模块50计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位，实现了核电反应堆在热冷不同反应堆状态下不同主泵运行条件下压力容器水位的精确测量，提高了核电反应堆压力容器水位测量的精确度和可靠性，并为核电反应堆系统控制提供准确的运行数据，提高了核电设备控制的安全性和可靠性。

在本实施例的核电反应堆的压力容器水位的测量系统100中，冷停堆压损系数计算模块10和热停堆压损系数计算模块20计算在冷停堆状态下和热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，动态压损系数计算模块30将冷停堆压损系数计算模块10和热停堆压损系数计算模块20计算的在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数进行线性拟合处理以获取核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数，同时考虑了核电反应堆在冷停堆状态下和热冷停堆状态下的动压损失影响，提高了核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数计算的精确度和可靠性，动态压损系数修正模块40根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对动态压损系数计算模块30获取的核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数进行修正处理以获取修正的动态压损系数，降低了余热排出系统运行对压损系数的影响，满水差压计算模块50根据动态压损系数修正模块40获取的修正的动态压损系数计算核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压，压力容器水位计算模块60根据满水差压计算模块50计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位，并计算和排除余热排出系统运行引入的动压损失，避免了余热排出系统运行引入的动压损失对压损系数的影响，实现了核电反应堆在热冷不同反应堆状态下不同主泵运行条件下压力容器水位的精确测量，提高了核电反应堆的压力容器水位的测量的精准度和可靠性，提升了核电设备控制的安全性和可靠性。

在本发明又一个实施例的核电反应堆的压力容器水位的测量系统中，还包括显示模块，用于以百分比或柱状图形式显示所述压力容器水位计算模块计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位，便于直观清楚地展示压力容器水位数据，提高了核电设备管理控制的便捷性、安全性和可靠性。

图7为本发明又一个实施例中核电反应堆设备的结构示意图。如图所示，所述核电反应堆设备200，包括上述实施例中所述的核电反应堆的压力容器水位的测量系统100，同时考虑了核电反应堆设备200在冷停堆状态下和热冷停堆状态下的动压损失影响，并避免了余热排出系统运行引入的动压损失对压损系数的影响，实现了核电反应堆设备200在热冷不同反应堆状态下不同主泵运行条件下压力容器水位的精确测量，提高了核电反应堆设备200压力容器水位测量的精确度和可靠性，提升了核电反应堆设备200的安全性和可靠性。

应当理解，本发明的各部分可以用硬件、软件、固件或它们的组合来实现。在上述实施方式中，多个步骤或方法可以用存储在存储器中且由合适的指令执行系统执行的软件或固件来实现。例如，如果用硬件来实现，和在另一实施方式中一样，可用本领域公知的下列技术中的任一项或他们的组合来实现：具有用于对数据信号实现逻辑功能的逻辑门电路的离散逻辑电路，具有合适的组合逻辑门电路的专用集成电路，可编程门阵列(PGA)，现场可编程门阵列(FPGA)等。

在本说明书的描述中，参考术语“一个实施例”、“一些实施例”、“示例”、“具体示例”、或“一些示例”等描述意指结合该实施例或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本发明的至少一个实施例或示例中。在本说明书中，对上述术语的示意性表述不一定指的是相同的实施例或示例。而且，描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任何的一个或多个实施例或示例中以合适的方式结合。

根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (17)

1.一种核电反应堆的压力容器水位的测量方法，其特征在于，包括以下步骤：

计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；

计算在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；

将计算的在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数进行线性拟合处理，以获取核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数；

根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对获取的核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数进行修正处理，以获取修正的动态压损系数；

根据获取的修正的动态压损系数计算核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压；以及

根据计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。

2.根据权利要求1所述的核电反应堆的压力容器水位的测量方法，其特征在于，所述获取在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，包括：

计算核电反应堆在冷停堆状态下双列余热排出系统运行时因冷却剂自重产生的静压ΔP_0AAF；

在不同主泵运行条件下获取核电反应堆差压变送器测量值ΔPm，并根据获取的差压变送器测量值ΔPm和计算的静压ΔP_0AAF计算在不同主泵运行条件下的动压损失：

ΔP_DYNF＝ΔPm-ΔP_0AAF；

根据三台主泵运行条件下流量Q_3RCP和余热排出系统流量Q_2RHRS和计算的三台主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNF(30)计算余热排出系统运行引入的动压损失：

以及

根据计算的在不同主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNF和计算的余热排出系统运行引入的动压损失ΔP_2RHRS计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数：C_DYNF＝ΔP_DYNF-ΔP_2RHRS。

3.根据权利要求1所述的核电反应堆的压力容器水位的测量方法，其特征在于，所述获取在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，包括：

计算核电反应堆在热停堆状态下因冷却剂自重产生的静压ΔP_0AAC；

在不同主泵运行条件下获取核电反应堆差压变送器测量值ΔPm，并根据获取的差压变送器测量值ΔPm和计算的静压ΔP_0AAC计算在不同主泵运行条件下的动压损失：

ΔP_DYNC＝ΔPm-ΔP_0AAC；以及

根据计算的在不同主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNC计算在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数：C_DYNC＝ΔP_DYNC。

4.根据权利要求1所述的核电反应堆的压力容器水位的测量方法，其特征在于，所述核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数计算为：

其中T_RICAVG为堆芯平均温度，C_DYNF为在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，C_DYNC为在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数。

5.根据权利要求1所述的核电反应堆的压力容器水位的测量方法，其特征在于，所述修正的动态压损系数计算为：

C_i’＝C_i+nC_1RHRS，其中C_i为核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数，C_1RHRS为一列余热排出系统运行引入的动压损失C_1RHRS＝ΔP_2RHRS/2，n为余热排出系统的运行列数。

6.根据权利要求1所述的核电反应堆的压力容器水位的测量方法，其特征在于，所述核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压计算为：

ΔP_corrected100＝ρ_L×g×H_cu+C_i'，其中C_i’为修正的动态压损系数，ρ_L为由一回路压力信号、安全壳压力信号和堆芯冷却剂平均密度信号确定的冷却剂密度，g为重力加速度，H_CU为压力容器高度。

7.根据权利要求1所述的核电反应堆的压力容器水位的测量方法，其特征在于，所述核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位计算为：

$LVSL=\frac{\frac{\mathrm{\Δ}Pm}{{\mathrm{\ΔP}}_{corrected}}-\frac{{\mathrm{\ρ}}_V}{{\mathrm{\ρ}}_L}}{1-\frac{{\mathrm{\ρ}}_V}{{\mathrm{\ρ}}_L}},$

其中，ΔPm为差压变送器测量值、ρ_L和ρ_V分别为通过一回路压力、安全壳压力和堆芯平均温度等参数确定的水密度和饱和蒸汽密度，ΔP_corrected为核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压。

8.根据权利要求1所述的核电反应堆的压力容器水位的测量方法，其特征在于，在所述根据计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位之后，还包括：

以百分比或柱状图形式显示计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。

9.一种核电反应堆的压力容器水位的测量系统，其特征在于，包括：

冷停堆压损系数计算模块，用于计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；

热停堆压损系数计算模块，用于计算在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；

动态压损系数计算模块，用于将所述冷停堆压损系数计算模块计算的在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数和所述热停堆压损系数计算模块计算的在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数进行线性拟合处理，以获取核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数；

动态压损系数修正模块，用于根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对所述动态压损系数计算模块获取的核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数进行修正处理，以获取修正的动态压损系数；

满水差压计算模块，用于根据所述动态压损系数修正模块获取的修正的动态压损系数计算核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压；以及

压力容器水位计算模块，用于根据所述满水差压计算模块计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。

10.根据权利要求9所述的核电反应堆的压力容器水位的测量系统，其特征在于，所述冷停堆压损系数计算模块，包括：

第一静压计算单元，用于计算核电反应堆在冷停堆状态下双列余热排出系统运行时因冷却剂自重产生的静压ΔP_0AAF；

第一动压损失计算单元，用于在不同主泵运行条件下获取核电反应堆差压变送器测量值ΔPm，并根据获取的差压变送器测量值ΔPm和所述第一静压计算单元计算的静压ΔP_0AAF计算在不同主泵运行条件下的动压损失：ΔP_DYNF＝ΔPm-ΔP_0AAF；

余热排出系统运行动压损失计算单元，用于根据三台主泵运行条件下流量Q_3RCP和余热排出系统流量Q_2RHRS和所述第一动压损失计算单元计算的三台主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNF(30)计算余热排出系统运行引入的动压损失：

以及

第一压损系数计算单元，用于根据所述第一动压损失计算单元计算的在不同主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNF和所述余热排出系统运行动压损失计算单元计算的余热排出系统运行引入的动压损失ΔP_2RHRS计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数C_DYNF＝ΔP_DYNF-ΔP_2RHRS。

11.根据权利要求9所述的核电反应堆的压力容器水位的测量系统，其特征在于，所述热停堆压损系数计算模块，包括：

第二静压计算单元，用于计算核电反应堆在热停堆状态下因冷却剂自重产生的静压ΔP_0AAC；

第二动压损失计算单元，用于在不同主泵运行条件下获取核电反应堆差压变送器测量值ΔPm，并根据获取的差压变送器测量值ΔPm和所述第二静压计算单元计算的静压ΔP_0AAC计算在不同主泵运行条件下的动压损失：ΔP_DYNC＝ΔPm-ΔP_0AAC；以及

第二压损系数计算单元，用于根据所述第二动压损失计算单元计算的在不同主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNC计算在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数：C_DYNC＝ΔP_DYNC。

12.根据权利要求9所述的核电反应堆的压力容器水位的测量系统，其特征在于，所述动态压损系数计算模块计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数为：

其中T_RICAVG为堆芯平均温度，C_DYNF为在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，C_DYNC为在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数。

13.根据权利要求9所述的核电反应堆的压力容器水位的测量系统，其特征在于，所述动态压损系数修正模块计算修正的动态压损系数为：

C_i’＝C_i+nC_1RHRS，其中C_i为核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数，C_1RHRS为一列余热排出系统运行引入的动压损失C_1RHRS＝ΔP_2RHRS/2，n为余热排出系统RHRS的运行列数。

14.根据权利要求9所述的核电反应堆的压力容器水位的测量系统，其特征在于，所述满水差压计算模块计算核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压为：ΔP_corrected100＝ρ_L×g×H_cu+C_i'，其中C_i’为修正的动态压损系数，ρ_L为由一回路压力信号、安全壳压力信号和堆芯冷却剂平均密度信号确定的冷却剂密度，g为重力加速度，H_CU为压力容器高度。

15.根据权利要求9所述的核电反应堆的压力容器水位的测量系统，其特征在于，所述压力容器水位计算模块计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位为：

$LVSL=\frac{\frac{\mathrm{\Δ}Pm}{{\mathrm{\ΔP}}_{corrected}}-\frac{{\mathrm{\ρ}}_V}{{\mathrm{\ρ}}_L}}{1-\frac{{\mathrm{\ρ}}_V}{{\mathrm{\ρ}}_L}},$

其中，ΔPm为差压变送器测量值、ρ_L和ρ_V分别为通过一回路压力、安全壳压力和堆芯平均温度等参数确定的水密度和饱和蒸汽密度，ΔP_corrected为核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压。

16.根据权利要求9所述的核电反应堆的压力容器水位的测量系统，其特征在于，还包括显示模块，用于以百分比或柱状图形式显示所述压力容器水位计算模块计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。

17.一种核电反应堆设备，其特征在于，所述核电反应堆设备包括如权利要求9至16任一项所述的核电反应堆的压力容器水位的测量系统。