CN109147971B - 核电厂堆芯水位监测系统的验证方法 - Google Patents

核电厂堆芯水位监测系统的验证方法 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种核电厂堆芯水位检测系统的验证方法，步骤包括：在3bar静态下对一回路仪表及变送器压力表的可用性进行检查；在25bar下检查一回路仪表以及交叉比较注入率，确定是否满足验收准则；在155bar，通过定期试验测量和计算三台泵同时运行时的一回路平均温度、RIC探头测得的平均温度、热点温度以及堆顶温度进行比较，确定是否满足验收准则，核电厂堆芯水位监测系统的验证方法，通过对堆芯水位进行标定，保证堆芯水位计算和饱和裕度计算准确性，避免操作员读取不准确数据，影响事故规程执行。

Description

核电厂堆芯水位监测系统的验证方法
技术领域
本发明涉及核电厂仪控技术领域，特别是涉及核电厂堆芯水位监测系统的验证方法。
背景技术
核电站使用SOP状态导向法程序，SOP程序根据6大状态功能进行机组状态诊断，引导操纵员执行相应事故程序，为配合SOP事故规程的使用，核电站通过CCMS(堆芯冷却监测系统)用于堆芯水位计算，堆芯水位计算不准确影响事故程序执行。因此，若核电站上游文件和监督大纲对堆芯水位测量系统没有定期试验要求，堆芯水位计算准确性无法验证。
发明内容
基于此，有必要针对上述问题，提供一种核电厂堆芯水位监测系统的验证方法。
一种核电厂堆芯水位监测系统的验证方法，用于验证核电厂一回路的水位监测系统，所述水位监测系统包括变送器、模拟量采集卡件、隔离分配卡、模数转换卡以及计算机，所述变送器与所述模拟量采集卡电连接，并将变送器测量得到的0-200bar压力、4-20mA电流的信号传输至所述模拟量采集卡，所述模拟量采集卡将采集到的信号传输至所述隔离分配卡，所述隔离分配卡将信号分为多路信号，所述隔离分配卡将多路所述信号传输至所述模数转换卡中，所述模数转换卡同时采集多路信号进行模数转换，经所述模数转换卡转换后的信号传输至所述计算机，进行水位计算，所述方法包括步骤：
在3bar静态下对一回路仪表及变送器压力表可用性进行检查；
在25bar下检查一回路仪表以及交叉比较注入率，确定是否满足验收准则；
在155bar，通过定期试验测量和计算三台泵同时运行时的一回路平均温度、RIC探头测得的平均温度、热点温度以及堆顶温度进行比较，确定是否满足验收准则。
在其中一个实施例中，
所述在3bar静态下对一回路仪表及变送器压力表设备的可用性进行检查，步骤包括：
检查参考液位计的测量是否准确；
检查窄量程液位计的测量是否准确；
检查宽量程液位计的测量是否准确。
在其中一个实施例中，
检查参考液位计的测量是否准确的步骤包括：
计算得出参考液柱压力理论值；
对液位进行校准；
将参考液柱压力理论值与实测值进行比较。
在其中一个实施例中，
所述对液位进行校准包括：
读取安全级DCS工程站显示的液位测量值，对参考液位计进行校准；
读取KIC显示终端显示的液位测量值，对参考液位计进行校准。
在其中一个实施例中，
在25bar下检查一回路仪表以及交叉比较注入率，确定是否满足验收准则，包括：
校验窄量程下的变送器的压力差；
校验宽量程下的变送器的压力差；
交叉验证注入率。
在其中一个实施例中，
在155bar，通过定期试验测量和计算三台泵同时运行时的一回路平均温度、RIC探头测得的平均温度、热点温度以及堆顶温度进行比较，确定是否满足验收准则，包括：
计算主泵温度的平均值得到相对应的参考温度测量值；
计算实测温度与参考温度差值的绝对值；
交叉验证实测温度值。
在其中一个实施例中，所述交叉验证温度测量值包括交叉验证最大实测温度值、平均实测温度值、堆顶温度值、堆芯饱和裕度温度值、堆顶饱和裕度温度值以及反应堆冷却剂系统压力温度值。
上述核电厂堆芯水位监测系统的验证方法，通过对堆芯水位进行标定，保证堆芯水位计算和饱和裕度计算准确性，避免操作员读取不准确数据，影响事故规程执行，且上述系统有效减少大修工期占用时间，提高电场经济效益。
附图说明
图1为本发明实施例的堆芯水位测量通道系统图；
图2为本发明实施例的实测温度TRIC示值图；
图3为本发明实施例的一种核电厂堆芯水位监测系统的验证方法流程图；
图4为图3中S100中一种实现方法的流程图；
图5为图4中S110中一种实现方法的流程图；
图6为图5中S112中一种实现方法的流程图；
图7为图3中S200中一种实现方法的流程图；
图8为图3中S300中一种实现方法的流程图。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。
核电系统中反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器，水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。一回路主要包括反应堆压力容器、蒸汽发生器一次侧、主冷却剂泵、稳压器。所述反应堆压力容器用于压力保护，结构支撑，作为放射性包容的第二道屏障以及给核反应提供空间。所述蒸汽发生器用于作为热交换设备将一回路冷却剂中的热量传给二回路给水，使其产生饱和蒸汽供给二回路动力装置；作为连接一回路和二回路的设备，蒸汽发生器在一、二回路之间构成防止放射性外泄的第二道保护屏障。所述主泵用于驱动冷却剂在反应堆冷却剂系统内循环流动，连续不断地把堆芯中产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧给水所述稳压器用于压力控制，压力保护，作为一回路冷却剂的缓冲箱，补偿RCP系统水容积的变化以及在启堆时使反应堆冷却剂系统升压。
如图1所示，图1为堆芯水位测量通道系统图，堆芯水位测量通道系统包括变送器110、模拟量采集卡件120、隔离分配卡130、模数转换卡140以及计算机150，所述变送器110与所述模拟量采集卡120电连接，并将变送器110测量得到的0-200bar压力、4-20mA电流的信号传输至所述模拟量采集卡120，所述模拟量采集卡120将采集到的信号传输至所述隔离分配卡130，所述隔离分配卡130将信号分开(即将一路信号分为n路信号)，所述隔离分配卡130将n路信号传输至所述模数转换卡140中，所述模数转换卡140同时采集n路信号进行模数转换，经所述模数转换卡140转换后的信号传输至所述计算机150，进行水位计算。
堆芯水位计算公式如下:
压力容器满水时的堆芯压力：
Figure BDA0001764590580000051
正常水位时的堆芯压力：
△PVSL＝△PM-(△PREF+EC)
压力容器水位：
Figure BDA0001764590580000052
其中：ρV：空气密度；ρL：液体密度；Ci：堆芯压头损失系数，i＝1,2,3分别对应单、双、三台主泵运行状态；△PM：宽量程或者窄量程液位计测量值；△PREF：参考液位计测量值；EC：压力修正。
根据公式可知，一回路宽、窄量程水位计，参考水位计等变量参数参与最终水位计算，通过对这些变量进行标定，以保证堆芯水位计算正确性。
基于对变量进行标定的思想，提出一种核电厂堆芯水位监测系统的验证方法,如图3所示，步骤包括：
S100:在3bar静态下对一回路仪表及变送器110压力表的可用性进行检查；
其中S100包括如下步骤，如图4所示：
S110：检查参考液位计的测量是否准确；
步骤S110包括如下步骤,如图5所示：
S111：计算得出参考液柱压力理论值；
核电厂堆芯水位监测系统按冗余的方式在安全壳上将变压器分为A、B两列，先测量A列温度变送器EVR004MT的温度和B列温度变送器EVR001MT的温度，所测温度为θ，参考液柱充压压力理论值计算公式为：
PAIR＝2.5*(θ+273)/293
EVR004MT代表安全壳连续通风系统编号为004的温度测量变送器110，EVR001MT代表安全壳连续通风系统编号为001的温度测量变送器110，分别测量EVR004MT和EVR001MT温度，将所测温度值带入上述公式，得到A列和B列相对应的参考液柱充压压力理论值。
S112：对液位进行校准；
读取不同的显示终端(即上游显示终端和下游显示终端)显示的测量值，分别将各测量值与相对应的理论值进行比较，进而实现对参考液位校准。
所述S112包括以下步骤，如图6所示：
S1121：读取安全级DCS工程站显示的液位测量值，对参考液位计进行校准；
安全级DCS工程站为核电厂数据检测上游显示终端，读取安全级DCS工程师站显示的RCP094/095MN测量值，分别将RCP094/095MN测量值与理论值进行比较，对参考液位计进行校准。
RCP094/095MN代表反应堆冷却剂系统编号为094/095的变送器110。其中所述RCP094MN测量值代表A列参数，所述RCP095MN测量值代表B列参数。
S1122：读取KIC显示终端显示的液位测量值，对参考液位计进行校准。
KIC显示终端为核电厂数据检测下游显示终端，读取KIC显示终端显示的RCP094/095MN测量值，将RCP094/095MN测量值与理论值进行比较，对参考液位计进行校准。
S113：将参考液柱压力理论值与实测值进行比较。
将实测的参考液柱充压压力RCP076/078LP与理论值比较，判断测量是否准确。
所述RCP076LP代表A列所对应的反应堆冷却剂系统编号为076的就地压力测量值，所述RCP078LP代表A列所对应的反应堆冷却剂系统编号为078的就地压力测量值。
S120：检查窄量程液位计的测量是否准确；
读取安全级DCS工程师站显示的RCP090/091MN测量值，分别将测量值与理论值进行比较，对窄量程液位计进行校准。
读取KIC显示终端显示的RCP090/091MN测量值，分别将测量值与理论值进行比较，对窄量程液位计进行校准。
RCP090/091MN代表反应堆冷却剂系统编号为090/091的变送器110。其中RCP090MN测量值代表A列参数，所述RCP091MN测量值代表B列参数。
将A/B列终端显示值作差，与理论值之间的差值进行比较，校验A/B列偏差。
S130：检查宽量程液位计的测量是否准确；
读取安全级DCS工程师站显示的RCP092/093MN测量值，分别将测量值与理论值进行比较，对宽量程液位计进行校准。
读取KIC显示终端显示的RCP092/093MN测量值，分别将测量值与理论值进行比较，对宽量程液位计进行校准。
所述RCP092MN代表A列所对应的反应堆冷却剂系统编号为092的变送器110，所述RCP093MN代表B列所对应的反应堆冷却剂系统编号为093的变送器110。
S200:在25bar下检查一回路仪表以及交叉比较注入率(反应堆一回路水位浸润比率)，确定是否满足验收准则。
试验前三台主泵在运行，在三台主泵停运后一回路满足以下条件：一回路动态排气已完成，一回路压力稳定在2.5±0.3Mpa.G.，一回路温度为60℃±1℃。
S200包括如下步骤，如图7所示：
S210：校验窄量程下的变送器的压力差；
读取安全级DCS工程师站显示的RCP090/091MN的压力值，将A/B列数值做差并与标准值比较，校验该平台下A/B列MN偏差。
所述RCP090MN代表A列所对应的反应堆冷却剂系统编号为090的变送器110，所述RCP091MN代表B列所对应的反应堆冷却剂系统编号为091的变送器110。
S220：校验宽量程下的变送器的压力差；
读取安全级DCS工程师站显示的RCP092/093MN的数值，将A/B列数值做差并与标准值比较，校验该平台下A/B列MN偏差。
所述RCP092MN代表A列所对应的反应堆冷却剂系统编号为092的变送器110，所述RCP093MN代表B列所对应的反应堆冷却剂系统编号为091的变送器110。
S230：交叉验证注入率。
读取安全级DCS工程师站显示的RIC126/226KM的数值，将A/B列数值做差并与标准值比较，校验该平台下A/B列注入率偏差。
所述RIC126KM代表A列所对应的编号为126的模拟量指示器；所述RIC226KM代表B列所对应的编号为226的模拟量指示器。
S300：在155bar，通过定期试验测量和计算三台泵同时运行时的一回路平均温度、RIC(堆芯测量系统)探头测得的平均温度、热点温度以及堆顶温度进行比较，确定是否满足验收准则。
在155bar压力下，三台主泵运行，一回路温度为291.4±1℃，稳定在±0.2℃范围内。
所述S300包括如下步骤，如图8所示：
S310:计算主泵温度的平均值得到相对应的参考温度测量值；
读取安全级DCS工程师站显示的RCP030/045/057MT的温度数值，计算这三个测量温度的平均值得到Tref值，即参考温度测量值。
其中，所述RCP030MT编号为030的温度变送器，所述RCP045MT代表编号为045的变送器，所述RCP057MT代表编号为057的变送器。其中RCP030MT测量值代表第一主泵的测量温度，RCP045MT测量值代表第二主泵的测量温度，RCP057MT测量值代表第三主泵的测量温度。
S320:计算实测温度与参考温度差值的绝对值；
读取KIC显示终端显示的实测温度TRIC，并与参考温度Tref进行比较，校准实测温度TRIC。其中所述读取KIC显示终端显示的实测温度TRIC如图2所示。
读取KIC显示终端显示的温度值进行验证，在本实施例中，读取KIC显示终端显示的RIC121/221KM温度值，并与参考温度Tref进行比较，校准实测温度TRIC。
S330:交叉验证实测温度；
所述交叉验证温度测量值为交叉验证最大实测温度、平均实测温度、堆顶温度值、堆芯饱和裕度温度值、堆顶饱和裕度温度值、反应堆冷却剂系统压力温度值。
交叉验证交叉验证最大实测温度，读取KIC显示终端显示的RIC120KM和RIC220KM的测量值，并将A/B列数值做差进行比较，交叉验证最大实测温度TRICMAX。
所述RIC120KM代表A列所对应的编号为120的模拟量指示器，所述RIC220KM代表B列所对应的编号为220的模拟量指示器。其中RIC120KM测量值代表A列堆芯热点温度，RIC220KM测量值代表B列堆芯热点温度。
交叉验证平均实测温度，读取KIC显示终端显示的A列RIC121KM和RIC221KM的测量值，并将A/B列数值做差进行比较，交叉验证平均实测温度TRIC AVERAGE。
所述RIC121KM代表A列所对应的编号为121的模拟量指示器，所述RIC221KM代表B列所对应的编号为221的模拟量指示器。其中RIC121KM测量值代表A列平均温度值，RIC221KM测量值代表B列平均温度值。
交叉验证堆顶温度值，读取KIC显示终端显示的RIC121KM和RIC221KM的测量值，并与参考温度Tref进行比较，校准实测温度TRIC。
交叉验证堆芯饱和裕度温度值，读取KIC显示终端显示的RIC125KM和RIC225KM的测量值，并将A/B列数值做差，结果与标准值进行比较，交叉验证ΔTSAT堆芯饱和裕度测量值。
所述RIC125KM代表A列所对应的编号为125的模拟量指示器，所述RIC225KM代表B列所对应的编号为225的模拟量指示器。其中RIC125KM测量值代表A列堆芯饱和裕度，RIC225KM测量值代表B列堆芯饱和裕度。
交叉验证堆顶饱和裕度温度值，读取KIC显示终端显示的RIC123KM和RIC223KM的测量值，并将A/B列数值做差，结果与标准值进行比较，交叉验证ΔTSAT HEAD堆顶饱和裕度测量值。
所述RIC123KM代表A列所对应的编号为123的模拟量指示器，所述RIC223KM代表B列所对应的编号为223的模拟量指示器。其中RIC123KM测量值代表A列堆顶饱和裕度，RIC223KM测量值代表B列堆顶饱和裕度。
交叉验证反应堆冷却剂系统压力，读取KIC显示终端显示的RCP039MP和RCP037MP的测量值，并将A/B列数值做差，结果与标准值进行比较，交叉验证PRCP测量值。
所述RCP039MP代表A列所对应的编号为039的变送器，所述RCP037MP代表B列所对应的编号为037的变送器。其中RCP039MP测量值代表A列一回路压力，RCP037MP测量值代表B列一回路压力。
上述核电厂堆芯水位监测系统的验证方法，通过对堆芯水位进行标定，保证堆芯水位计算和饱和裕度计算准确性，避免操作员读取不准确数据，影响事故规程执行，且上述系统有效减少大修工期占用时间，提高电场经济效益。
以上所述实施例的各技术特征可以进行任意的组合，为使描述简洁，未对上述实施例中的各个技术特征所有可能的组合都进行描述，然而，只要这些技术特征的组合不存在矛盾，都应当认为是本说明书记载的范围。
以上所述实施例仅表达了本发明的几种实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对发明专利范围的限制。应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本发明的保护范围。因此，本发明专利的保护范围应以所附权利要求为准。

Claims (6)

1.一种核电厂堆芯水位监测系统的验证方法，用于验证核电厂一回路的水位监测系统，所述水位监测系统包括变送器、模拟量采集卡件、隔离分配卡、模数转换卡以及计算机，其特征在于，所述方法包括步骤：
在3bar静态下，通过检查参考液位计、窄量程液位计、宽量程液位计的测量是否准确，对一回路仪表及变送器压力表可用性进行检查；
在25bar下检查一回路仪表以及交叉比较注入率，确定是否满足验收准则；
在155bar，通过定期试验测量和计算三台泵同时运行时的一回路平均温度、RIC探头测得的平均温度、热点温度以及堆顶温度进行比较，确定是否满足验收准则。
2.根据权利要求1所述的核电厂堆芯水位监测系统的验证方法，其特征在于，检查参考液位计的测量是否准确的步骤包括：
计算得出参考液柱压力理论值；
对液位进行校准；
将参考液柱压力理论值与实测值进行比较。
3.根据权利要求2所述的核电厂堆芯水位监测系统的验证方法，其特征在于，所述对液位进行校准包括：
读取安全级DCS工程站显示的液位测量值，对参考液位计进行校准；
读取KIC显示终端显示的液位测量值，对参考液位计进行校准。
4.根据权利要求1所述的核电厂堆芯水位监测系统的验证方法，其特征在于，在25bar下检查一回路仪表以及交叉比较注入率，确定是否满足验收准则，包括：
校验窄量程下的变送器的压力差；
校验宽量程下的变送器的压力差；
交叉验证注入率。
5.根据权利要求1所述的核电厂堆芯水位监测系统的验证方法，其特征在于，在155bar，通过定期试验测量和计算三台泵同时运行时的一回路平均温度、RIC探头测得的平均温度、热点温度以及堆顶温度进行比较，确定是否满足验收准则，包括：
计算主泵温度的平均值得到相对应的参考温度测量值；
计算实测温度与参考温度差值的绝对值；
交叉验证实测温度值。
6.根据权利要求5所述的核电厂堆芯水位监测系统的验证方法，其特征在于，所述交叉验证温度测量值包括交叉验证最大实测温度值、平均实测温度值、堆顶温度值、堆芯饱和裕度温度值、堆顶饱和裕度温度值以及反应堆冷却剂系统压力温度值。
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