CN109243642A - 一种自然循环流量间接测量系统和测量方法 - Google Patents

一种自然循环流量间接测量系统和测量方法 Download PDF

Info

Publication number
CN109243642A
CN109243642A CN201811039275.0A CN201811039275A CN109243642A CN 109243642 A CN109243642 A CN 109243642A CN 201811039275 A CN201811039275 A CN 201811039275A CN 109243642 A CN109243642 A CN 109243642A
Authority
CN
China
Prior art keywords
steam
steam generator
flow
heat
total amount
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
CN201811039275.0A
Other languages
English (en)
Inventor
郭勇
李辉
张晓辉
彭威伟
贾兴亮
许琪
朱增辉
马子超
刘婷
王溯勇
罗捷林
邓峰
陈珊珊
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
719th Research Institute of CSIC
Original Assignee
719th Research Institute of CSIC
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 719th Research Institute of CSIC filed Critical 719th Research Institute of CSIC
Priority to CN201811039275.0A priority Critical patent/CN109243642A/zh
Publication of CN109243642A publication Critical patent/CN109243642A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/022—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/035—Moderator- or coolant-level detecting devices
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了一种自然循环流量间接测量系统，涉及流量测试技术领域，包括反应堆压力容器和蒸汽发生器，所述蒸汽发生器一次侧的进口与所述反应堆压力容器的出口连接，且在连接管道上设有第一温度计；所述蒸汽发生器一次侧的出口与所述反应堆压力容器的进口连接，且在连接管道上设有第二温度计；所述蒸汽发生器二次侧的进口与给水管道连接，给水管道上设有第一流量计、第一压力表以及第三温度计；所述蒸汽发生器二次侧的出口与蒸汽管道连接，蒸汽管道上设有第二流量计、第二压力表以及第四温度计。本发明还公开了一种自然循环流量间接测量方法。本发明不用在核反应装置的一回路管道上增设流量测量设备，即可测量一回路管道中冷却剂的流量。

Description

一种自然循环流量间接测量系统和测量方法
技术领域
本发明涉及流量测量技术领域，具体涉及一种自然循环流量间接测量系统和测量方法。
背景技术
随着核能技术的日益进步，核动力装置在海洋平台下的研究与应用受到了越来越多的关注与重视。近年来，出于对核动力装置运行安全性和经济性的考虑，自然循环在海洋平台核动力系统中逐步得到应用。自然循环是指在闭合回路内，流体不依靠外界动力源，仅仅依靠热段(向上流)和冷段(向下流)中流体密度差所产生的重位压力来克服流动阻力形成的循环流动。
自然循环的建立主要有以下两方面的优点：一方面可以在核动力装置低负荷运行时提供足够的动力，减少主泵运行产生的能耗及噪声；另一方面，可以确保在事故工况下无须人工干预安全的导出反应堆余热。因此，提升核动力装置的自然循环能力可以显著提高反应堆的固有安全性，而一回路冷却剂流量是自然循环工况是否建立最直接、最关键的表征参数之一。
目前，核反应装置一回路冷却剂流量测量方法主要有以下几种方式：
第一种测量方式采用弯管流量计进行测量。弯管流量计可以大幅降低流体在管道内输送的动力消耗，减小一回路系统主管道的阻力损失。弯管流量计表征流量值的压力值与流量的平方成正比，即当流量变小时，压差变小的速度更快，因海洋核动力系统自然循环工况时一回路冷却剂流量较小，所以弯管流量计无法满足自然循环工况下的冷却剂流量测量；
第二种测量方式利用涡轮流量计进行流量测量，但该设备需接入管道内且节流孔板的压力损失较大，不宜放置在反应堆冷却剂的主管道上；
第三种测量方式采用基于16Nγ噪声的方法，该方法利用16Nγ探测器测量一回路主管道中放射性核素16N的γ放射性波动，经前置放大电路和信号处理模块处理后，得出冷却剂流量的测量结果，但是该方法设备较多、成本高。
发明内容
针对现有技术中存在的缺陷，本发明的目的在于提供一种自然循环流量间接测量系统和测量方法，其不用在核反应装置自然循环工况下的一回路管道上增设专用流量测量设备，即可测量一回路管道中冷却剂的流量。
为达到以上目的，本发明采取的技术方案是：一种自然循环流量间接测量系统，用于海洋核动力平台核动力装置在自然循环工况下一回路冷却剂流量的测量，包括：
反应堆压力容器；以及
蒸汽发生器，所述蒸汽发生器一次侧的进口与所述反应堆压力容器的出口之间设置第一管道，所述反应堆压力容器出口处的所述第一管道上设有第一温度计；
所述蒸汽发生器一次侧的出口与所述反应堆压力容器的进口之间设置第二管道，所述反应堆压力容器进口处的所述第二管道上设有第二温度计；
所述蒸汽发生器二次侧的进口与给水管道连接，给水管道上设有第一流量计、第一压力表以及第三温度计；
所述蒸汽发生器二次侧的出口与蒸汽管道连接，蒸汽管道上设有第二流量计、第二压力表以及第四温度计。
一种使用上述自然循环流量间接测量系统的测量方法，包括以下步骤：
根据给水管道上的给水流量、给水温度以及给水压力，计算所述蒸汽发生器接收给水的总热量，
根据所述蒸汽管道上的蒸汽流量、蒸汽温度以及蒸汽压力，计算所述蒸汽发生器输出蒸汽的总热量；
根据所述蒸汽发生器接收给水的总热量、所述蒸汽发生器输出蒸汽的总热量以及所述反应堆压力容器进口和出口的温度，计算在自然循环工况下一回路冷却剂的流量。
在上述技术方案的基础上，根据如下公式计算蒸汽发生器接收给水的总热量：
Pw＝Gw·Hw
其中，Pw表示蒸汽发生器二次侧接收给水的总热量；Gw表示给水管道的给水流量；Hw表示给水的焓值，且Hw根据给水管道上的给水温度和给水压力设定。
在上述技术方案的基础上，根据如下公式计算蒸汽发生器输出蒸汽的总热量：
Pq＝Fs·Hq
其中，Pq表示蒸汽发生器二次侧蒸汽的总热量；Fs表示蒸汽管道的蒸汽流量；Hq表示蒸汽的焓值，且Hq根据蒸汽管道上的蒸汽温度和蒸汽压力设定。
在上述技术方案的基础上，根据如下公式计算在自然循环工况下一回路冷却剂的流量：
其中，G表示在自然循环工况下一回路冷却剂的流量；PT表示反应堆输出的热功率；CP表示一回路冷却剂的定压比热；To表示反应堆出口的一回路冷却剂温度；Ti表示反应堆入口的一回路冷却剂温度。
在上述技术方案的基础上，根据如下公式计算反应堆输出的热功率：
PT＝Pc+ΔP
其中，Pc表示蒸汽发生器二次吸收总热量，且Pc＝Pq-Pw；ΔP表示管道及设备散发的热量。
与现有技术相比，本发明的优点在于：
(1)本发明不用在核反应装置自然循环工况下的一回路管道上增设专用流量测量设备，即可测量一回路管道中冷却剂的流量。
(2)本发明降低了一回路管道的布置难度，减少了因增加测量设备带来的定期维护及故障处理难度。
附图说明
图1为本发明实施例中核反应装置一回路冷却剂系统布置图；
图2为本发明实施例中给水管道布置图；
图3为本发明实施例中蒸汽管道布置图；
图中：1-反应堆压力容器，2-蒸汽发生器，3-第一管道，4-第一管道，5-第一温度计，6-第二温度计，7-给水管道，8-第一流量计，9-第一压力表，10-第三温度计，11-蒸汽管道，12-第二流量计，13-第二压力表。
具体实施方式
以下结合附图及实施例对本发明作进一步详细说明。
参见图1所示，本发明实施例提供一种自然循环流量间接测量系统，用于海洋核动力平台核动力装置在自然循环工况下一回路冷却剂流量的测量，包括：
反应堆压力容器1，反应堆压力容器1产生大量热能。
蒸汽发生器2，蒸汽发生器2一次侧的进口与反应堆压力容器1的出口之间设置第一管道3，反应堆压力容器1出口处的第一管道3上设有第一温度计5，第一温度计5检测第一管道3上一回路冷却剂的温度。
蒸汽发生器2一次侧的出口与反应堆压力容器1的进口之间设置第二管道4，反应堆压力容器1进口处的第二管道4上设有第二温度计6，第二温度计6检测第二管道4上一回路冷却剂的温度，反应堆压力容器1、蒸汽发生器2、第一管道3以及第二管道4组成一回路冷却剂循环的封闭环路；
参见图2所示，蒸汽发生器2二次侧的进口与给水管道7连接，给水管道7上设有第一流量计8、第一压力表9以及第三温度计10，他们分别检测给水管道7上的给水流量、给水温度以及给水压力。
参见图3所示，蒸汽发生器2二次侧的出口与蒸汽管道11连接，蒸汽管道11上设有第二流量计12、第二压力表13以及第四温度计14，他们分别检测蒸汽管道11上的蒸汽流量、蒸汽温度以及蒸汽压力。
与现有技术相比，本发明实施例不用在核反应装置自然循环工况下的一回路管道上增设专用流量测量设备，在给水管道7上设置第一流量计8、第一压力表9以及第三温度计10，通过给水管道7上的给水流量、给水温度以及给水压力得到蒸汽发生器2接收给水的总热量，在蒸汽管道11上设置第二流量计12、第二压力表13以及第四温度计14，通过蒸汽管道11上的蒸汽流量、蒸汽温度以及蒸汽压力得到蒸汽发生器2输出蒸汽的总热量，在反应堆压力容器1进口和出口设置温度计获取反应堆压力容器1进口和出口的温度，根据能量守恒的原理，间接测量一回路管道中冷却剂的流量。本发明实施例的测量设备简单，降低了一回路管道的布置难度，减少了一回路管道因增加测量设备带来的定期维护及故障处理难度。
本发明实施例还提供一种使用上述自然循环流量间接测量系统的测量方法，包括以下步骤：
根据给水管道7上的给水流量、给水温度以及给水压力，计算蒸汽发生器2接收给水的总热量，
根据蒸汽管道11上的蒸汽流量、蒸汽温度以及蒸汽压力，计算蒸汽发生器2输出蒸汽的总热量；
根据蒸汽发生器2接收给水的总热量、蒸汽发生器2输出蒸汽的总热量以及反应堆压力容器1进口和出口的温度，计算在自然循环工况下一回路冷却剂的流量。
具体的步骤如下，根据如下公式计算蒸汽发生器2接收给水的总热量：
Pw＝Gw·Hw
其中，Pw表示蒸汽发生器2二次侧接收给水的总热量；Gw表示给水管道7的给水流量；Hw表示给水的焓值，且Hw根据给水管道7上的给水温度和给水压力设定。具体地，通过查询《水和水蒸汽热力性质图表》，根据给水管道7上的给水温度和给水压力得到给水的焓值Hw。
根据如下公式计算蒸汽发生器输出蒸汽的总热量：
Pq＝Fs·Hq
其中，Pq表示蒸汽发生器2二次侧蒸汽的总热量；Fs表示蒸汽管道11的蒸汽流量；Hq表示蒸汽的焓值，且Hq根据蒸汽管道11上的蒸汽温度和蒸汽压力设定。具体地，通过查询《水和水蒸汽热力性质图表》，根据蒸汽管道上的蒸汽温度和蒸汽压力得到蒸汽的焓值Hq。
根据如下公式计算在自然循环工况下一回路冷却剂的流量：
其中，G表示在自然循环工况下一回路冷却剂的流量；PT表示反应堆压力容器1输出的热功率；CP表示一回路冷却剂的定压比热；To表示反应堆压力容器1出口的一回路冷却剂温度；Ti表示反应堆压力容器1进口的一回路冷却剂温度。
根据如下公式计算反应堆压力容器1输出的热功率：
PT＝Pc+ΔP
其中，Pc表示蒸汽发生器2二次侧吸收的总热量，且Pc＝Pq-Pw；ΔP表示管道及设备散发的热量，考虑管道及设备的散热量约为一回路冷却剂吸收热量的千分之三，在工程上可忽略。因此，在自然循环工况下一回路冷却剂的流量可以表示为：
其中公式右边的参数可以检测或者查询获得。
与现有技术相比，本发明实施例不用在核反应装置自然循环工况下的一回路管道上增设专用流量测量设备，通过计算得到蒸汽发生器2接收给水的总热量和蒸汽发生器2输出蒸汽的总热量，再根据反应堆压力容器1进口和出口的温度，根据能量守恒的原理，间接测量一回路管道中冷却剂的流量。
本发明不局限于上述实施方式，对于本技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明原理的前提下，还可以做出若干改进和润饰，这些改进和润饰也视为本发明的保护范围之内。本说明书中未作详细描述的内容属于本领域专业技术人员公知的现有技术。

Claims (6)

1.一种自然循环流量间接测量系统，用于海洋核动力平台核反应装置在自然循环工况下一回路冷却剂流量的测量，其特征在于，包括：
反应堆压力容器；以及
蒸汽发生器，所述蒸汽发生器一次侧的进口与所述反应堆压力容器的出口之间设置第一管道，所述反应堆压力容器出口处的所述第一管道上设有第一温度计；
所述蒸汽发生器一次侧的出口与所述反应堆压力容器的进口之间设置第二管道，所述反应堆压力容器进口处的所述第二管道上设有第二温度计；
所述蒸汽发生器二次侧的进口与给水管道连接，给水管道上设有第一流量计、第一压力表以及第三温度计；
所述蒸汽发生器二次侧的出口与蒸汽管道连接，蒸汽管道上设有第二流量计、第二压力表以及第四温度计。
2.一种使用如权利要求1所述的自然循环流量间接测量系统的测量方法，其特征在于，包括以下步骤：
根据给水管道上的给水流量、给水温度以及给水压力，计算所述蒸汽发生器接收给水的总热量，
根据所述蒸汽管道上的蒸汽流量、蒸汽温度以及蒸汽压力，计算所述蒸汽发生器输出蒸汽的总热量；
根据所述蒸汽发生器接收给水的总热量、所述蒸汽发生器输出蒸汽的总热量以及所述反应堆压力容器进口和出口的温度，计算在自然循环工况下一回路冷却剂的流量。
3.如权利要求2所述一种测量方法，其特征在于，根据如下公式计算蒸汽发生器接收给水的总热量：
Pw＝Gw·Hw
其中，Pw表示蒸汽发生器二次侧接收给水的总热量；Gw表示给水管道的给水流量；Hw表示给水的焓值，且Hw根据给水管道上的给水温度和给水压力设定。
4.如权利要求3所述的一种测量方法，其特征在于，根据如下公式计算蒸汽发生器输出蒸汽的总热量：
Pq＝Fs·Hq
其中，Pq表示蒸汽发生器二次侧蒸汽的总热量；Fs表示蒸汽管道的蒸汽流量；Hq表示蒸汽的焓值，且Hq根据蒸汽管道上的蒸汽温度和蒸汽压力设定。
5.如权利要求4所述的一种测量方法，其特征在于，根据如下公式计算在自然循环工况下一回路冷却剂的流量：
其中，G表示在自然循环工况下一回路冷却剂的流量；PT表示反应堆输出的热功率；CP表示一回路冷却剂的定压比热；To表示反应堆出口的一回路冷却剂温度；Ti表示反应堆入口的一回路冷却剂温度。
6.如权利要求5所述的一种测量方法，其特征在于，根据如下公式计算反应堆输出的热功率：
PT＝Pc+ΔP
其中，Pc表示蒸汽发生器二次吸收总热量，且Pc＝Pq-Pw；ΔP表示管道及设备散发的热量。
CN201811039275.0A 2018-09-06 2018-09-06 一种自然循环流量间接测量系统和测量方法 Pending CN109243642A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201811039275.0A CN109243642A (zh) 2018-09-06 2018-09-06 一种自然循环流量间接测量系统和测量方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201811039275.0A CN109243642A (zh) 2018-09-06 2018-09-06 一种自然循环流量间接测量系统和测量方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN109243642A true CN109243642A (zh) 2019-01-18

Family

ID=65067372

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201811039275.0A Pending CN109243642A (zh) 2018-09-06 2018-09-06 一种自然循环流量间接测量系统和测量方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN109243642A (zh)

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4975239A (en) * 1989-01-23 1990-12-04 General Electric Company BWR core flow measurement enhancements
CN1274162A (zh) * 2000-06-21 2000-11-22 北京和利时系统工程股份有限公司 一种核电站压水反应堆堆芯功率测量方法
CN103839600A (zh) * 2014-03-18 2014-06-04 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于池式自然循环反应堆的流量测量装置及测量方法
CN106340329A (zh) * 2016-10-31 2017-01-18 中国核动力研究设计院 反应堆热工水力模拟试验装置及流体动力学特性模拟方法
CN107134301A (zh) * 2017-05-10 2017-09-05 中国核动力研究设计院 一种蒸汽发生器传热管反转倒流流量的测量方法及其系统
CN107527664A (zh) * 2017-07-31 2017-12-29 中国核动力研究设计院 一种模拟核反应堆流体自然循环流动特性的方法

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4975239A (en) * 1989-01-23 1990-12-04 General Electric Company BWR core flow measurement enhancements
CN1274162A (zh) * 2000-06-21 2000-11-22 北京和利时系统工程股份有限公司 一种核电站压水反应堆堆芯功率测量方法
CN103839600A (zh) * 2014-03-18 2014-06-04 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于池式自然循环反应堆的流量测量装置及测量方法
CN106340329A (zh) * 2016-10-31 2017-01-18 中国核动力研究设计院 反应堆热工水力模拟试验装置及流体动力学特性模拟方法
CN107134301A (zh) * 2017-05-10 2017-09-05 中国核动力研究设计院 一种蒸汽发生器传热管反转倒流流量的测量方法及其系统
CN107527664A (zh) * 2017-07-31 2017-12-29 中国核动力研究设计院 一种模拟核反应堆流体自然循环流动特性的方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN103471810B (zh) 甩负荷扰动下管束间两相流不稳定性与交变热应力研究试验装置
Kawakubo et al. An experimental study on the cooling characteristics of passive containment cooling systems
CN104966536A (zh) 一种以导热油为热流体的高温工质换热试验系统及方法
CN102252723B (zh) 直接测量高温气冷堆一回路氦气总质量流量的系统和方法
CN106918369B (zh) 一种用于水电站压力主管流量测量的装置及测量方法
CN107293340B (zh) 一种小型蒸汽发生器热工水力分析试验系统
KR102649113B1 (ko) 원자로 냉각재 시스템 배관 온도 분배 측정 시스템
KR100364871B1 (ko) 운전 정지 냉각 펌프의 와류 탐지 시스템
Xu et al. A one-dimensional code of double-coupled passive residual heat removal system for the swimming pool-type low-temperature heating reactor
CN107134301A (zh) 一种蒸汽发生器传热管反转倒流流量的测量方法及其系统
CN109243642A (zh) 一种自然循环流量间接测量系统和测量方法
CN110220546A (zh) 一种隧道用薄壳式换热器堵塞检测系统及检测方法
CN102706397A (zh) 大管径低压头水流量测量装置及方法
CN204730916U (zh) 一种大型移动式蒸汽热量与质量流量检定装置
CN206945589U (zh) 一种二氧化碳流动传热特性测量装置
CN207123306U (zh) 一种用于湿气流量计量的湿气孔板流量计
CN201653951U (zh) 热管功率测试装置
Lee et al. Interfacial condensation for countercurrent steam–water stratified wavy flow in a horizontal circular pipe
CN202734884U (zh) 一种直接空冷凝汽器真空管道内蒸汽凝结水的流量测量器
CN208254551U (zh) 一种耐高温温压一体化蒸汽涡街流量计
CN201885751U (zh) 全自动负荷调节与称重的燃气热水器能效评价测试台
CN216954697U (zh) 一种海上风电用背包式水冷却器容量试验装置
CN216144387U (zh) 一种带保温装置的浮子流量计
Jianli et al. The reverse flow among parallel U-tubes in steam generator under natural circulation condition: A review
CN218155601U (zh) 火电厂循环水检测系统

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
RJ01 Rejection of invention patent application after publication

Application publication date: 20190118

RJ01 Rejection of invention patent application after publication