CN112053793A - 一种海核平台稳压器运行水位的整定方法 - Google Patents

Abstract

本申请涉及一种海核平台稳压器运行水位的整定方法，涉及核动力系统技术领域，其包括以下步骤：计算稳压器的热态零功率基准水位L₀；根据L₀和L₁₀₀，以及T₀和T₁₀₀，得到稳压器的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的关系；计算L₀的上偏差ΔL_0,up1和下偏差ΔL_0,dn1，以及L₁₀₀的上偏差ΔL_100,up1和下偏差ΔL_100,dn1；计算水位测量误差附加水位值ΔL_m；计算稳压器的瞬态水位上偏差ΔL_2,up2和瞬态水位下偏差ΔL_2,dn2；计算L₀的运行水位上限值L_0,up和L₁₀₀的运行水位上限值L_100,up，并得到稳压器的运行水位上限值L_up与T之间的关系；计算L₀的运行水位下限值L_0,dn和L₁₀₀的运行水位下限值L_100,dn，并得到稳压器的运行水位下限值L_dn与T之间的关系；利用稳压器的运行水位上限值L_up与T之间的关系，以及运行水位下限值L_dn与T之间的关系，对稳压器的实际运行水位进行整定。

Description

一种海核平台稳压器运行水位的整定方法

技术领域

本申请涉及核动力系统技术领域，特别涉及一种海核平台稳压器运行水位的整定方法。

背景技术

在海核平台中，稳压器是反应堆冷却剂系统的主要设备之一，它对确保一回路系统压力边界的完整性，保证反应堆的安全运行起着非常重要的作用。

在陆上核电厂中，稳压器的水位靠化学和容积控制系统来维持，水位的变化对应稳压器水和蒸汽的容积变化。在电厂正常运行期间，通过调节上冲流量来控制稳压器水位，一回路水容积的膨胀排水可由下泄回路的容积控制箱和硼回收系统的前置贮存箱来容纳。陆上核电厂由于布置空间非常充裕，因此可以设置较大容量的载硼冷却剂储存箱，但海核平台布置空间要求非常苛刻，难以储存较大容量的具有放射性的冷却剂。

相对于陆上核电厂连接大电网且长期处于恒定满功率运行状态不同，海核平台的负荷变化要远多于陆上核电厂。在负荷变化过程中，必然会造成稳压器水位的波动。同时稳压器的水位也受到水位测量误差和冷却剂平均温度仪表测量误差以及运行控制误差的影响，如果稳压器运行水位设置不合理，就可能导致在负荷变化过程中较为频繁地出现排水、补水，不仅增加了放射性液体贮存与处理的负荷，也增大了海核平台放射性源项的量级和放射性水平，对海核平台的安全运行及管理产生不利影响。

发明内容

本申请实施例提供一种海核平台稳压器运行水位的整定方法，以解决相关技术中由于稳压器运行水位设置不当，导致在负荷变化过程中较为频繁地出现排水、补水，增加了放射性液体贮存与处理的负荷，也增大了海核平台放射性源项的量级和放射性水平，对海核平台的安全运行及管理产生不利影响的问题。

第一方面，提供了一种海核平台稳压器运行水位的整定方法，其包括以下步骤：

根据稳压器正常运行时的压力P、热态零功率时冷却剂的平均温度T₀和满功率时冷却剂的平均温度T₁₀₀，以及稳压器的满功率基准水位L₁₀₀，计算所述稳压器的热态零功率基准水位L₀；

根据L₀和L₁₀₀，以及T₀和T₁₀₀，得到稳压器的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的关系；

根据冷却剂平均温度的测量控制偏差ΔT_m，计算L₀的上偏差ΔL_0,up1和下偏差ΔL_0,dn1，以及L₁₀₀的上偏差ΔL_100,up1和下偏差ΔL_100,dn1；

根据稳压器水位测量仪表的量程L_m、理论误差ΔL_t、仪表误差δ_m和信号采集误差δ_c，计算水位测量误差附加水位值ΔL_m；

计算稳压器的瞬态水位上偏差ΔL_2,up2和瞬态水位下偏差ΔL_2,dn2；

根据L₀、ΔL_0,up1、ΔL_2,up2和ΔL_m，以及L₁₀₀、ΔL_100,up1、ΔL_2,up2和ΔL_m，分别计算L₀的运行水位上限值L_0,up和L₁₀₀的运行水位上限值L_100,up，并得到稳压器的运行水位上限值L_up与T之间的关系；

根据L₀、ΔL_0,dn1、ΔL_2,dn2和ΔL_m，以及L₁₀₀、ΔL_100,dn1、ΔL_2,dn2和ΔL_m，分别计算L₀的运行水位下限值L_0,dn和L₁₀₀的运行水位下限值L_100,dn，并得到稳压器的运行水位下限值L_dn与T之间的关系；

利用稳压器的运行水位上限值L_up与T之间的关系，以及稳压器的运行水位下限值L_dn与T之间的关系，对稳压器的实际运行水位进行整定。

一些实施例中，根据L₁₀₀和L₀，以及T₀和T₁₀₀，得到稳压器的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的关系，具体包括以下步骤：

根据冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状，确定稳压器的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的线性形状；

当冷却剂的平均温度核动力装置负荷之间的线性形状为单一线段时：

若所述单一线段为水平线段，且冷却剂的平均温度为设定温度T_设时，稳压器的基准运行水位L与冷却剂平均温度T之间的关系为：

L＝L₁₀₀，T₀≤T≤T₁₀₀；

若所述单一线段为倾斜线段，稳压器的基准运行水位L与冷却剂平均温度T之间的关系为：

当冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为k条线段，且k≥2时，稳压器的基准运行水位L与冷却剂平均温度T之间的关系如下：

式中：T₁、T₂、...T_k-1分别为各拐点的冷却剂的平均温度，L₁、L₂、...L_k-1分别为T₁、T₂、...T_k-1对应的基准运行水位值。

一些实施例中，若所述单一线段为水平线段，且冷却剂的平均温度为设定温度T_设时，稳压器的运行水位上限值L_up与T之间的关系如下：

L_up＝L_100,up,T₀≤T≤T₁₀₀；

若所述单一线段为倾斜线段，稳压器的运行水位上限值L_up与T之间的关系如下：

当冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为k条线段，稳压器的运行水位上限值L_up与T之间的关系如下：

式中：L_1,up、L_2,up、...L_k-1,up分别为T₁、T₂、...T_k-1对应的运行水位上限值。

一些实施例中，若所述单一线段为水平线段，且冷却剂的平均温度为设定温度T_设时，稳压器的运行水位下限值L_dn与T之间的关系如下：

L_dn＝L_100,dn,T₀≤T≤T₁₀₀；

若所述单一线段为倾斜线段，稳压器的运行水位下限值L_dn与T之间的关系如下：

当冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为k条线段，稳压器的运行水位下限值L_dn与T之间的关系如下：

式中：L_1,dn、L_2,dn、...L_k-1,dn分别为T₁、T₂、...T_k-1对应的运行水位下限值。

一些实施例中，根据冷却剂平均温度的测量控制偏差ΔT_m，计算L₀的上偏差ΔL_0,up1和下偏差ΔL_0,dn1，以及L₁₀₀的上偏差ΔL_100,up1和下偏差ΔL_100,dn1；具体包括以下步骤：

当冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为单一线段时，根据冷却剂平均温度的测量控制偏差ΔT_m，计算T₀的上限值T_0,up1和下限值T_0,dn1，以及T₁₀₀的上限值T_100,up1和下限值T_100,dn1；

根据T_0,up1和T_0,dn1，以及T_100,up1和T_100,dn1，分别计算L₀的上偏差ΔL_0,up1和下偏差ΔL_0,dn1，以及L₁₀₀的上偏差ΔL_100,up1和下偏差ΔL_100,dn1；

当冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为k条线段时，根据冷却剂平均温度的测量控制偏差ΔT_m，计算T₀的上限值T_0,up1和下限值T_0,dn1、T_i的上限值T_i,up1和下限值T_i,dn1，以及T₁₀₀的上限值T_100,up1和下限值T_100,dn1；其中，T_i为第i个拐点的冷却剂的平均温度，i＝1......k-1；

根据T_0,up1和T_0,dn1、T_i,up1和T_i,dn1，以及T_100,up1和T_100,dn1，分别计算L₀的上偏差ΔL_0,up1和下偏差ΔL_0,dn1，L_i的上偏差ΔL_i,up1和下偏差ΔL_i,dn1，以及L₁₀₀的上偏差ΔL_100,up1和下偏差ΔL_100,dn1；其中，L_i为第i个拐点的稳压器的基准运行水位。

一些实施例中，采用如下公式计算T_0,up1和T_0,dn1、T_i,up1和T_i,dn1，以及T_100,up1和T_100,dn1：

一些实施例中，采用如下公式计算ΔL_0,up1和ΔL_0,dn1、ΔL_i,up1和ΔL_i,dn1，以及ΔL_100,up1和ΔL_100,dn1：

式中：ρ₀为压力为P、温度为T₀对应的水的密度；ρ_0,up1为压力为P、温度为T_0,up1对应的水的密度；ρ_0,dn1为压力为P、温度为T_0,dn1对应的水的密度；ρ_s为压力为P对应的饱和水的密度；ρ_i为压力为P、温度为T_i对应的水的密度；ρ_i,up1为压力为P、温度为T_i,up1对应的水的密度；ρ_i,dn1为压力为P、温度为T_i,dn1对应的水的密度；ρ₁₀₀为压力为P、温度为T₁₀₀对应的水的密度；ρ_100,up1为压力为P、温度为T_100,up1对应的水的密度；ρ_100,dn1为压力为P、温度为T_100,dn1对应的水的密度；A为稳压器的截面面积；V为反应堆冷却剂系统的净水容积。

一些实施例中，计算稳压器的瞬态水位上偏差ΔL_2,up2和瞬态水位下偏差ΔL_2,dn2，具体包括以下步骤：

获取稳压器的m个瞬态水位，以及各瞬态水位所对应的冷却剂的平均温度；记第j个冷却剂的平均温度为T_j，第j个瞬态水位为L_j，j＝1、2......m；

根据稳压器的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的关系，获取T_j对应的稳压器的基准运行水位

计算L_j减

的差值ΔL_2,k，并选取所有的ΔL_2,k中正值的最大值作为ΔL_2,up2，选取所有的ΔL_2,k中负值的最小值的绝对值作为ΔL_2,dn2。

一些实施例中，采用如下公式计算L_0,up和L_100,up，以及L_0,dn和L_100,dn：

L_0,up＝L₀+ΔL_0,up1+ΔL_m+ΔL_2,up2

L_100,up＝L₁₀₀+ΔL_100,up1+ΔL_m+ΔL_2,up2；

L_0,dn＝L₀-ΔL_0,dn1-ΔL_m-ΔL_2,dn2

L_100,dn＝L₁₀₀-ΔL_100,dn-ΔL_m-ΔL_2,dn2。

一些实施例中，计算L₀的运行水位下限值L_0,dn和L₁₀₀的运行水位下限值L_100,dn，并得到稳压器的运行水位下限值L_dn与T之间的关系之后，还包括以下步骤：

根据电加热器顶部的水位值L_ht、稳压器设计正常运行的横摇最大角度值θ_xm和纵摇最大角度值θ_ym，计算稳压器修正水位下限值

判断L_0,dn与

之间的大小；

当

时，根据

对稳压器的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的关系进行修正，对稳压器的运行水位下限值L_dn与T之间的关系进行修正，以及对稳压器的运行水位上限值L_up与T之间的关系进行修正。

本申请提供的技术方案带来的有益效果包括：本申请结合海核平台的系统配置和运行特点，给出能够包络稳压器的冷却剂平均温度测量控制偏差、水位测量误差和正常负荷变化的稳压器的运行水位的设计方法，以尽量减少具有放射性的冷却剂的排放量，提高海核平台的运行安全和核安全。

本申请实施例提供了一种海核平台稳压器运行水位的整定方法，由于本申请实施例得到的稳压器的运行水位上限值L_up与运行水位下限值L_dn的范围设计合理，若稳压器运行水位上限值和下限值的范围过宽，可能会导致稳压器的蒸汽空间偏小，影响稳压器的工作效果，以及导致稳压器底部的电加热器露出水面，产生干烧的危险；若稳压器运行水位上限值和下限值的范围过窄，就可能导致在负荷变化过程中较为频繁地出现排水、补水，因此，本申请实施例结合海核平台的系统配置和运行特点，给出能够包络稳压器的冷却剂平均温度测量控制偏差、水位测量误差和正常负荷变化的稳压器的运行水位的设计方法，以尽量减少具有放射性的冷却剂的排放量，提高海核平台的运行安全和核安全。

附图说明

为了更清楚地说明本申请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地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本申请的一些实施例，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为本申请实施例提供的海核平台稳压器运行水位的整定方法的流程图；

图2为本申请实施例提供的稳压器的结构示意图；

图3为冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为水平线段的线性图；

图4为稳压器的基准运行水位L与冷却剂平均温度T之间的线性形状为水平线段的线性图；

图5为冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为倾斜线段的线性图；

图6为稳压器的基准运行水位L与冷却剂平均温度T之间的线性形状为倾斜线段的线性图；

图7为冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为两条线段的线性图；

图8为稳压器的基准运行水位L与冷却剂平均温度T之间的线性形状为两条线段的线性图。

图中：1、稳压器；2、电加热器。

具体实施方式

为使本申请实施例的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合本申请实施例中的附图，对本申请实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例是本申请的一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本申请中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动的前提下所获得的所有其他实施例，都属于本申请保护的范围。

参见图1所示，本申请实施例提供了一种海核平台稳压器运行水位的整定方法，其包括以下步骤：

100：根据稳压器1正常运行时的压力P、热态零功率时冷却剂的平均温度T₀和满功率时冷却剂的平均温度T₁₀₀，以及稳压器1的满功率基准水位L₁₀₀，计算稳压器1的热态零功率基准水位L₀；

将稳压器1满功率正常运行时的水位设定值作为稳压器1的满功率基准水位L₁₀₀，查水物性参数表，得到压力为P对应的饱和水的密度ρ_s，压力为P、温度为T₀对应的水的密度ρ₀，以及压力为P、温度为T₁₀₀对应的水的密度ρ₁₀₀，根据以下公式计算得到稳压器1的热态零功率基准水位L₀：

其中V为反应堆冷却剂系统的净水容积(不含稳压器1)。

101：根据L₀和L₁₀₀，以及T₀和T₁₀₀，得到稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的关系；

稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间呈线性关系，T₀和T₁₀₀为横坐标上的两个端点，L₀和L₁₀₀为与T₀和T₁₀₀对应的纵坐标，根据两个坐标点(T₀，L₀)和(T₁₀₀，L₁₀₀)可以得到稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的关系。

102：根据冷却剂平均温度的测量控制偏差ΔT_m，计算L₀的上偏差ΔL_0,up1和下偏差ΔL_0,dn1，以及L₁₀₀的上偏差ΔL_100,up1和下偏差ΔL_100,dn1；

冷却剂平均温度测量误差及控制死区，会对稳压器1的测量水位产生影响，会导致测量水位与运行基准水位之间存在偏差，因此计算出L₀的上偏差ΔL_0,up1和下偏差ΔL_0,dn1，以及L₁₀₀的上偏差ΔL_100,up1和下偏差ΔL_100,dn1，以对L₀和L₁₀₀进行修正，消除冷却剂平均温度的测量控制偏差造成的影响。

103：根据稳压器1的水位测量仪表的量程L_m、理论误差ΔL_t、仪表误差δ_m和信号采集误差δ_c，计算得到水位测量误差附加水位值ΔL_m；

采用以下公式计算ΔL_m：

稳压器1水位测量仪表的误差和水位理论误差，会对稳压器1的测量水位产生影响，会导致测量水位与运行基准水位之间存在偏差，因此计算出水位测量误差附加水位值ΔL_m，以对L₀和L₁₀₀进行修正，消除水位测量误差造成的影响。

104：计算稳压器1的瞬态水位上偏差ΔL_2,up2和瞬态水位下偏差ΔL_2,dn2；

在负荷变化过程中，必然会造成稳压器1的瞬态水位的波动，导致可能会出现实际水位并未超过设定水位范围，但是测量的水位已超出设定范围，那么在负荷变化过程中稳压器1可能会较为频繁地出现排水、补水的现象，增加了放射性液体贮存与处理的负荷，也增大了海核平台放射性源项的量级和放射性水平，对海核平台的安全运行及管理产生不利影响。

105：根据L₀、ΔL_0,up1、ΔL_m和ΔL_2,up2，以及L₁₀₀、ΔL_100,up1、ΔL_m和ΔL_2,up2，分别计算L₀的运行水位上限值L_0,up和L₁₀₀的运行水位上限值L_100,up，并得到稳压器1的运行水位上限值L_up与T之间的关系；采用如下公式计算L_0,up和L_100,up：

L_0,up＝L₀+ΔL_0,up1+ΔL_m+ΔL_2,up2

L_100,up＝L₁₀₀+ΔL_100,up1+ΔL_m+ΔL_2,up2。

得到的稳压器1的运行水位上限值L_up与T之间的关系不仅消除了冷却剂平均温度的测量控制偏差和水位测量误差造成的影响，同时也消除了负荷变化过程中，稳压器1的瞬态水位的波动造成的影响。

106：根据L₀、ΔL_0,dn1和ΔL_2,dn2，以及L₁₀₀、ΔL_100,dn1和ΔL_2,dn2，分别计算L₀的运行水位下限值L_0,dn和L₁₀₀的运行水位下限值L_100,dn，并得到稳压器1的运行水位下限值L_dn与T之间的关系；采用如何公式计算L_0,dn和L_100,dn：

L_0,dn＝L₀-ΔL_0,dn1-ΔL_m-ΔL_2,dn2

L_100,dn＝L₁₀₀-ΔL_100,dn-ΔL_m-ΔL_2,dn2。

得到的稳压器1的运行水位上限值L_up与T之间的关系不仅消除了冷却剂平均温度的测量控制偏差和水位测量误差造成的影响，同时也消除了负荷变化过程中，稳压器1的瞬态水位的波动造成的影响。只有当稳压器1的实际运行水位在运行水位上限值L_up与运行水位下限值L_dn之间时，才判定为正常运行。

107：利用稳压器1的运行水位上限值L_up与T之间的关系，以及稳压器1的运行水位下限值L_dn与T之间的关系，对稳压器1的实际运行水位进行整定。

若当冷却剂平均温度为T_实际时，稳压器1的实际运行水位为L_实际，计算当冷却剂平均温度为T_实际时，稳压器1的运行水位上限值L_up，稳压器1的运行水位下限值L_dn，以及稳压器1的基准运行水位L；将L_实际与L_up和L_dn进行比较，判断L_实际是否在L_dn～L_up的范围内，若超过了L_up，则进行排水，直到稳压器1的实际运行水位L_实际达到基准水位运行值L时，停止排水；若超出了L_dn，则进行补水，直至稳压器1的实际运行水位L_实际达到基准水位运行值L时，停止补水。

本申请实施例得到的稳压器1的运行水位上限值L_up与运行水位下限值L_dn的范围设计合理，若稳压器1运行水位上限值和下限值的范围过宽，可能会导致稳压器1的蒸汽空间偏小，影响稳压器1的工作效果，以及导致稳压器1底部的电加热器露出水面，产生干烧的危险；若稳压器1运行水位上限值和下限值的范围过窄，就可能导致在负荷变化过程中较为频繁地出现排水、补水，不仅增加了放射性液体贮存与处理的负荷，也增大了海核平台放射性源项的量级和放射性水平，对海核平台的安全运行及管理产生不利影响。因此本申请实施例结合海核平台的系统配置和运行特点，给出能够包络稳压器1的冷却剂平均温度测量控制偏差、水位测量误差、正常负荷变化的稳压器1的运行水位的设计方法，以尽量减少具有放射性的冷却剂的排放量，提高海核平台的运行安全和核安全。

进一步的，步骤101中根据L₀和L₁₀₀，以及T₀和T₁₀₀，得到稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的关系，具体包括以下步骤：

201：根据冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状，确定稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的线性形状；

稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的线性形状，与冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状相同。

202：当冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为单一线段时，那么稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的线性形状也为单一线段：

(1)参见图3和图4所示，若稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的单一线段为水平线段，且冷却剂的平均温度为设定温度T_设时，那么稳压器1的基准运行水位L与冷却剂平均温度T之间的单一线段也为水平线段，且稳压器1的基准运行水位L与冷却剂平均温度T之间的关系为：

L＝L₁₀₀，T₀≤T≤T₁₀₀；

(2)参见图5和图6所示，若稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的单一线段为倾斜线段，那么稳压器1的基准运行水位L与冷却剂平均温度T之间的单一线段也为倾斜线段，稳压器1的基准运行水位L与冷却剂平均温度T之间的关系为：

且当T<T₀时，L＝L₀；当T>T₁₀₀时，L＝L₁₀₀。

203：参见图7和图8所示，当冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为k条线段，且k≥2时，那么稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的线性形状也为k条线段,且稳压器1的基准运行水位L与冷却剂平均温度T之间的关系如下：

式中：T₁、T₂、...T_k-1分别为各拐点的冷却剂的平均温度，L₁、L₂、...L_k-1分别为T₁、T₂、...T_k-1对应的基准运行水位值。

例如：当冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为两条线段，且在核动力装置负荷为30％时出现拐点，对应的冷却剂的平均温度为T₁，那么稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的线性形状也为两条线段,且稳压器1的基准运行水位L与冷却剂平均温度T之间的关系如下：

更进一步的：

参见图3和图4所示，若稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的单一线段为水平线段，且冷却剂的平均温度为设定温度T_设时，那么稳压器1的运行水位上限值L_up与T之间也为水平线段，且稳压器1的运行水位上限值L_up与T之间的关系如下：

L_up＝L_100,up,T₀≤T≤T₁₀₀；

参见图5和图6所示，若稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的单一线段为倾斜线段，那么稳压器1的运行水位上限值L_up与T之间也为倾斜线段，且稳压器1的运行水位上限值L_up与T之间的关系如下：

且当T<T₀时，L＝L_0,up；当T>T₁₀₀时，L＝L_100,up。

参见图7和图8所示，当冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为k线段，那么稳压器1的运行水位上限值L_up与冷却剂的平均温度T之间的线性形状也为k条线段,且稳压器1的运行水位上限值L_up与T之间的关系如下：

式中：L_1,up、L_2,up、...L_k-1,up分别为T₁、T₂、...T_k-1对应的运行水位上限值。

且当T<T₀时，L＝L_0,up；当T>T₁₀₀时，L＝L_100,up。

例如：当稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的线性形状为两条线段，拐点处对应的冷却剂的平均温度为T₁，基准运行水位为L₁，那么稳压器1的运行水位上限值L_up与冷却剂的平均温度T之间的线性形状也为两条线段,且稳压器1的运行水位上限值L_up与T之间的关系如下：

更进一步的：

参见图3和图4所示，若稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的单一线段为水平线段，且冷却剂的平均温度为设定温度T_设时，那么稳压器1的运行水位下限值L_dn与T之间也为水平线段，且稳压器1的运行水位下限值L_dn与T之间的关系如下：

L_dn＝L_100,dn,T₀≤T≤T₁₀₀；

参见图5和图6所示，若稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的单一线段为倾斜线段，那么稳压器1的运行水位下限值L_dn与T之间也为倾斜线段，且稳压器1的运行水位下限值L_dn与T之间的关系如下：

且当T<T₀时，L＝L_0,dn；当T>T₁₀₀时，L＝L_100,dn。

参见图7和图8所示，当冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为k线段，那么稳压器1的运行水位下限值L_dn与T之间的线性形状也为k条线段,且稳压器1的运行水位下限值L_dn与T之间的关系如下：

式中：L_1,dn、L_2,dn、...L_k-1,dn分别为T₁、T₂、...T_k-1对应的运行水位下限值。

且当T<T₀时，L＝L_0,dn；当T>T₁₀₀时，L＝L_100,dn。

例如：当稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的线性形状为两条线段，拐点处对应的冷却剂的平均温度为T₁，基准运行水位为L₁，那么稳压器1的运行水位下限值L_up与T之间的线性形状也为两条线段,且稳压器1的运行水位上限值L_up与T之间的关系如下：

优选的，步骤102中：根据冷却剂平均温度的测量控制偏差ΔT_m，计算L₀的上偏差ΔL_0,up1和下偏差ΔL_0,dn1，以及L₁₀₀的上偏差ΔL_100,up1和下偏差ΔL_100,dn1；具体包括以下步骤：

301：当冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为单一线段时，根据冷却剂平均温度的测量控制偏差ΔT_m，计算T₀的上限值T_0,up1和下限值T_0,dn1，以及T₁₀₀的上限值T_100,up1和下限值T_100,dn1；

关于ΔT_m的计算：根据冷却剂温度测量仪表的量程T_m、测量误差δ_Tm、变送器误差δ_Tt、信号采集误差δ_Tc，计算冷却剂平均温度测量误差

根据冷却剂平均温度测量误差ΔT_m1和平均温度控制死区绝对值δT_c，计算冷却剂平均温度测量控制偏差ΔT_m，ΔT_m＝ΔT_m1+δT_c；

并采用如下公式计算T_0,up1和T_0,dn1、以及T_100,up1和T_100,dn1：

302：根据T_0,up1和T_0,dn1，以及T_100,up1和T_100,dn1，分别计算L₀的上偏差ΔL_0,up1和下偏差ΔL_0,dn1，以及L₁₀₀的上偏差ΔL_100,up1和下偏差ΔL_100,dn1；

采用如下公式计算ΔL_0,up1和ΔL_0,dn1、以及ΔL_100,up1和ΔL_100,dn1：

式中：ρ₀为压力为P、温度为T₀对应的水的密度；ρ_0,up1为压力为P、温度为T_0,up1对应的水的密度；ρ_0,dn1为压力为P、温度为T_0,dn1对应的水的密度；ρ_s为压力为P对应的饱和水的密度；ρ_i为压力为P、温度为T_i对应的水的密度；ρ₁₀₀为压力为P、温度为T₁₀₀对应的水的密度；ρ_100,up1为压力为P、温度为T_100,up1对应的水的密度；ρ_100,dn1为压力为P、温度为T_100,dn1对应的水的密度；A为稳压器1的截面面积；V为反应堆冷却剂系统的净水容积。

303：当冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为k条线段时，根据冷却剂平均温度的测量控制偏差ΔT_m，计算T₀的上限值T_0,up1和下限值T_0,dn1、T_i的上限值T_i,up1和下限值T_i,dn1，以及T₁₀₀的上限值T_100,up1和下限值T_100,dn1；其中，T_i为第i个拐点的冷却剂的平均温度，i＝1......k-1；

采用如下公式计算T_0,up1和T_0,dn1、T_i,up1和T_i,dn1，以及T_100,up1和T_100,dn1：

304：根据T_0,up1和T_0,dn1、T_i,up1和T_i,dn1，以及T_100,up1和T_100,dn1，分别计算L₀的上偏差ΔL_0,up1和下偏差ΔL_0,dn1，L_i的上偏差ΔL_i,up1和下偏差ΔL_i,dn1，以及L₁₀₀的上偏差ΔL_100,up1和下偏差ΔL_100,dn1；其中，L_i为第i个拐点的稳压器1的基准运行水位。

采用如下公式计算ΔL_0,up1和ΔL_0,dn1、ΔL_i,up1和ΔL_i,dn1，以及ΔL_100,up1和ΔL_100,dn1：

式中：ρ_i,up1为压力为P、温度为T_i,up1对应的水的密度；ρ_i,dn1为压力为P、温度为T_i,dn1对应的水的密度。

优选的，步骤103中：计算由稳压器1瞬态运行所产生的瞬态水位上偏差ΔL_2,up2和瞬态水位下偏差ΔL_2,dn2，具体包括以下步骤：

401：获取在稳压器1的m个瞬态水位，以及各瞬态水位所对应的冷却剂的平均温度；记第j个冷却剂的平均温度为T_j，第j个瞬态水位为L_j，j＝1、2......m；

基于海核平台核动力系统仿真验证平台或全范围模拟机，开展满功率甩负荷到厂用电工况、满功率甩负荷到热停堆、从厂用电工况按照5％/min的速率升功率到满功率、从满功率按照5％/mi n的速率降功率到厂用电工况，将四种瞬态过程下，获取在稳压器1的m个瞬态水位，以及各瞬态水位所对应的冷却剂的平均温度；并按照温度、水位的顺序放置到同一张Excel表格中。

402：根据稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的关系，获取T_j对应的稳压器1的基准运行水位

403：计算L_j减

的差值ΔL_2,k，并选取所有的ΔL_2,k中正值的最大值作为ΔL_2,up2，选取所有的ΔL_2,k中负值的最小值的绝对值作为ΔL_2,dn2。

优选的，步骤106中：计算L₀的运行水位下限值L_0,dn和L₁₀₀的运行水位下限值L_100,dn，并得到稳压器1的运行水位下限值L_dn与T之间的关系之后，还包括以下步骤：

501：根据电加热器2顶部的水位值L_ht、稳压器1设计正常运行的横摇最大角度值θ_xm和纵摇最大角度值θ_ym，计算稳压器1修正水位下限值

采用如下公式计算

502：判断L_0,dn与

之间的大小；

503：当

时，将稳压器1的运行水位下限值L_dn与T之间的关系，作为稳压器1的实际运行水位下限值的判断依据。

当

时，根据

对稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的关系进行修正，对稳压器1的运行水位下限值L_dn与T之间的关系进行修正，以及对稳压器1的运行水位上限值L_up与T之间的关系进行修正。

具体的修正方式为：

(1)对稳压器1的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的关系进行修正：

将L₀和L₁₀₀分别修正为

和

其中：

(2)对稳压器1的运行水位下限值L_dn与T之间的关系进行修正：

将L_0,dn和L_100,dn分别修正为

和

其中：

以此类推，对L_1,dn、L_2,dn、...L_k-1,dn进行修正。

(3)对稳压器1的运行水位上限值L_up与T之间的关系进行修正：

将L_0,up和L_100,up分别修正为

和

其中：

以此类推，对L_1,up、L_2,up、...L_k-1,up进行修正。

最终得到修正后的稳压器1的修正基准运行水位

与冷却剂的平均温度T之间的关系，稳压器1的修正运行水位下限值

与T之间的关系，以及稳压器1的修正运行水位上限值

与T之间的关系，并根据修正运行水位下限值

与T之间的关系，判断是否需要补水，以及根据修正基准运行水位

与冷却剂的平均温度T之间的关系，判断是否停止补水；根据修正运行水位上限值

与T之间的关系，判断是否需要排水，以及根据修正基准运行水位

与冷却剂的平均温度T之间的关系，判断是否停止排水。

在本申请的描述中，需要说明的是，术语“上”、“下”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本申请和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本申请的限制。除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“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，可以是两个元件内部的连通。对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本申请中的具体含义。

需要说明的是，在本申请中，诸如“第一”和“第二”等之类的关系术语仅仅用来将一个实体或者操作与另一个实体或操作区分开来，而不一定要求或者暗示这些实体或操作之间存在任何这种实际的关系或者顺序。而且，术语“包括”、“包含”或者其任何其他变体意在涵盖非排他性的包含，从而使得包括一系列要素的过程、方法、物品或者设备不仅包括那些要素，而且还包括没有明确列出的其他要素，或者是还包括为这种过程、方法、物品或者设备所固有的要素。在没有更多限制的情况下，由语句“包括一个……”限定的要素，并不排除在包括所述要素的过程、方法、物品或者设备中还存在另外的相同要素。

以上所述仅是本申请的具体实施方式，使本领域技术人员能够理解或实现本申请。对这些实施例的多种修改对本领域的技术人员来说将是显而易见的，本文中所定义的一般原理可以在不脱离本申请的精神或范围的情况下，在其它实施例中实现。因此，本申请将不会被限制于本文所示的这些实施例，而是要符合与本文所申请的原理和新颖特点相一致的最宽的范围。

Claims (10)

1.一种海核平台稳压器运行水位的整定方法，其特征在于，其包括以下步骤：

根据稳压器(1)正常运行时的压力P、热态零功率时冷却剂的平均温度T₀和满功率时冷却剂的平均温度T₁₀₀，以及稳压器(1)的满功率基准水位L₁₀₀，计算所述稳压器(1)的热态零功率基准水位L₀；

根据L₀和L₁₀₀，以及T₀和T₁₀₀，得到稳压器(1)的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的关系；

根据冷却剂平均温度的测量控制偏差ΔT_m，计算L₀的上偏差ΔL_0,up1和下偏差ΔL_0,dn1，以及L₁₀₀的上偏差ΔL_100,up1和下偏差ΔL_100,dn1；

根据稳压器(1)水位测量仪表的量程L_m、理论误差ΔL_t、仪表误差δ_m和信号采集误差δ_c，计算水位测量误差附加水位值ΔL_m；

计算稳压器(1)的瞬态水位上偏差ΔL_2,up2和瞬态水位下偏差ΔL_2,dn2；

根据L₀、ΔL_0,up1、ΔL_2,up2和ΔL_m，以及L₁₀₀、ΔL_100,up1、ΔL_2,up2和ΔL_m，分别计算L₀的运行水位上限值L_0,up和L₁₀₀的运行水位上限值L_100,up，并得到稳压器(1)的运行水位上限值L_up与T之间的关系；

根据L₀、ΔL_0,dn1、ΔL_2,dn2和ΔL_m，以及L₁₀₀、ΔL_100,dn1、ΔL_2,dn2和ΔL_m，分别计算L₀的运行水位下限值L_0,dn和L₁₀₀的运行水位下限值L_100,dn，并得到稳压器(1)的运行水位下限值L_dn与T之间的关系；

利用稳压器(1)的运行水位上限值L_up与T之间的关系，以及稳压器(1)的运行水位下限值L_dn与T之间的关系，对稳压器(1)的实际运行水位进行整定。

2.如权利要求1所述的整定方法，其特征在于，根据L₁₀₀和L₀，以及T₀和T₁₀₀，得到稳压器(1)的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的关系，具体包括以下步骤：

根据冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状，确定稳压器(1)的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的线性形状；

当冷却剂的平均温度核动力装置负荷之间的线性形状为单一线段时：

若所述单一线段为水平线段，且冷却剂的平均温度为设定温度T_设时，稳压器(1)的基准运行水位L与冷却剂平均温度T之间的关系为：

L＝L₁₀₀，T₀≤T≤T₁₀₀；

若所述单一线段为倾斜线段，稳压器(1)的基准运行水位L与冷却剂平均温度T之间的关系为：

当冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为k条线段，且k≥2时，稳压器(1)的基准运行水位L与冷却剂平均温度T之间的关系如下：

式中：T₁、T₂、...T_k-1分别为各拐点的冷却剂的平均温度，L₁、L₂、...L_k-1分别为T₁、T₂、...T_k-1对应的基准运行水位值。

3.如权利要求2所述的整定方法，其特征在于：

若所述单一线段为水平线段，且冷却剂的平均温度为设定温度T_设时，稳压器(1)的运行水位上限值L_up与T之间的关系如下：

L_up＝L_100,up,T₀≤T≤T₁₀₀；

若所述单一线段为倾斜线段，稳压器(1)的运行水位上限值L_up与T之间的关系如下：

当冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为k条线段，稳压器(1)的运行水位上限值L_up与T之间的关系如下：

式中：L_1,up、L_2,up、...L_k-1,up分别为T₁、T₂、...T_k-1对应的运行水位上限值。

4.如权利要求2所述的整定方法，其特征在于：

若所述单一线段为水平线段，且冷却剂的平均温度为设定温度T_设时，稳压器(1)的运行水位下限值L_dn与T之间的关系如下：

L_dn＝L_100,dn,T₀≤T≤T₁₀₀；

若所述单一线段为倾斜线段，稳压器(1)的运行水位下限值L_dn与T之间的关系如下：

当冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为k条线段，稳压器(1)的运行水位下限值L_dn与T之间的关系如下：

式中：L_1,dn、L_2,dn、...L_k-1,dn分别为T₁、T₂、...T_k-1对应的运行水位下限值。

5.如权利要求2所述的整定方法，其特征在于，根据冷却剂平均温度的测量控制偏差ΔT_m，计算L₀的上偏差ΔL_0,up1和下偏差ΔL_0,dn1，以及L₁₀₀的上偏差ΔL_100,up1和下偏差ΔL_100,dn1；具体包括以下步骤：

当冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为单一线段时，根据冷却剂平均温度的测量控制偏差ΔT_m，计算T₀的上限值T_0,up1和下限值T_0,dn1，以及T₁₀₀的上限值T_100,up1和下限值T_100,dn1；

根据T_0,up1和T_0,dn1，以及T_100,up1和T_100,dn1，分别计算L₀的上偏差ΔL_0,up1和下偏差ΔL_0,dn1，以及L₁₀₀的上偏差ΔL_100,up1和下偏差ΔL_100,dn1；

当冷却剂的平均温度与核动力装置负荷之间的线性形状为k条线段时，根据冷却剂平均温度的测量控制偏差ΔT_m，计算T₀的上限值T_0,up1和下限值T_0,dn1、T_i的上限值T_i,up1和下限值T_i,dn1，以及T₁₀₀的上限值T_100,up1和下限值T_100,dn1；其中，T_i为第i个拐点的冷却剂的平均温度，i＝1......k-1；

根据T_0,up1和T_0,dn1、T_i,up1和T_i,dn1，以及T_100,up1和T_100,dn1，分别计算L₀的上偏差ΔL_0,up1和下偏差ΔL_0,dn1，L_i的上偏差ΔL_i,up1和下偏差ΔL_i,dn1，以及L₁₀₀的上偏差ΔL_100,up1和下偏差ΔL_100,dn1；其中，L_i为第i个拐点的稳压器(1)的基准运行水位。

6.如权利要求5所述的整定方法，其特征在于，采用如下公式计算T_0,up1和T_0,dn1、T_i,up1和T_i,dn1，以及T_100,up1和T_100,dn1：

7.如权利要求5所述的整定方法，其特征在于，采用如下公式计算ΔL_0,up1和ΔL_0,dn1、ΔL_i,up1和ΔL_i,dn1，以及ΔL_100,up1和ΔL_100,dn1：

式中：ρ₀为压力为P、温度为T₀对应的水的密度；ρ_0,up1为压力为P、温度为T_0,up1对应的水的密度；ρ_0,dn1为压力为P、温度为T_0,dn1对应的水的密度；ρ_s为压力为P对应的饱和水的密度；ρ_i为压力为P、温度为T_i对应的水的密度；ρ_i,up1为压力为P、温度为T_i,up1对应的水的密度；ρ_i,dn1为压力为P、温度为T_i,dn1对应的水的密度；ρ₁₀₀为压力为P、温度为T₁₀₀对应的水的密度；ρ_100,up1为压力为P、温度为T_100,up1对应的水的密度；ρ_100,dn1为压力为P、温度为T_100,dn1对应的水的密度；A为稳压器(1)的截面面积；V为反应堆冷却剂系统的净水容积。

8.如权利要求1所述的整定方法，其特征在于，计算稳压器(1)的瞬态水位上偏差ΔL_2,up2和瞬态水位下偏差ΔL_2,dn2，具体包括以下步骤：

获取稳压器(1)的m个瞬态水位，以及各瞬态水位所对应的冷却剂的平均温度；记第j个冷却剂的平均温度为T_j，第j个瞬态水位为L_j，j＝1、2......m；

根据稳压器(1)的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的关系，获取T_j对应的稳压器(1)的基准运行水位

计算L_j减

的差值ΔL_2,k，并选取所有的ΔL_2,k中正值的最大值作为ΔL_2,up2，选取所有的ΔL_2,k中负值的最小值的绝对值作为ΔL_2,dn2。

9.如权利要求1所述的整定方法，其特征在于，采用如下公式计算L_0,up和L_100,up，以及L_0,dn和L_100,dn：

L_0,up＝L₀+ΔL_0,up1+ΔL_m+ΔL_2,up2

L_100,up＝L₁₀₀+ΔL_100,up1+ΔL_m+ΔL_2,up2；

L_0,dn＝L₀-ΔL_0,dn1-ΔL_m-ΔL_2,dn2

L_100,dn＝L₁₀₀-ΔL_100,dn-ΔL_m-ΔL_2,dn2。

10.如权利要求1所述的整定方法，其特征在于，计算L₀的运行水位下限值L_0,dn和L₁₀₀的运行水位下限值L_100,dn，并得到稳压器(1)的运行水位下限值L_dn与T之间的关系之后，还包括以下步骤：

根据电加热器(2)顶部的水位值L_ht、稳压器(1)设计正常运行的横摇最大角度值θ_xm和纵摇最大角度值θ_ym，计算稳压器(1)修正水位下限值

判断L_0,dn与

之间的大小；

当

时，根据

对稳压器(1)的基准运行水位L与冷却剂的平均温度T之间的关系进行修正，对稳压器(1)的运行水位下限值L_dn与T之间的关系进行修正，以及对稳压器(1)的运行水位上限值L_up与T之间的关系进行修正。

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