CN204178730U - 压水堆核电站压力容器水位测量装置 - Google Patents
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Abstract
本实用新型公开了一种压水堆核电站压力容器水位测量装置,其包括至少两列冗余设计,每一列都包括一个差压计;所述差压计安装在安全壳的外部,并通过两根穿过安全壳的引压管线连接至压力容器的底部和顶部。与现有技术相比,本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置具有结构简单、运行和维护成本较低、可靠性高等优点。
Description
技术领域
本实用新型属于核电站安全监测领域,更具体地说,本实用新型涉及一种压水堆核电站压力容器水位测量装置。
背景技术
在三里岛事故之前,压水堆核电站一般通过稳压器水位仪表监测一回路水装量,但三里岛事故表明,如果压力容器内的冷却剂为汽液两相,则稳压器水位并不能真实地反映一回路实际水装量,错误的水装量信息可能导致操纵员对堆芯冷却状态的错误诊断,进而影响事故处理进程,使事故朝向恶化的方向发展。因此,在三里岛事故后,业界普遍认识到安装压力容器水位监测仪表设备的必要性,并开发出多种压力容器水位测量方法,其中,通过测量压力容器底部和顶部的差压来测量压力容器水位是较常用的一种方式。
在事故工况下,压力容器底部和顶部的差压受到多种因素的影响,包括压力容器内液相和汽相冷却剂高度引起的静压差、压力容器内冷却剂流动引起的动态压头损失等;而且,由于主泵是否运行以及不同的运行台数对压力容器内的冷却剂流动存在十分重要的影响,所以在通过测得的差压计算压力容器水装量的过程中,必须要考虑不同主泵运行条件下引入的动态压头损失。同时,事故后安全壳内环境的变化对差压的测量也会产生影响,比如,在发生安全壳内冷却剂失流事故时,通过破口的质能释放将导致安全壳内环境温度和放射性都升高,如果测量装置安装在安全壳内,测量仪表及其测量电缆就必须满足K1类(指安装在核反应堆安全壳内部,在正常环境条件下和在安全停堆地震载荷下以及在事故期间或事故之后仍能执行其规定的功能)鉴定要求;况且,安全壳内温度的升高将导致差压测量仪表内工质密度的变化,也会对差压测量仪表产生不利影响。
请参阅图1,现有核电站压力容器水位测量装置的测量机构包括A列和B列冗余设计(图1中仅示出了其中的一列),每一列都包括窄量程差压计10、宽量程差压计12和参考差压计14。窄量程差压计10的两根引压管线分别连接至压力容器20底部中心处和顶部的排气管线200,以测量主泵停运状态下压力容器20底部和顶部的差压;宽量程差压计12的数量为一个或多个,其与窄量程差压计10并联,以应对主泵运行时冷却剂在压力容器20内流动引入的较大压力损失,保证能够在满足测量精度要求的前提下覆盖更广的测量范围。参考差压计14安装在独立的回路上,用于补偿安全壳22内环境恶化时对测量管线的影响。参考差压计14安装有与宽量程压差计12、窄量程差压计10位置完全一样的密封柱体,并被加压到一定压力以避免事故工况下液柱内的液体沸腾。使用时,需要预先通过校验试验测定不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的动态压头损失系数,然后利用该系数与测得的差压信号一起计算出压力容器水位。
但是,上述核电站压力容器水位测量装置所使用的压差计10、12、14均安装在安全壳22内部,因此它们本身以及相关的测量电缆都必须满足K1类鉴定要求,费用相对高昂。更重要的是,由于宽量程差压计12需要覆盖所有的主泵运行状态,而数据计算过程中所必需的动态压头损失系数只能通过校验试验获得,也就是说,需要分别在冷停堆和热停堆工况下,考虑不同主泵运行条件,通过校验试验测定动态压头损失系数。如果核电站的三个环路各配置一台主泵,则单是主泵运行条件就可能有所有主泵停运、仅一台主泵运行(共有三种情形)、两台主泵运行(共有三种情形)、三台主泵运行等近10种不同的情形,这导致在每次换料大修期间均需执行大量校验试验,完成这些试验需要大约一天时间,以致成为了制约大修工期的关键路径。再者,参考差压计14安装在独立的回路上,压力容器水位测量装置并不监测该独立回路的完整性,如果该独立回路发生破口,操纵员将很难及时发现,因此,在宽量程压差计12、窄量程差压计10测量回路保持完整时,破口导致的独立回路泄压将会对压力容器水位测量引入附加的误差。
有鉴于此,确有必要提供一种校验简单且结果可靠的压水堆核电站压力容器水位测量装置。
实用新型内容
本实用新型的目的在于:提供一种简化的压水堆核电站压力容器水位测量装置,以降低成本并简化校验过程,同时提高测量结果的准确性。
为了实现上述实用新型目的,本实用新型提供了一种压水堆核电站压力容器水位测量装置,其包括至少两列冗余设计,每一列都包括一个差压计;所述差压计安装在安全壳的外部,并通过两根穿过安全壳的引压管线连接至压力容器的底部和顶部。
作为本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置的一种改进,所述每一列有且仅有一个压差计,压差计为窄量程压差计。
作为本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置的一种改进,所述两根引压管线分别通过贯穿件穿过安全壳。
作为本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置的一种改进,所述两根引压管线穿过的贯穿件分别与压力容器底部和顶部的水平高度保持一致,使两个贯穿件在垂直方向上的高度差等于压力容器的高度。
作为本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置的一种改进,所述两根引压管线中的一根连接至压力容器顶部的排气管线,其所穿过的贯穿件的水平高度与压力容器顶部的水平高度保持一致。
作为本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置的一种改进,所述两根引压管线中的另一根连接至压力容器底部中心处,其所穿过的贯穿件的水平高度与压力容器底部的水平高度保持一致。
作为本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置的一种改进,所述每条引压管线都在安全壳外侧位置上设有隔离阀,并在安全壳内侧位置上设有逆止阀或隔离阀;这些隔离阀和逆止阀都尽量靠近安全壳设置。
作为本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置的一种改进,所述压水堆核电站压力容器水位测量装置还包括利用窄量程差压计的测量结果对压力容器水位进行计算的数据处理系统。
作为本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置的一种改进,所述压水堆核电站压力容器水位测量装置还包括对压力容器水位进行显示的水位显示装置。
作为本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置的一种改进,所述水位显示装置包括数值显示屏和高度显示屏;数值显示屏提供压力容器水位的数值显示;高度显示屏以柱状图的形式显示出水位信息,并标识出关键的几个水位阈值。
与现有技术相比,本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置具有结构简单、运行和维护成本较低、可靠性高等优点。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式,对本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置及其有益效果进行详细说明。
图1为现有压水堆核电站压力容器水位测量装置的测量机构的单列结构示意图。
图2为本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置的测量机构的单列结构示意图。
图3为本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置的水位显示装置的结构示意图。
具体实施方式
为了使本实用新型的目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰,以下结合附图和具体实施方式,对本实用新型进行进一步详细说明。应当理解的是,本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本实用新型,并非为了限定本实用新型。
本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置用于测量主泵停运状态下的压力容器水位,其包括测量机构、数据处理系统和水位显示装置;其中,测量机构采用A列和B列冗余设计。
请参阅图2,测量机构的每一列都仅包括一个窄量程差压计30。窄量程差压计30安装在安全壳40的外部,并通过两根穿过安全壳40的引压管线32、34连接至压力容器42的顶部和底部,以测量压力容器42内冷却剂液相和汽相高度产生的静压。为了保证安全壳40的密封性能,两根引压管线32、34分别通过贯穿件320、340穿过安全壳40。
其中,第一根引压管线32连接至压力容器42顶部的排气管线420,其所穿过的贯穿件320的水平高度与压力容器42顶部的水平高度保持一致;第二根引压管线34连接至压力容器42底部中心处,其所穿过的贯穿件340的水平高度与压力容器42底部的水平高度保持一致。因此,两个贯穿件320、340在垂直方向上的高度差等于压力容器42的高度。这样的布置方式可以消除事故后安全壳40内环境恶化对压力容器42顶部和底部差压测量的影响,也就不再需要安装参考差压计回路作为补偿。
为了满足安全壳隔离的设计要求,每条引压管线32、34都在安全壳40内、外位置上分别设置隔离阀322、324、342、344,这些隔离阀322、324、342、344的位置都尽量靠近安全壳40,以便满足单一故障准则。当然,在其他实施方式中,两条引压管线32、34中的一条或两条也可以改为在安全壳内侧设置逆止阀、同时在安全壳外侧设置隔离阀的方式,同样可以满足相关要求。
本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置的数据处理系统是利用窄量程差压计30的测量结果对压力容器水位进行计算的。
在主泵停运状态下,压力容器水位的测量代表了坍塌水位,也就是液相和汽相分开的情形下液体的高度;压力容器水位以液相冷却剂在压力容器内所占的百分比给出,用于计算压力容器水位的公式如下所示:
其中,h为以百分比形式给出的压力容器水位,ρl为堆芯冷却剂液相的密度,ρv为水蒸汽的密度,ΔPC为通过窄量程差压计30测得的当前状态下反应堆压力容器内的实际差压值;ΔPC100为在当前测量到的反应堆温度、压力以及主泵停运状态下且反应堆压力容器内充满液态水时,理论上测得的差压值;
ΔPC100的计算公式为:ΔPC100=ρlg(HC-HD)+ρ'lgHD;
其中:HC为压力容器总高度,HD为压力容器顶盖高度,ρ'l为压力容器顶盖处的冷却剂液相密度,g为重力加速度;ρl和ρ'l根据水的物性的经验公式计算。
请参阅图3,本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置的水位显示装置包括数值显示屏50和高度显示屏52。其中,数值显示屏50提供压力容器水位的数值显示;高度显示屏52以柱状图的形式显示出水位信息,并标识出关键的几个水位阈值,如ToV(压力容器顶部)、THL(热管段顶部)、BHL(热管段底部)、ToC(堆芯顶部)、BoC(堆芯底部)等,以直观地反映压力容器内的水装量情况,方便操纵员使用。此外,在监测到测量失效(如仪表断线故障等)时,水位显示装置能够给出测量失效的指示,同时数值显示屏50显示出“上一刻的有效值”。
通过以上描述可知,本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量装置通过测量压力容器42底部和顶部的差压来计算压力容器42内的水装量,使操纵员可以连续地监测事故后主泵停运状态下压力容器42内水位的演变趋势。
与现有技术相比,本实用新型压水堆核电站压力容器水位测量至少具有以下优点:
1)结构简单。本实用新型仅在安全壳40外安装有一台差压计30,结构远比现有技术简单,而且取消了参考差压计回路,消除了安全壳内环境恶化对压力容器水位测量的不利影响;
2)费用较低。本实用新型仅有的一台差压计30是安装在安全壳40外的,因此该差压计30及其测量电缆都不再需要满足K1类鉴定要求,能够节约设备投资和后续的运行维护费用;
3)计算过程简单。简化后的测量装置使得计算过程仅涉及水密度经验公式,许多原有参数(包括主泵运行台数、动态压头损失系数等)无需再参与压力容器水位的计算,从而提高了水位测量的响应时间,降低了对计算装置硬件配置的要求;
4)校验过程简单。由于动态压头损失系数已不再参与压力容器水位的计算,因此简化后的测量装置也就不再需要校验主泵运行时的动态压头损失系数,仅需在主泵停运的条件下对差压计30进行标定试验即可,这能够节约大约一天的大修工期,大幅提高了核电站的可用率,为核电站带来显著的经济效益。
根据上述说明书的揭示和教导,本实用新型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,本实用新型并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式,对本实用新型的一些修改和变更也应当落入本实用新型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,并不对本实用新型构成任何限制。
Claims (10)
1.一种压水堆核电站压力容器水位测量装置,其包括至少两列冗余设计,每一列都包括一个差压计;其特征在于:所述差压计安装在安全壳的外部,并通过两根穿过安全壳的引压管线连接至压力容器的底部和顶部。
2.根据权利要求1所述的压水堆核电站压力容器水位测量装置,其特征在于:所述每一列有且仅有一个压差计,压差计为窄量程压差计。
3.根据权利要求1所述的压水堆核电站压力容器水位测量装置,其特征在于:所述两根引压管线分别通过贯穿件穿过安全壳。
4.根据权利要求3所述的压水堆核电站压力容器水位测量装置,其特征在于:所述两根引压管线穿过的贯穿件分别与压力容器底部和顶部的水平高度保持一致,使两个贯穿件在垂直方向上的高度差等于压力容器的高度。
5.根据权利要求4所述的压水堆核电站压力容器水位测量装置,其特征在于:所述两根引压管线中的一根连接至压力容器顶部的排气管线,其所穿过的贯穿件的水平高度与压力容器顶部的水平高度保持一致。
6.根据权利要求5所述的压水堆核电站压力容器水位测量装置,其特征在于:所述两根引压管线中的另一根连接至压力容器底部中心处,其所穿过的贯穿件的水平高度与压力容器底部的水平高度保持一致。
7.根据权利要求1至6中任一项所述的压水堆核电站压力容器水位测量装置,其特征在于:所述每条引压管线都在安全壳外侧位置上设有隔离阀,并在安全壳内侧位置上设有逆止阀或隔离阀;这些隔离阀和逆止阀都尽量靠近安全壳设置。
8.根据权利要求1至6中任一项所述的压水堆核电站压力容器水位测量装置,其特征在于:所述压水堆核电站压力容器水位测量装置还包括利用窄量程差压计的测量结果对压力容器水位进行计算的数据处理系统。
9.根据权利要求1至6中任一项所述的压水堆核电站压力容器水位测量装置,其特征在于:所述压水堆核电站压力容器水位测量装置还包括对压力容器水位进行显示的水位显示装置。
10.根据权利要求9中任一项所述的压水堆核电站压力容器水位测量装置,其特征在于:所述水位显示装置包括数值显示屏和高度显示屏;数值显示屏提供压力容器水位的数值显示;高度显示屏以柱状图的形式显示出水位信息,并标识出关键的几个水位阈值。
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Date | Code | Title | Description |
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C14 | Grant of patent or utility model | ||
GR01 | Patent grant | ||
CF01 | Termination of patent right due to non-payment of annual fee | ||
CF01 | Termination of patent right due to non-payment of annual fee |
Granted publication date: 20150225 |