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R H R S 运行和蒸汽发生器堵管对压力容器水位测量影响分析

作者:张 伟 日期:2014-05-08 09:58 来源:中国科技博览
(湖南桃花江核电有限公司 湖南 益阳 413000)
[摘 要]CPR1000核电站堆芯冷却监测系统CCMS通过测量反应堆压力容器底部和顶部的差压实现压力容器水位L VSL的测量。为了分析余热排出系统
RHRS的运行状态以及蒸汽发生器堵管对LVSL测量的影响,基于CCMS L VSL测量原理,推导出误差计算公式并进行量化计算,计算结果表明这两种现象对L
VSL测量引入的误差均不会超过5%,可以忽略。
[关键词]堆芯冷却 压力容器水位 误差 蒸汽发生器堵管
中图分类号:TL363 文献标识码:A 文章编号:1009-914X(2014)17-0287-02
Analysis of the impact on vessel water level
measurement due to RHRS operation and steam
generator plugging
Zhang Wei
(CNNC Hunan Taohuajiang Nuclear Power Engineering Company,Ltd,Yiyang of Hunan Prov.413000,China)
[Abstract]CCMS (Core Cooling and Monitoring System) of CPR1000 nuclear power plants measures the pressure difference between reactor
vessel top and bottom to realize the reactor vessel water level (L VSL) measurement. Based on the measurement principal of CCMS L VSL, for the
analysis of impact on vessel water level measurement due to RHRS operation and steam generator plugging, the article deduces the equation of
error and calculates it. The result shows that the uncertainty induced by RHRS operation and steam generator plugging can be ignored.
[Key words]Core cooling; Vessel water level; Error; Steam generator plugging
1 引言
三哩岛事故使人们认识到安装压力容器水位L VSL监测仪表设备的必要
性,通过L VSL测量可以监测或预期一回路冷却剂的较大丧失,以避免发展到
堆芯裸露和燃料包壳过热。CPR1000核电站堆芯冷却监测系统CCMS(Core
Cooling and Monitoring System)主要为状态导向法事故运行程序SOP(State
Oriented Procedure)中一回路的两个状态功能:一回路水装量(由压力容器水
位L VSL体现)、一回路压力和温度(由堆芯出口冷却剂的过冷度?Tsat体现)
提供监测手段[1]。CCMS通过测量压力容器上下部的差压计算L VSL,余热排
出系统RHRS的运行状态和蒸汽发生器堵管现象会对一回路冷却剂的流动产
生影响,进而影响到压力容器内部的动压损失,为L VSL测量引入误差,本文
对该误差尽量量化计算,并分析它们的影响。
2 L VSL测量原理及误差分析
2.1 L VSL测量原理
CPR1000核电站CCMS L VSL测量使用差压变送器,通过堆芯仪表系统
RIC仪表管与压力容器底部相连,通过压力容器排气管线与压力容器顶部相
连,测量压力容器内部的差压?P。L VSL是以液态水在反应堆压力容器中所占
的体积份额的形式给出。不论主泵的运行状态如何,CCMS L VSL测量公式
如下[2]:
100 100
1
C v
C l
v
l
P
h P







 
 (1)
式中: l

为堆芯液相的密度(kg/m3), v  为水蒸汽的密度(kg/m3), C P
为通过差压变送器测得的当前状态下反应堆压力容器内的实际差压值 (MPa);
C100 P 为在当前测量到的反应堆温度、压力以及相同的主泵运行台数下且反应
堆压力容器内充满液态水时,理论上测得的差压值 (MPa)。
C100 P 通过下式计算:
  0
100 ' ( ) l
C l D l D j
cal
P H H H g C

 

     (2)
式中: 'l  为压力容器顶部液相密度 (kg/m3), H 压力容器高度(m), HD
为压力容器顶部的高度(m), cal  为标准状态下的液相密度 (kg/m3),g为重力
加速度(m/s2), 0j
C 为不同的主泵运行台数下的动态压头损失(MPa),j代表主泵
运行的台数,当所有主泵停运时, 0j
C 为0。
2.2 误差分析方法
LOCA后的一些物理现象对主要影响式(1)中的 C P ,为了简化分析,使用
(PC)代表 C P 的变化。误差 h可以由下式计算:
100
100 ( )
1
C
v C
l
h P
 P

     
  
  
 
(3)
3 RHRS运行状态对L VSL测量的影响
公式(2)中的 0j
C 代表了不同主泵运行条件下的压力容器满水状态时的动
压损失,L VSL测量的标定试验在压力温度可控的条件下进行,在冷停堆(60
℃,2.5MPa)工况和热停堆工况(286℃,15.5MPa)下,分别测得压力容器内的
动压损失, 0j
C 由它们的平均值决定。
在冷停堆工况,两列RHRS均投入运行,在热停堆工况,两列RHRS均退出
运行。因此,可以近似认为 0j
C 对应于一列RHRS运行时的动压损失。当两列
RHRS运行时,压力容器内的冷却剂流量高于 0j
C 所对应的流量,相当于引入了
一部分附加的动压损失,L VSL测量被高估,相反,两列RHRS均退出运行时,
L VSL测量被低估。
0j
C 可由下式近似计算:
0 2
2 1
(1 ) 1 ( )
2 j dyn cal TOT RHRS
C P RHRS K W W
A
      (4)
其中, (1 ) dyn P RHRS 代表了一列RHRS运行时的压力容器内的动压损失
(MPa), K 为压力容器内的阻力系数, A 为压力容器内的流动截面(m2), TOT W
为环路总的冷却剂体积流量(m3/s), W1RHRS为一列RHRS的体积流量(m3/s)。
对CPR1 0 00核电站, W1RHRS =0. 2 5 3m3/s,而 TOT W = 6 . 3 4 m 3/ s ,
1RHRS TOT W 􀀀 W ,则一列RHRS运行时的动压损失可简化为:
2 1
2
(1 ) 1 (1 2 )
2
RHRS
dyn TOT cal
TOT
P RHRS K W W
A W
      (5)
同样地,两列RHRS运行条件下的动压损失 (2 ) dyn P RHRS 和两列RHRS
退出运行时的动压损失 (0 ) dyn P RHRS 可分别由下式近似计算:
2 1
2
(2 ) 1 (1 4 )
2
RHRS
dyn TOT cal
TOT
P RHRS K W W
A W
      (6)
2
2
(0 ) 1
dyn 2 TOT cal
P RHRS K W
A
    (7)
由(5)、(6)和(7)可以得到:
( ) (2 ) (1 ) (0 ) (1 ) 2 1 0 RHRS
C dyn dyn dyn dyn j
TOT
P P RHRS P RHRS P RHRS P RHRS W C
W
            (8)
将式(8)带入式(3),可得到 h的计算公式:
   
  ( 9)
依据公式(9)计算热停堆工况不同主泵运行条件下的 h,结果如表1所示:
表1 RHRS运行对L VSL测量引入的误差
在机组实际运行时,考虑RHRS启动之后一回路冷却剂阻力的轻微变化,
RHRS运行时的压力容器内的流量稍低于RHRS不运行时的压力容器内流量
和RHRS流量的和。从这个角度看,这些计算结果是保守的。从机组运行的角度
考虑,RHRS运行对L VSL测量引入的不超过3%的误差可以忽略。
4 蒸汽发生器堵管对L VSL测量的影响
蒸汽发生器堵管会导致蒸汽发生器内一回路流体流动截面面积减小,导致
蒸汽发生器内一回路压力损失增加。此外,由于蒸汽发生器换热面积减小,在一
二回路的功率交换和平均温度不变的情况下,会导致堆芯入口和出口冷却剂温
差的增加,继而导致冷端温度降低。这两个效应都会使一回路压力损失增加,继
而导致一回路流量的降低。
堵管后,若不对 0j
C 重新校验,会导致对L VSL的高估。当3台主泵运行时,
该影响最为明显。压力容器内的冷却剂流量可视为蒸汽发生器堵管率的函数,
考虑到动压损失与流量的平方成正比关系,参考公式(8),可以得到:
0
3
100
2 100
1 v C
l
h W C
W  P


   
  ( 10)
其中, W 代表蒸汽发生器堵管前的一回路冷却剂流量(m3/s), W代表蒸
汽发生器堵管所导致的一回路冷却剂流量的变化(m3/s)。
计算3台主泵运行条件下,3台SG每台SG堵管率为10%和只有1台蒸汽发生
器堵管,堵管率为10%时的L VSL测量误差,结果如表2所示:
表2 蒸汽发生器堵管对L VSL测量引入的误差
这里假设10%的堵管率是保守的,对机组实际运行情形,过高的堵管率需
要人为将机组停运,在停运后的启动过程中对 0j
C 重新进行校验,从而可以消除
蒸汽发生器堵管的影响。
5 结论
本文对RHRS运行和蒸汽发生器堵管对L VSL测量引入的误差进行了量
化计算,主要有如下结论:(1)RHRS的运行或停运可能导致对L VSL测量的
高估或低估,其引入的误差最大不超过3%,可以忽略;(2)对蒸汽发生器堵管,
在3台蒸汽发生器堵管10%的情形下对L VSL测量最大可引入4.2%的误差,该
误差可以通过机组重新启动时对动压损失的重新校验而消除。
参考文献
[1] 张锦浙.状态导向法事故处理程序.大亚湾核电,2007,46(4):45-48.
[2] 何正熙,余俊辉,李小芬,苟拓. SOP规程下堆芯冷却监测系统的设计.
核动力工程,2012(5):107-110.
作者简介
张伟(1980—),男,工程师。2006年毕业于清华大学,获工学硕士学位。现主
要从事核电厂设备采购和调试工作。地址:湖南省益阳市长益路36号湖南桃花
江核电有限公司 邮编:413000。email:[email protected] 手机号:
13511100597

 


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