[发明专利]核电反应堆的压力容器水位的测量方法、系统及核电反应堆设备

说明书

本发明属于核电设备检测技术领域，公开了一种核电反应堆的压力容器水位的测量方法、系统及核电反应堆设备。核电反应堆的压力容器水位的测量方法，包括以下步骤：计算在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；将计算的压损系数进行线性拟合处理以获取动态压损系数；根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对动态压损系数进行修正处理以获取修正的动态压损系数；根据修正的动态压损系数计算压力容器满水状态时的差压；以及根据计算的压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。相对于现有技术，本发明核电反应堆的压力容器水位的测量方法可提高核电反应堆压力容器水位测量的精确度和可靠性。

技术领域

本发明属于核电设备检测技术领域，更具体地说，本发明涉及一种核电反应堆的压力容器水位的测量方法、系统及核电反应堆设备。

背景技术

在核电反应堆技术领域中，通过对核电反应堆的压力容器水位进行精确测量，为核电厂操纵员提供堆芯冷却状态的实时数据。

现有对核电反应堆的压力容器水位的测量，通常通过测量压力容器底部和顶部的差压、或使用热电偶测量固定水位而实现。但是，热电偶测量固定水位的方式无法实时监测和跟踪压力容器水位的变化趋势，而通过测量压力容器底部和顶部的差压的方式，主泵运行条件下的压损系数是由热停堆状态下的校验试验而获得的固定数值，无法计算冷热停堆状态下的压损系数，因此压力容器水位的测量并不能够准确地表明当前压力容器内实际的水位状态，同时该方式也无法对余热排出系统运行引入的动压损失进行计算和修正，导致现有核电反应堆的压力容器水位计算测量的精准度和可靠性较低。

有鉴于此，确有必要提供一种核电反应堆的压力容器水位的测量方法、系统及核电反应堆设备，以解决现有核电反应堆的压力容器水位计算测量的精准度和可靠性较低的技术问题。

发明内容

本发明的目的在于：克服现有技术的缺陷，提供一种核电反应堆的压力容器水位的测量方法、系统及核电反应堆设备，以解决现有核电反应堆的压力容器水位计算测量的精准度和可靠性较低的技术问题。

根据本发明的一个实施例，提供一种核电反应堆的压力容器水位的测量方法，其包括以下步骤：计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；计算在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；将计算的在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数进行线性拟合处理，以获取核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数；根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对获取的核电反应堆在不同主泵运行条件下的动态压损系数进行修正处理，以获取修正的动态压损系数；根据获取的修正的动态压损系数计算核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压；以及根据计算的核电反应堆在不同主泵运行条件下压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。

优选的，所述获取在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数，包括：计算核电反应堆在冷停堆状态下双列余热排出系统运行时因冷却剂自重产生的静压ΔP_0AAF；在不同主泵运行条件下获取核电反应堆差压变送器测量值ΔPm，并根据获取的差压变送器测量值ΔPm和计算的静压ΔP_0AAF计算在不同主泵运行条件下的动压损失：ΔP_DYNF＝ΔPm-ΔP_0AAF；根据三台主泵运行条件下流量Q_3RCP和余热排出系统流量Q_2RHRS和计算的三台主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNF(30)计算余热排出系统运行引入的动压损失：以及根据计算的在不同主泵运行条件下的动压损失ΔP_DYNF和计算的余热排出系统运行引入的动压损失ΔP_2RHRS计算在冷停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数：C_DYNF＝ΔP_DYNF-ΔP_2RHRS。