[发明专利]核电厂贮水箱液位开关校验装置及方法

说明书

本发明公开了一种核电厂贮水箱液位开关校验装置及方法，所述校验装置包括：临时储水箱，其出水管线与液位柱的顶端和底端分别连接，用于为液位柱的充排水提供储存容器；计量泵，设于临时储水箱的出水管线上，用于为液位柱充水；临时液位计，与液位柱平行设置，且底部与液位柱的底部连接，用于监视液位柱中的液位；数据采集与处理装置，用于实时采集所述多个液位开关和液位监视表的信号，并对信号进行处理、显示和存储。与现有技术相比，本发明解决了原有校验方式存在的校验精度低、校验结果不可信、校验风险及成本高的问题，提高了贮水箱液位开关校验工作效率，减少了人因失误，同时也减少了因液位开关多次校验带来的影响机组安全运行的风险。

技术领域

本发明属于核电厂调试领域，更具体地说，本发明涉及一种核电厂贮水箱液位开关校验装置及方法。

背景技术

辅助给水系统(ASG)作为蒸发器给水备用系统，在丧失主给水时，向蒸发器二次侧提供给水。在反应堆启动和反应堆冷却剂系统升温、核电机组热停堆、将反应堆冷却到余热排出系统(RRA)投入运行时代替主给水系统(ARE)和启动给水系统(APD)运行；辅助给水系统属于专设安全设施，在任一正常给水系统(APA、APD、ARE)发生故障时，辅助给水系统运行，导出反应堆堆芯余热，直到反应堆冷却剂系统达到余热排出系统可投入的状态。

辅助给水系统的贮水箱(即辅助给水箱)ASG001BA是一个具有一定水质要求的永久性贮水箱，它能承受安全停堆地震(SSE)，属于安全3级。在核电厂失去主给水同时失去场外电源时，反应堆紧急停堆后至少2小时的热停堆(反应堆冷却剂的温度为291℃)需要ASG001BA给蒸发器(SG)提供238m³冷却水，随后反应堆由热停堆状态转换至连接RRA状态(反应堆冷却剂的温度低于180℃)需ASG001BA给SG提供522m³冷却水；在主给水管道破裂后对管道破口进行隔离期间需要ASG001BA给SG提供125m³冷却水，随后对一回路进行硼化，反应堆处于热停堆状态(反应堆冷却剂的温度为291℃)需ASG001BA给SG提供440m³冷却水，反应堆由热停堆状态转换至连接RRA状态(反应堆冷却剂的温度低于180℃)需ASG001BA给SG提供350m³冷却水；如主给水管道破裂叠加场外电源丧失，反应堆紧急停堆至连接至RRA状态，需要ASG001BA给SG提供930m³冷却水。因此基于反应堆的安全性要求，对辅助给水箱安全准则要求为：“在反应堆紧急停堆之后，为保证机组可过渡至RRA工况，辅助给水箱ASG001BA 所需的最小有效容积为790m³。”