压水堆核电站堆芯水位测量原理

压水堆核电站配置有一套完善的堆芯水位测量装置,用于全范围的监测堆芯水位,以便在正常工况、失水事故工况下实时监测堆芯淹没情况,特别是在失水事故情况下,对堆芯水位的准确测量和显示是反应堆操纵员控制机组在安全状态的重要保障。本文以大亚湾M310型压水堆核电站的堆芯水位测量为例,介绍其测量原理及具体应用。

CPR1000核电机组堆芯水位监测系统及其调试

CPR1000核电机组反应堆堆芯水位监测系统是反应堆发生LOCA事故后监测堆芯淹没状态的重要系统,由其测量的水位直接用于反应堆事故规程的导向。本文对该系统的测量原理、系统构成进行了详细的介绍,通过对CPR1000核电机组首台机组的调试,实现了该系统的首次自主化调试的目标。

压水堆核电站堆芯水位探测器的研制和试验

为适应先进压水堆核电站堆芯水位监测的需要,运用加热式热电偶水位传感器原理,用加热的导热块作为水位敏感元件,研制成功了基于导热块的压水堆核电站堆芯水位探测器,并进行了初步试验。在常温常压空气-水环境中的初步试验表明,在尺寸为Ф7.5×1.0的探测器承压管内放置加热与不加热的导热块,用来监测管外水位的变化是可行的,为进一步研发满足先进压水堆核电站堆芯水位监测的探测器打下了良好的基础。

MLOCA瞬态堆芯水位监测有效性分析

为了验证中国改进型百万千瓦级(CPR1000)核电站在一回路中等破口失水事故(MLOCA)工况下堆芯冷却监视系统(CCMS)测量的有效性,及定量分析控制系统中反应堆冷却剂泵(简称:主泵)状态的2种判定方法导致的水位计算差异,对CCMS测量原理进行了分析。以RELAP5-3D程序对CPR1000机组进行热工水力建模、使用虚拟数字化控制系统(DCS)模拟其控制逻辑,定量计算了在这2种主泵状态判定方法中CCMS输出水位及其误差,并分析了误差产生的原因。结果表明:2种方案都会引入较大的水位误差,结合状态导向法事故处理程序(SOP)分析,可能使操纵员对堆芯水位判断产生一定的误导。

核电站堆芯水位测量原理

压水堆核电站配置有一套完善的堆芯水位测量装置,用于全范围的堆芯水位监测。以便在正常工况、失水事故工况下实时监测堆芯淹没情况,特别是在失水事故情况下,对堆芯水位的准确测量尤为重要,为操作员提供压力容器内部燃料被水覆盖的情况,使操作员能准确的进行下一步事故处理。

6000型水位测量仪表测量偏差分析与处理

6000型堆芯水位测量仪表用于反应堆正常充、排水期间为操作员提供反应堆水位信息,在反应堆发生冷却剂丧失事故时监测反应堆堆芯淹没情况,保证机组安全。某核电机组6000型堆芯水位测量仪表正负压侧安装高度与设计存在偏差,导致测量的结果不满足设计要求,影响堆芯水位测量的准确性。由于安全壳内环境温度是变化量,导致仪表毛细管内液体重度也随温度的变化而变化,因此不能采用常规仪表恒定密度的迁移方式。对高度差产生的测量偏差进行理论分析,根据分析结果对堆芯水位和参考水位仪表分别采取恒定迁移量和等比例迁移两种迁移方式。经验证结果表明,迁移后的仪表测量的准确性满足设计要求。恒定迁移量和等比例迁移方法能够为其他变量密度的仪表迁移方式提供借鉴。

秦山核电二期堆芯温度水位测量系统改造

秦山核电二期1、2号机组堆芯温度水位测量系统自投用以来已运行10余年时间,由于国外生产厂家倒闭,备件供应和技术服务已停止多年。本文着重介绍了改造背景、实施效果及实施过程遇到的问题,通过对堆芯冷却监测机柜升级替换,能够从根本上解决旧系统中出现的备件短缺问题,恢复设备可用性。同时,新系统采用多重冗余,具有模拟系统所不具备的自诊断功能、高可靠性、高精度等优点。

AP1000核电厂SGTR事故工况下CMT水位分析

本文使用LOFTTR2AP-1.6程序分析了AP1000核电厂在蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故工况下堆芯补水箱(CMT)的水位变化情况。分析结果表明,即使在极端的情况下,SGTR工况也不会导致CMT的水位下降到触发自动卸压系统(ADS)动作的整定值,不会导致更为严重的瞬态,符合压水堆用户要求文件(URD)的规定。