核電反應堆的壓力容器水位的測量方法、系統及核電反應堆設備與流程
本發明屬于核電設備檢測技術領域，更具體地說，本發明涉及一種核電反應堆的壓力容器水位的測量方法、系統及核電反應堆設備。
背景技術：
在核電反應堆技術領域中，通過對核電反應堆的壓力容器水位進行精確測量，為核電廠操縱員提供堆芯冷卻狀態的實時數據。
現有對核電反應堆的壓力容器水位的測量，通常通過測量壓力容器底部和頂部的差壓、或使用熱電偶測量固定水位而實現。但是，熱電偶測量固定水位的方式無法實時監測和跟蹤壓力容器水位的變化趨勢，而通過測量壓力容器底部和頂部的差壓的方式，主泵運行條件下的壓損系數是由熱停堆狀態下的校驗試驗而獲得的固定數值，無法計算冷熱停堆狀態下的壓損系數，因此壓力容器水位的測量并不能夠準確地表明當前壓力容器內實際的水位狀態，同時該方式也無法對余熱排出系統運行引入的動壓損失進行計算和修正，導致現有核電反應堆的壓力容器水位計算測量的精準度和可靠性較低。
有鑒于此，確有必要提供一種核電反應堆的壓力容器水位的測量方法、系統及核電反應堆設備，以解決現有核電反應堆的壓力容器水位計算測量的精準度和可靠性較低的技術問題。
技術實現要素：
本發明的目的在于：克服現有技術的缺陷，提供一種核電反應堆的壓力容器水位的測量方法、系統及核電反應堆設備，以解決現有核電反應堆的壓力容器水位計算測量的精準度和可靠性較低的技術問題。
根據本發明的一個實施例，提供一種核電反應堆的壓力容器水位的測量方法，其包括以下步驟：計算在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數；計算在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數；將計算的在冷停堆狀態下和在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數進行線性擬合處理，以獲取核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數；根據余熱排出系統運行狀態和主泵運行狀態對獲取的核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數進行修正處理，以獲取修正的動態壓損系數；根據獲取的修正的動態壓損系數計算核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓；以及根據計算的核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓和差壓變送器測量值計算核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位。
優選的，所述獲取在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數，包括：計算核電反應堆在冷停堆狀態下雙列余熱排出系統運行時因冷卻劑自重產生的靜壓ΔP0AAF；在不同主泵運行條件下獲取核電反應堆差壓變送器測量值ΔPm，并根據獲取的差壓變送器測量值ΔPm和計算的靜壓ΔP0AAF計算在不同主泵運行條件下的動壓損失：ΔPDYNF＝ΔPm-ΔP0AAF；根據三臺主泵運行條件下流量Q3RCP和余熱排出系統流量Q2RHRS和計算的三臺主泵運行條件下的動壓損失ΔPDYNF(30)計算余熱排出系統運行引入的動壓損失：以及根據計算的在不同主泵運行條件下的動壓損失ΔPDYNF和計算的余熱排出系統運行引入的動壓損失ΔP2RHRS計算在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數：CDYNF＝ΔPDYNF-ΔP2RHRS。
優選的，所述獲取在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數，包括：計算核電反應堆在熱停堆狀態下因冷卻劑自重產生的靜壓ΔP0AAC；在不同主泵運行條件下獲取核電反應堆差壓變送器測量值ΔPm，并根據獲取的差壓變送器測量值ΔPm和計算的靜壓ΔP0AAC計算在不同主泵運行條件下的動壓損失：ΔPDYNC＝ΔPm-ΔP0AAC；以及根據計算的在不同主泵運行條件下的動壓損失ΔPDYNC計算在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數：CDYNC＝ΔPDYNC。
優選的，所述核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數計算為：其中TRICAVG為堆芯平均溫度，CDYNF為在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數，CDYNC為在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數。
優選的，所述修正的動態壓損系數計算為：Ci’＝Ci+nC1RHRS，其中Ci為核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數，C1RHRS為一列余熱排出系統運行引入的動壓損失C1RHRS＝ΔP2RHRS/2，n為余熱排出系統的運行列數。
優選的，所述核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓計算為：ΔPcorrected100＝ρL×g×Hcu+Ci'，其中Ci’為修正的動態壓損系數，ρL為由一回路壓力信號、安全殼壓力信號和堆芯冷卻劑平均密度信號確定的冷卻劑密度，g為重力加速度，HCU為壓力容器高度。
優選的，所述核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位計算為：其中ΔPm為差壓變送器測量值、ρL和ρV分別為通過一回路壓力、安全殼壓力和堆芯平均溫度等參數確定的水密度和飽和蒸汽密度，ΔPcorrected為核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓。
優選的，在所述根據計算的核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓和差壓變送器測量值計算核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位之后，還包括：以百分比或柱狀圖形式顯示計算的核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位。
根據本發明的另一個實施例，還提供一種核電反應堆的壓力容器水位的測量系統，包括：冷停堆壓損系數計算模塊，用于計算在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數；熱停堆壓損系數計算模塊，用于計算在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數；動態壓損系數計算模塊，用于將所述冷停堆壓損系數計算模塊計算的在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數和所述熱停堆壓損系數計算模塊計算的在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數進行線性擬合處理，以獲取核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數；動態壓損系數修正模塊，用于根據余熱排出系統運行狀態和主泵運行狀態對所述動態壓損系數計算模塊獲取的核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數進行修正處理，以獲取修正的動態壓損系數；滿水差壓計算模塊，用于根據所述動態壓損系數修正模塊獲取的修正的動態壓損系數計算核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓；以及壓力容器水位計算模塊，用于根據所述滿水差壓計算模塊計算的核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓和差壓變送器測量值計算核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位。
優選的，所述冷停堆壓損系數計算模塊，包括：第一靜壓計算單元，用于計算核電反應堆在冷停堆狀態下雙列余熱排出系統運行時因冷卻劑自重產生的靜壓ΔP0AAF；第一動壓損失計算單元，用于在不同主泵運行條件下獲取核電反應堆差壓變送器測量值ΔPm，并根據獲取的差壓變送器測量值ΔPm和所述第一靜壓計算單元計算的靜壓ΔP0AAF計算在不同主泵運行條件下的動壓損失：ΔPDYNF＝ΔPm-ΔP0AAF；余熱排出系統運行動壓損失計算單元，用于根據三臺主泵運行條件下流量Q3RCP和余熱排出系統流量Q2RHRS和所述第一動壓損失計算單元計算的三臺主泵運行條件下的動壓損失ΔPDYNF(30)計算余熱排出系統運行引入的動壓損失：以及第一壓損系數計算單元，用于根據所述第一動壓損失計算單元計算的在不同主泵運行條件下的動壓損失ΔPDYNF和所述余熱排出系統運行動壓損失計算單元計算的余熱排出系統運行引入的動壓損失ΔP2RHRS計算在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數CDYNF＝ΔPDYNF-ΔP2RHRS。
優選的，所述熱停堆壓損系數計算模塊，包括：第二靜壓計算單元，用于計算核電反應堆在熱停堆狀態下因冷卻劑自重產生的靜壓ΔP0AAC；第二動壓損失計算單元，用于在不同主泵運行條件下獲取核電反應堆差壓變送器測量值ΔPm，并根據獲取的差壓變送器測量值ΔPm和所述第二靜壓計算單元計算的靜壓ΔP0AAC計算在不同主泵運行條件下的動壓損失：ΔPDYNC＝ΔPm-ΔP0AAC；以及第二壓損系數計算單元，用于根據所述第二動壓損失計算單元計算的在不同主泵運行條件下的動壓損失ΔPDYNC計算在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數：CDYNC＝ΔPDYNC。
優選的，所述動態壓損系數計算模塊計算核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數為：其中TRICAVG為堆芯平均溫度，CDYNF為在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數，CDYNC為在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數。
優選的，所述動態壓損系數修正模塊計算修正的動態壓損系數為：Ci’＝Ci+nC1RHRS，其中Ci為核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數，C1RHRS為一列余熱排出系統運行引入的動壓損失C1RHRS＝ΔP2RHRS/2，n為余熱排出系統RHRS的運行列數。
優選的，所述滿水差壓計算模塊計算核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓為：ΔPcorrected＝ρL×g×Hcu+Ci'，其中Ci’為修正的動態壓損系數，ρL為由一回路壓力信號、安全殼壓力信號和堆芯冷卻劑平均密度信號確定的冷卻劑密度，g為重力加速度，HCU為壓力容器高度。
優選的，所述壓力容器水位計算模塊計算核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位為：其中ΔPm為差壓變送器測量值、ρL和ρV分別為通過一回路壓力、安全殼壓力和堆芯平均溫度等參數確定的水密度和飽和蒸汽密度，ΔPcorrected為核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓。
優選的，所述核電反應堆的壓力容器水位的測量系統還包括顯示模塊，用于以百分比或柱狀圖形式顯示所述壓力容器水位計算模塊計算的核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位。
根據本發明的又一個實施例，提供一種核電反應堆設備，所述核電反應堆設備包括上述的核電反應堆的壓力容器水位的測量系統。
本發明提供的核電反應堆的壓力容器水位的測量方法、系統及核電反應堆設備，計算在冷停堆狀態下和熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數，并將計算的在冷停堆狀態下和在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數進行線性擬合處理以獲取核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數，同時考慮了核電反應堆在冷停堆狀態下和熱冷停堆狀態下的動壓損失影響，提高了核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數計算的精確度和可靠性，根據余熱排出系統運行狀態和主泵運行狀態對獲取的核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數進行修正處理以獲取修正的動態壓損系數，降低了余熱排出系統運行對壓損系數的影響，根據獲取的修正的動態壓損系數計算核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓，并根據計算的核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓和差壓變送器測量值計算核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位，并計算和排除余熱排出系統運行引入的動壓損失，避免了余熱排出系統運行引入的動壓損失對壓損系數的影響，實現了核電反應堆在熱冷不同反應堆狀態下不同主泵運行條件下壓力容器水位的精確測量，提高了核電反應堆的壓力容器水位的測量的精準度和可靠性，提升了核電設備控制的安全性和可靠性。
附圖說明
為了更清楚地說明本發明實施例中的技術方案，下面將對實施例描述中所需要使用的附圖作簡單的介紹。顯而易見地，下面描述中的附圖僅僅是本發明的一些實施例，對于本領域普通技術人員來講，在不付出創造性勞動的前提下，還可以根據這些附圖獲得其他的附圖。
圖1為本發明一個實施例中核電反應堆的壓力容器水位的測量方法的流程示意圖。
圖2為本發明一個實施例中獲取在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數的流程示意圖。
圖3為本發明一個實施例中獲取在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數的流程示意圖。
圖4為本發明另一個實施例中核電反應堆的壓力容器水位的測量系統的結構示意圖。
圖5為本發明另一個實施例中冷停堆壓損系數計算模塊的結構示意圖。
圖6為本發明另一個實施例中熱停堆壓損系數計算模塊的結構示意圖。
圖7為本發明又一個實施例中核電反應堆設備的結構示意圖。
具體實施方式
下面結合附圖和具體實施方式對本發明的技術方案作進一步更詳細的描述。顯然，所描述的實施例僅僅是本發明的一部分實施例，而不是全部的實施例。基于本發明中的實施例，本領域普通技術人員在沒有作出創造性勞動的前提下所獲得的所有其他實施例，都應屬于本發明保護的范圍。
在本發明的描述中，需要理解的是，術語“第一”、“第二”等僅用于描述目的，而不能理解為指示或暗示相對重要性。在本發明的描述中，需要說明的是，除非另有明確的規定和限定，術語“相連”、“連接”應做廣義理解，例如，可以是固定連接，也可以是可拆卸連接，或一體地連接；可以是機械連接，也可以是電連接；可以是直接相連，也可以通過中間媒介間接相連。對于本領域的普通技術人員而言，可以結合具體情況理解上述術語在本發明中的具體含義。此外，在本發明的描述中，除非另有說明，“多個”的含義是兩個或兩個以上。
流程圖中或在此以其他方式描述的任何過程或方法描述可以被理解為，表示包括一個或更多個用于實現特定邏輯功能或過程的步驟的可執行指令的代碼的模塊、片段或部分，并且本發明的優選實施方式的范圍包括另外的實現，其中可以不按所示出或討論的順序，包括根據所涉及的功能按基本同時的方式或按相反的順序，來執行功能，這應被本發明的實施例所屬技術領域的技術人員所理解。
圖1為本發明一個實施例中核電反應堆的壓力容器水位的測量方法的流程示意圖。如圖所示，所述核電反應堆的壓力容器水位的測量方法，包括：
步驟S101：計算在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數。
在本實施例中，通過計算冷停堆狀態下和熱冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數，以確定核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數。參見圖2，所述計算在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數，包括：
步驟S201：計算核電反應堆在冷停堆狀態下雙列余熱排出系統運行時因冷卻劑自重產生的靜壓ΔP0AAF。
將核電反應堆及一回路系統調整并穩定在冷停堆狀態下，控制一回路壓力2.5MPa且一回路平均溫度60℃，保持兩列余熱排出系統RHRS運行，測量堆芯平均溫度TRICAVG，安全殼內大氣絕對壓力PETY，反應堆冷卻劑系統相對壓力PRCP，所述核電反應堆在TRICAVG，PETY+PRCP條件下的水密度ρAAF，并根據測量的參數計算壓力容器內的因冷卻劑自重產生的靜壓ΔP0AAF。
步驟S202：在不同主泵運行條件下獲取核電反應堆差壓變送器測量值ΔPm，并根據獲取的差壓變送器測量值ΔPm和計算的靜壓ΔP0AAF計算在不同主泵運行條件下的動壓損失：ΔPDYNF＝ΔPm-ΔP0AAF。
在本實施例中，可控制01號主泵單獨運行并控制02號和03號主泵停運，當系統穩定后讀取差壓變送器測量值ΔPm(01PO)，這樣計算到在01號主泵運行且02號和03號主泵停運條件下的動壓損失ΔPDYNF(01)＝ΔPm(01PO)-ΔP0AAF。可調整主泵運行配置，按照這種方法依次獲取到02號主泵單獨運行、03號主泵單獨運行、01和02號主泵運行、01和03號主泵運行、02和03號主泵運行、以及01、02和03三臺主泵全部運行狀態下的動壓損失：ΔPDYNF(02)、ΔPDYNF(03)、ΔPDYNF(12)、ΔPDYNF(13)、ΔPDYNF(23)、ΔPDYNF(30)。
步驟S203：根據三臺主泵運行條件下流量Q3RCP和余熱排出系統流量Q2RHRS和計算的三臺主泵運行條件下的動壓損失ΔPDYNF(30)計算余熱排出系統運行引入的動壓損失：
在本實施例中，獲取01、02和03三臺主泵同時運行條件下流量Q3RCP和兩列余熱排出系統流量Q2RHRS，并根據步驟S202中計算的三臺主泵運行條件下的動壓損失ΔPDYNF(30)＝ΔPm(30PO)-ΔP0AAF，計算余熱排出系統運行引入的動壓損失：其中，所述ΔP2RHRS為兩列余熱排出系統運行時余熱排出系統運行引入的動壓損失，故一列余熱排出系統運行時余熱排出系統運行引入的動壓損失為C1RHRS＝1/2×ΔP2RHRS。
步驟S204：根據計算的在不同主泵運行條件下的動壓損失ΔPDYNF和計算的余熱排出系統運行引入的動壓損失ΔP2RHRS計算在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數：CDYNF＝ΔPDYNF-ΔP2RHRS。
在本實施例中，根據計算的在不同主泵運行條件下的動壓損失ΔPDYNF和計算的余熱排出系統運行引入的動壓損失ΔP2RHRS，計算在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數：CDYNF(01)＝ΔPDYNF(01)-ΔP2RHRS，CDYNF(02)＝ΔPDYNF(02)-ΔP2RHRS，CDYNF(03)＝ΔPDYNF(03)-ΔP2RHRS，CDYNF(12)＝ΔPDYNF(12)-ΔP2RHRS，CDYNF(13)＝ΔPDYNF(13)-ΔP2RHRS，CDYNF(23)＝ΔPDYNF(23)-ΔP2RHRS，CDYNF(30)＝ΔPDYNF(30)-ΔP2RHRS。
在本實施例中，在計算在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數時，計算和排除余熱排出系統運行引入的動壓損失，避免了余熱排出系統運行引入的動壓損失對壓損系數的影響，提高了冷停堆狀態下壓損系數計算的精確度和可靠性，提升了核電反應堆的壓力容器水位的測量的精準度和可靠性。
步驟S102：計算在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數。
參見圖2，所述計算在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數，包括：
步驟S301：計算核電反應堆在熱停堆狀態下因冷卻劑自重產生的靜壓ΔP0AAC。
將核電反應堆及一回路系統調整并穩定在熱停堆狀態下，測量堆芯平均溫度TRICAVG，安全殼內大氣絕對壓力PETY，反應堆冷卻劑系統相對壓力PRCP，所述核電反應堆在TRICAVG，PETY+PRCP條件下的水密度ρAAC，并根據測量的參數計算壓力容器內的因冷卻劑自重產生的靜壓ΔP0AAC。
步驟S302：在不同主泵運行條件下獲取核電反應堆差壓變送器測量值ΔPm，并根據獲取的差壓變送器測量值ΔPm和計算的靜壓ΔP0AAC計算在不同主泵運行條件下的動壓損失：ΔPDYNC＝ΔPm-ΔP0AAC。
在本實施例中，可控制01號主泵單獨運行并控制02號和03號主泵停運，當系統穩定后讀取差壓變送器測量值ΔPm(01PO)，這樣計算到在01號主泵運行且02號和03號主泵停運條件下的動壓損失ΔPDYNC(01)＝ΔPm(01PO)-ΔP0AAC。可調整主泵運行配置，按照這種方法依次獲取到02號主泵單獨運行、03號主泵單獨運行、01和02號主泵運行、01和03號主泵運行、02和03號主泵運行、以及01、02和03三臺主泵全部運行狀態下的動壓損失：ΔPDYNC(02)、ΔPDYNC(03)、ΔPDYNC(12)、ΔPDYNC(13)、ΔPDYNC(23)、ΔPDYNC(30)。
步驟S303：根據計算的在不同主泵運行條件下的動壓損失ΔPDYNC計算在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數：CDYNC＝ΔPDYNC。
在本實施例中，根據計算的在不同主泵運行條件下的動壓損失ΔPDYNC計算在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數：CDYNC(01)＝ΔPDYNC(01)，CDYNC(02)＝ΔPDYNC(02)，CDYNC(03)＝ΔPDYNC(03)，CDYNC(12)＝ΔPDYNC(12)，CDYNC(13)＝ΔPDYNC(13)，CDYNC(23)＝ΔPDYNC(23)，CDYNC(30)＝ΔPDYNC(30)。
在本實施例中，通過計算冷停堆狀態下和熱冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數，同時考慮核電反應堆在冷停堆狀態下和熱冷停堆狀態下的動壓損失，避免了現有動壓損失計算方式只考慮熱停堆狀態的動壓損失而忽略冷停堆狀態的動態損失對測量結果造成的偏差影響，提高了核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數計算的精確度和可靠性。
步驟S103：將計算的在冷停堆狀態下和在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數進行線性擬合處理，以獲取核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數
在本實施例中，在計算到在冷停堆狀態下和在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數后，將主泵運行狀態信號和TRICAVG堆芯平均溫度進行線性擬合處理以確定動態的壓損系數。所述核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數，可計算為：
其中TRICAVG為堆芯平均溫度，CDYNF為在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數，CDYNC為在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數。
以01主泵運行且02、03主泵停運的運行條件為例，所述核電反應堆在01主泵運行且02、03主泵停運的主泵運行條件下的動態壓損系數，可計算為：以此類推，可逐步計算出所述核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數。
在本實施例中，將計算的在冷停堆狀態下和在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數進行線性擬合處理以獲取動態壓損系數，同時考慮了核電反應堆在冷停堆狀態下和熱冷停堆狀態下的動壓損失影響，提高了核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數計算的精確度和可靠性。
步驟S104：根據余熱排出系統運行狀態和主泵運行狀態對獲取的核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數進行修正處理，以獲取修正的動態壓損系數。
由于余熱排出系統運行引入的動壓損失會對計算的動態壓損系數有影響，因此在本實施例中根據熱排出系統的狀態信號對動態壓損系數進行修正。所述修正的動態壓損系數計算為：Ci’＝Ci+nC1RHRS，其中Ci為核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數，C1RHRS為一列余熱排出系統運行引入的動壓損失C1RHRS＝ΔP2RHRS/2，n為余熱排出系統的運行列數。當余熱排出系統未運行時，所述修正的動態壓損系數計算為Ci’＝Ci；當一列余熱排出系統在運行，所述修正的動態壓損系數計算為Ci’＝Ci+C1RHRS；當兩列余熱排出系統在運行，所述修正的動態壓損系數計算為Ci’＝Ci+2C1RHRS。根據余熱排出系統的狀態信號對動態壓損系數進行修正，降低了余熱排出系統運行對壓損系數的影響，提高了動態壓損系數的準確性和可靠性。
步驟S105：根據獲取的修正的動態壓損系數計算核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓。
在獲取到修正的動態壓損系數后，根據獲取的修正的動態壓損系數計算核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓。所述核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓，可計算為：ΔPcorrected100＝ρL×g×Hcu+Ci'，其中Ci’為修正的動態壓損系數，ρL為由一回路壓力信號、安全殼壓力信號和堆芯冷卻劑平均密度信號確定的冷卻劑密度，g為重力加速度，HCU為壓力容器高度。
同樣以01主泵運行且02、03主泵停運的運行條件為例，所述核電反應堆在01主泵運行且02、03主泵停運的主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓，可計算為：ΔPcorrected＝ρL×g×Hcu+Ci'，Ci’＝Ci+2C1RHRS。
步驟S106：根據計算的核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓和差壓變送器測量值計算核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位。
在計算到核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓后，獲取差壓變送器測量值，并計算所述核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位為：其中ΔPm為差壓變送器測量值、ρL和ρV分別為通過一回路壓力、安全殼壓力和堆芯平均溫度等參數確定的水密度和飽和蒸汽密度，為核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓。在本實施例中，根據計算的核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓和差壓變送器測量值計算核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位，實現了核電反應堆在熱冷不同反應堆狀態下不同主泵運行條件下壓力容器水位的精確測量，提高了核電反應堆壓力容器水位測量的精確度和可靠性，并為核電反應堆系統控制提供準確的運行數據，提高了核電設備控制的安全性和可靠性。
在本實施例的核電反應堆的壓力容器水位的測量方法中，計算在冷停堆狀態下和熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數，并將計算的在冷停堆狀態下和在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數進行線性擬合處理以獲取核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數，同時考慮了核電反應堆在冷停堆狀態下和熱冷停堆狀態下的動壓損失影響，提高了核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數計算的精確度和可靠性，根據余熱排出系統運行狀態和主泵運行狀態對獲取的核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數進行修正處理以獲取修正的動態壓損系數，降低了余熱排出系統運行對壓損系數的影響，根據獲取的修正的動態壓損系數計算核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓，并根據計算的核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓和差壓變送器測量值計算核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位，并計算和排除余熱排出系統運行引入的動壓損失，避免了余熱排出系統運行引入的動壓損失對壓損系數的影響，實現了核電反應堆在熱冷不同反應堆狀態下不同主泵運行條件下壓力容器水位的精確測量，提高了核電反應堆的壓力容器水位的測量的精準度和可靠性，提升了核電設備控制的安全性和可靠性。
在本發明又一個實施例的核電反應堆的壓力容器水位的測量方法中，在計算到核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位之后，還以百分比或柱狀圖形式顯示計算的核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位，便于直觀清楚地展示壓力容器水位數據，提高了核電設備管理控制的便捷性、安全性和可靠性。
圖4為本發明另一個實施例中核電反應堆的壓力容器水位的測量系統的結構示意圖。如圖所示，在上述方法實施例的基礎上，本實施例的核電反應堆的壓力容器水位的測量系統100，包括冷停堆壓損系數計算模塊10、熱停堆壓損系數計算模塊20、動態壓損系數計算模塊30、動態壓損系數修正模塊40、滿水差壓計算模塊50和壓力容器水位計算模塊60。
在本實施例中，通過所述冷停堆壓損系數計算模塊10和所述熱停堆壓損系數計算模塊20計算冷停堆狀態下和熱冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數，以確定核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數。
請參見圖5，所述冷停堆壓損系數計算模塊10，包括第一靜壓計算單元101、第一動壓損失計算單元102、余熱排出系統運行動壓損失計算單元103和第一壓損系數計算單元104。
在本實施例中，將核電反應堆及一回路系統調整并穩定在冷停堆狀態下，控制一回路壓力2.5MPa且一回路平均溫度60℃，保持兩列余熱排出系統RHRS運行，測量堆芯平均溫度TRICAVG，安全殼內大氣絕對壓力PETY，反應堆冷卻劑系統相對壓力PRCP，所述核電反應堆在TRICAVG，PETY+PRCP條件下的水密度ρAAF，所述第一靜壓計算單元101根據測量的參數計算壓力容器內的因冷卻劑自重產生的靜壓ΔP0AAF。
所述第一動壓損失計算單元102在不同主泵運行條件下獲取核電反應堆差壓變送器測量值ΔPm，并根據獲取的差壓變送器測量值ΔPm和所述第一靜壓計算單元101計算的靜壓ΔP0AAF計算在不同主泵運行條件下的動壓損失：ΔPDYNF＝ΔPm-ΔP0AAF。
在本實施例中，可控制01號主泵單獨運行并控制02號和03號主泵停運，當系統穩定后讀取差壓變送器測量值ΔPm(01PO)，所述第一動壓損失計算單元102計算到在01號主泵運行且02號和03號主泵停運條件下的動壓損失ΔPDYNF(01)＝ΔPm(01PO)-ΔP0AAF。可調整主泵運行配置，按照這種方法所述第一動壓損失計算單元102依次計算獲取到02號主泵單獨運行、03號主泵單獨運行、01和02號主泵運行、01和03號主泵運行、02和03號主泵運行、以及01、02和03三臺主泵全部運行狀態下的動壓損失：ΔPDYNF(02)、ΔPDYNF(03)、ΔPDYNF(12)、ΔPDYNF(13)、ΔPDYNF(23)、ΔPDYNF(30)。
所述余熱排出系統運行動壓損失計算單元103根據三臺主泵運行條件下流量Q3RCP和余熱排出系統流量Q2RHRS和所述第一動壓損失計算單元102計算的三臺主泵運行條件下的動壓損失ΔPDYNF(30)計算余熱排出系統運行引入的動壓損失：
在本實施例中，獲取01、02和03三臺主泵同時運行條件下流量Q3RCP和兩列余熱排出系統流量Q2RHRS，所述余熱排出系統運行動壓損失計算單元103根據所述第一動壓損失計算單元102計算的三臺主泵運行條件下的動壓損失ΔPDYNF(30)＝ΔPm(30PO)-ΔP0AAF，計算余熱排出系統運行引入的動壓損失：其中，所述ΔP2RHRS為兩列余熱排出系統運行時余熱排出系統運行引入的動壓損失，故一列余熱排出系統運行時余熱排出系統運行引入的動壓損失為C1RHRS＝1/2×ΔP2RHRS。
所述第一壓損系數計算單元104，根據所述第一動壓損失計算單元102計算的在不同主泵運行條件下的動壓損失ΔPDYNF和所述余熱排出系統運行動壓損失計算單元103計算的余熱排出系統運行引入的動壓損失ΔP2RHRS，計算在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數CDYNF＝ΔPDYNF-ΔP2RHRS。即，在冷停堆狀態下核電反應堆在01號主泵單獨運行、02號主泵單獨運行、03號主泵單獨運行、01和02號主泵運行、01和03號主泵運行、02和03號主泵運行、以及01、02和03三臺主泵全部運行狀態下的壓損系數：CDYNF(01)＝ΔPDYNF(01)-ΔP2RHRS，CDYNF(02)＝ΔPDYNF(02)-ΔP2RHRS，CDYNF(03)＝ΔPDYNF(03)-ΔP2RHRS，CDYNF(12)＝ΔPDYNF(12)-ΔP2RHRS，CDYNF(13)＝ΔPDYNF(13)-ΔP2RHRS，CDYNF(23)＝ΔPDYNF(23)-ΔP2RHRS，CDYNF(30)＝ΔPDYNF(30)-ΔP2RHRS。
在本實施例的所述冷停堆壓損系數計算模塊10中，所述第一壓損系數計算單元104在計算在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數時，計算和排除所述余熱排出系統運行動壓損失計算單元103計算的余熱排出系統運行引入的動壓損失，避免了余熱排出系統運行引入的動壓損失對壓損系數的影響，提高了冷停堆狀態下壓損系數計算的精確度和可靠性，提升了核電反應堆的壓力容器水位的測量的精準度和可靠性。
所述熱停堆壓損系數計算模塊20計算在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數。參見圖6，所述熱停堆壓損系數計算模塊20，包括第二靜壓計算單元201、第二動壓損失計算單元202和第二壓損系數計算單元203。
在本實施例中，將核電反應堆及一回路系統調整并穩定在熱停堆狀態下，測量堆芯平均溫度TRICAVG，安全殼內大氣絕對壓力PETY，反應堆冷卻劑系統相對壓力PRCP，所述核電反應堆在TRICAVG，PETY+PRCP條件下的水密度ρAAC，所述第二靜壓計算單元201根據測量的參數計算壓力容器內的因冷卻劑自重產生的靜壓ΔP0AAC。
所述第二動壓損失計算單元202在不同主泵運行條件下獲取核電反應堆差壓變送器測量值ΔPm，并根據獲取的差壓變送器測量值ΔPm和所述第二靜壓計算單元201計算的靜壓ΔP0AAC計算在不同主泵運行條件下的動壓損失：ΔPDYNC＝ΔPm-ΔP0AAC。
具體的，可控制01號主泵單獨運行并控制02號和03號主泵停運，當系統穩定后讀取差壓變送器測量值ΔPm(01PO)，所述第二動壓損失計算單元202計算到在01號主泵運行且02號和03號主泵停運條件下的動壓損失ΔPDYNC(01)＝ΔPm(01PO)-ΔP0AAC。可調整主泵運行配置，按照這種方法所述第二動壓損失計算單元202依次計算獲取到02號主泵單獨運行、03號主泵單獨運行、01和02號主泵運行、01和03號主泵運行、02和03號主泵運行、以及01、02和03三臺主泵全部運行狀態下的動壓損失：ΔPDYNC(02)、ΔPDYNC(03)、ΔPDYNC(12)、ΔPDYNC(13)、ΔPDYNC(23)、ΔPDYNC(30)。
所述第二壓損系數計算單元203根據所述第二動壓損失計算單元202計算的在不同主泵運行條件下的動壓損失ΔPDYNC計算在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數：CDYNC＝ΔPDYNC，即核電反應堆在01號主泵單獨運行、02號主泵單獨運行、03號主泵單獨運行、01和02號主泵運行、01和03號主泵運行、02和03號主泵運行、以及01、02和03三臺主泵全部運行狀態下的壓損系數：CDYNC(01)＝ΔPDYNC(01)，CDYNC(02)＝ΔPDYNC(02)，CDYNC(03)＝ΔPDYNC(03)，CDYNC(12)＝ΔPDYNC(12)，CDYNC(13)＝ΔPDYNC(13)，CDYNC(23)＝ΔPDYNC(23)，CDYNC(30)＝ΔPDYNC(30)。
在本實施例中，通過所述冷停堆壓損系數計算模塊10和所述熱停堆壓損系數計算模塊20計算冷停堆狀態下和熱冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數，同時考慮核電反應堆在冷停堆狀態下和熱冷停堆狀態下的動壓損失，避免了現有動壓損失計算方式只考慮熱停堆狀態的動壓損失而忽略冷停堆狀態的動態損失對測量結果造成的偏差影響，提高了核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數計算的精確度和可靠性。
在本實施例中，在所述冷停堆壓損系數計算模塊10和所述熱停堆壓損系數計算模塊20計算到在冷停堆狀態下和在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數后，所述動態壓損系數計算模塊30將主泵運行狀態信號和TRICAVG堆芯平均溫度進行線性擬合處理以確定動態的壓損系數。所述動態壓損系數計算模塊30計算核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數為：
其中TRICAVG為堆芯平均溫度，CDYNF為在冷停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數，CDYNC為在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數。
以01主泵運行且02、03主泵停運的運行條件為例，所述動態壓損系數計算模塊30計算核電反應堆在01主泵運行且02、03主泵停運的主泵運行條件下的動態壓損系數為：以此類推，所述動態壓損系數計算模塊30可逐步計算出所述核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數。
在本實施例中，所述動態壓損系數計算模塊30將所述冷停堆壓損系數計算模塊10和所述熱停堆壓損系數計算模塊20計算的在冷停堆狀態下和在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數進行線性擬合處理以獲取動態壓損系數，同時考慮了核電反應堆在冷停堆狀態下和熱冷停堆狀態下的動壓損失影響，提高了核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數計算的精確度和可靠性。
由于余熱排出系統運行引入的動壓損失會對計算的動態壓損系數有影響，因此在本實施例中所述動態壓損系數修正模塊40根據熱排出系統的狀態信號對動態壓損系數進行修正。所述動態壓損系數修正模塊40根據余熱排出系統運行狀態和主泵運行狀態對所述動態壓損系數計算模塊30獲取的核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數進行修正處理，以獲取修正的動態壓損系數。所述動態壓損系數修正模塊40修正的動態壓損系數計算為：Ci’＝Ci+nC1RHRS，其中Ci為核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數，C1RHRS為一列余熱排出系統運行引入的動壓損失C1RHRS＝ΔP2RHRS/2，n為余熱排出系統的運行列數。當余熱排出系統未運行時，所述動態壓損系數修正模塊40修正的動態壓損系數計算為Ci’＝Ci；當一列余熱排出系統在運行，所述動態壓損系數修正模塊40修正的動態壓損系數計算為Ci’＝Ci+C1RHRS；當兩列余熱排出系統在運行，所述動態壓損系數修正模塊40修正的動態壓損系數計算為Ci’＝Ci+2C1RHRS。所述動態壓損系數修正模塊40根據余熱排出系統的狀態信號對所述動態壓損系數計算模塊30計算的動態壓損系數進行修正，限制了余熱排出系統運行對壓損系數的影響，提高了動態壓損系數的準確性和可靠性。
在所述動態壓損系數修正模塊40獲取到修正的動態壓損系數后，所述滿水差壓計算模塊50根據所述動態壓損系數修正模塊40獲取的修正的動態壓損系數計算核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓。所述滿水差壓計算模塊50計算核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓為：ΔPcorrected100＝ρL×g×Hcu+Ci'，其中Ci’為修正的動態壓損系數，ρL為由一回路壓力信號、安全殼壓力信號和堆芯冷卻劑平均密度信號確定的冷卻劑密度，g為重力加速度，HCU為壓力容器高度。
同樣，以01主泵運行且02、03主泵停運的運行條件為例，所述滿水差壓計算模塊50計算核電反應堆在01主泵運行且02、03主泵停運的主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓，可計算為：ΔPcorrected＝ρL×g×Hcu+Ci'，其中Ci’＝Ci+2C1RHRS，
在所述滿水差壓計算模塊50計算到核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓后，所述壓力容器水位計算模塊60獲取差壓變送器測量值，并計算所述核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位為：其中ΔPm為差壓變送器測量值、ρL和ρV分別為通過一回路壓力、安全殼壓力和堆芯平均溫度等參數確定的水密度和飽和蒸汽密度，ΔPcorrected為核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓。在本實施例中，所述壓力容器水位計算模塊60根據所述滿水差壓計算模塊50計算的核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓和差壓變送器測量值計算核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位，實現了核電反應堆在熱冷不同反應堆狀態下不同主泵運行條件下壓力容器水位的精確測量，提高了核電反應堆壓力容器水位測量的精確度和可靠性，并為核電反應堆系統控制提供準確的運行數據，提高了核電設備控制的安全性和可靠性。
在本實施例的核電反應堆的壓力容器水位的測量系統100中，冷停堆壓損系數計算模塊10和熱停堆壓損系數計算模塊20計算在冷停堆狀態下和熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數，動態壓損系數計算模塊30將冷停堆壓損系數計算模塊10和熱停堆壓損系數計算模塊20計算的在冷停堆狀態下和在熱停堆狀態下核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數進行線性擬合處理以獲取核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數，同時考慮了核電反應堆在冷停堆狀態下和熱冷停堆狀態下的動壓損失影響，提高了核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓損系數計算的精確度和可靠性，動態壓損系數修正模塊40根據余熱排出系統運行狀態和主泵運行狀態對動態壓損系數計算模塊30獲取的核電反應堆在不同主泵運行條件下的動態壓損系數進行修正處理以獲取修正的動態壓損系數，降低了余熱排出系統運行對壓損系數的影響，滿水差壓計算模塊50根據動態壓損系數修正模塊40獲取的修正的動態壓損系數計算核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓，壓力容器水位計算模塊60根據滿水差壓計算模塊50計算的核電反應堆在不同主泵運行條件下壓力容器滿水狀態時的差壓和差壓變送器測量值計算核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位，并計算和排除余熱排出系統運行引入的動壓損失，避免了余熱排出系統運行引入的動壓損失對壓損系數的影響，實現了核電反應堆在熱冷不同反應堆狀態下不同主泵運行條件下壓力容器水位的精確測量，提高了核電反應堆的壓力容器水位的測量的精準度和可靠性，提升了核電設備控制的安全性和可靠性。
在本發明又一個實施例的核電反應堆的壓力容器水位的測量系統中，還包括顯示模塊，用于以百分比或柱狀圖形式顯示所述壓力容器水位計算模塊計算的核電反應堆在不同主泵運行條件下的壓力容器水位，便于直觀清楚地展示壓力容器水位數據，提高了核電設備管理控制的便捷性、安全性和可靠性。
圖7為本發明又一個實施例中核電反應堆設備的結構示意圖。如圖所示，所述核電反應堆設備200，包括上述實施例中所述的核電反應堆的壓力容器水位的測量系統100，同時考慮了核電反應堆設備200在冷停堆狀態下和熱冷停堆狀態下的動壓損失影響，并避免了余熱排出系統運行引入的動壓損失對壓損系數的影響，實現了核電反應堆設備200在熱冷不同反應堆狀態下不同主泵運行條件下壓力容器水位的精確測量，提高了核電反應堆設備200壓力容器水位測量的精確度和可靠性，提升了核電反應堆設備200的安全性和可靠性。
應當理解，本發明的各部分可以用硬件、軟件、固件或它們的組合來實現。在上述實施方式中，多個步驟或方法可以用存儲在存儲器中且由合適的指令執行系統執行的軟件或固件來實現。例如，如果用硬件來實現，和在另一實施方式中一樣，可用本領域公知的下列技術中的任一項或他們的組合來實現：具有用于對數據信號實現邏輯功能的邏輯門電路的離散邏輯電路，具有合適的組合邏輯門電路的專用集成電路，可編程門陣列(PGA)，現場可編程門陣列(FPGA)等。
在本說明書的描述中，參考術語“一個實施例”、“一些實施例”、“示例”、“具體示例”、或“一些示例”等描述意指結合該實施例或示例描述的具體特征、結構、材料或者特點包含于本發明的至少一個實施例或示例中。在本說明書中，對上述術語的示意性表述不一定指的是相同的實施例或示例。而且，描述的具體特征、結構、材料或者特點可以在任何的一個或多個實施例或示例中以合適的方式結合。
根據上述說明書的揭示和教導，本發明所屬領域的技術人員還可以對上述實施方式進行適當的變更和修改。因此，本發明并不局限于上面揭示和描述的具體實施方式，對本發明的一些修改和變更也應當落入本發明的權利要求的保護范圍內。此外，盡管本說明書中使用了一些特定的術語，但這些術語只是為了方便說明，并不對本發明構成任何限制。
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