CN103400612B - 核电站不可识别泄漏的预警方法和*** - Google Patents
核电站不可识别泄漏的预警方法和*** Download PDFInfo
- Publication number
- CN103400612B CN103400612B CN201310330453.6A CN201310330453A CN103400612B CN 103400612 B CN103400612 B CN 103400612B CN 201310330453 A CN201310330453 A CN 201310330453A CN 103400612 B CN103400612 B CN 103400612B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- liquid level
- early warning
- change
- hydrophobic hole
- identified leakage
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Examining Or Testing Airtightness (AREA)
Abstract
本发明公开了一种核电站不可识别泄漏的预警方法，其包括：数字化仪控***DCS接收连续测量液位计发送的液位变化信息；DCS根据液位变化信息确定不可识别泄漏的泄漏速率；DCS判断泄漏速率是否超过预先设定的预警值；若判断泄漏速率超过预先设定的预警值，向主控制***发送预警信息。通过连续测量液位计向DCS发送液位变化信息，DCS在根据液位变化信息判断泄漏速率是否超过预先设定的预警值，若判断泄漏速率超过预先设定的预警值，向主控制***发送预警信息。实现了核电站运行中发生不可识别泄漏时，可及时发送预警信息。此外，本发明还公开了一种核电站不可识别泄漏的预警***。
Description
技术领域
本发明属于核电站监测领域，更具体地说，本发明涉及一种核电站不可识别泄漏的预警方法和***。
背景技术
核电站依靠放射性物质裂变释放的裂变能发电。核燃料在反应堆压力容器内不断的发生链式裂变反应，放出大量的热能。释放的热能由一回路中循环的冷却剂带到蒸汽发生器，使得二回路的循环水汽化，从而推动汽轮机做功。核电站正常运行时，一回路冷却剂通常处于高温高压状态，一旦一回路压力边界发生泄漏，会造成冷却剂的大量汽化和外泄。核电站发生泄漏主要包括可识别泄漏(IdentifiedLeakage)和不可识别泄漏(UnidentifiedLeakage)。其中，可识别泄漏分两类，一类是可收集并导入一个地坑、采集罐或者采集***的泄漏，例如泵的密封泄漏或者阀门的填料泄漏；另一类是从已知的源头泄漏进入安全壳大气，该泄漏不会影响不可识别泄漏监测***的运行。而不可识别泄漏是指除去可识别泄漏以外的其它所有泄漏，直到不可识别泄漏源被确定，例如反应堆冷却剂压力边界(ReactorCoolantPressureBoundary，RCPB)泄漏。
对于不可识别泄漏的监测一直是核电领域中的难题。目前，关于不可识别泄漏的监测方法主要是采用浮子式测量监测方法，即通过浮子式流量计测量疏水坑液位。浮子式流量计也称为转子流量计，自下而上经锥形测量管时浮子的上下端产生差压形成上升的力，当浮子所受上升力大于浸在流体中浮子重量，浮子便上升，环隙面积就随之增大，环隙处流体流速立即下降，浮子上下端差压降低，作用于浮子的上升力亦随着减少，直到上升力等于浸在流体中浮子重量时，浮子便稳定在某一高度。浮子位置即对应的液位。在稳定工况下，可以根据浮子的位置直接读出疏水坑的液位。通过浮子式流量计可以粗略测量出疏水坑液位，方法简单，成本较低，但无法准确测量不可识别泄漏的泄漏速率，无法根据不可识别泄漏的泄漏情况进行预警；同时，由于浮子式流量计设计较为简单，无法满足抗震等要求。
发明内容
本发明的目的在于：提供一种在核电站运行过程发生不可识别泄漏的情况下，通过判断泄漏速率是否超过预先设定的预警值，在判断泄漏速率超过预先设定的预警值，向主控制***发送预警信息，可实现在核电站运行过程中对不可识别泄漏的预警。
为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电站不可识别泄漏的预警方法，其包括：
数字化仪控***DCS接收连续测量液位计发送的液位变化信息；
DCS根据所述液位变化信息确定不可识别泄漏的泄漏速率；
DCS判断所述泄漏速率是否超过预先设定的预警值；
若判断所述泄漏速率超过预先设定的预警值，向主控制***发送预警信息。
作为本发明核电站不可识别泄漏的预警方法的一种改进，所述方法还包括：
所述主控制***根据所述预警信息确定所述不可识别泄漏的泄漏源。
作为本发明核电站不可识别泄漏的预警方法的一种改进，所述数字化仪控***接DCS收连续测量液位计发送的液位变化信息之前，还包括：
所述连续测量液位计测量核电站正常运行时疏水坑液位变化情况和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况。
作为本发明核电站不可识别泄漏的预警方法的一种改进，所述方法还包括：
所述连续测量液位计根据所述正常运行时疏水坑液位变化情况和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况，确定核电站正常运行时疏水坑液位变化率和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化率。
作为本发明核电站不可识别泄漏的预警方法的一种改进，所述方法还包括：
在疏水坑中设置泵，所述连续测量液位计根据所述正常运行时疏水坑液位变化情况和/或发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况，确定是否启动泵排水；或者，
所述连续测量液位计根据所述正常运行时疏水坑液位变化情况和/或发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况，确定是否停止泵排水。
作为本发明核电站不可识别泄漏的预警方法的一种改进，所述方法还包括：
所述连续测量液位计采用差压测量方式进行测量。
作为本发明核电站不可识别泄漏的预警方法的一种改进，所述DCS根据所述液位变化信息确定不可识别泄漏的泄漏速率，包括：
所述DCS根据所述正常运行时疏水坑液位变化率和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化率，结合疏水坑截面积确定不可识别泄漏的泄漏速率。
作为本发明核电站不可识别泄漏的预警方法的一种改进，所述方法还包括：
所述预警值设置为1GPM，若判断所述泄漏速率超过1GPM，向主控制***发送预警信息。
为了实现上述发明目的，本发明还提供了一种核电站不可识别泄漏的预警***，其包括：
连续测量液位计，用于发送疏水坑液位变化信息；
数字化仪控***DCS，用于接收连所述续测量液位计发送的液位变化信息，根据所述液位变化信息确定不可识别泄漏的泄漏速率；判断所述泄漏速率是否超过预先设定的预警值，若判断所述泄漏速率超过预先设定的预警值，向主控制***发送预警信息。
作为本发明核电站不可识别泄漏的预警***的一种改进，所述***还包括：
所述主控制***，用于根据所述预警信息确定所述不可识别泄漏的泄漏源。
作为本发明核电站不可识别泄漏的预警***的一种改进，所述连续测量液位计还用于：测量核电站正常运行时疏水坑液位变化情况和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况。
作为本发明核电站不可识别泄漏的预警***的一种改进，所述连续测量液位计还用于：根据所述正常运行时疏水坑液位变化情况和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况，确定核电站正常运行时疏水坑液位变化率和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化率。
作为本发明核电站不可识别泄漏的预警***的一种改进，所述***还包括：排水泵，用于将疏水坑的水进行排放；
所述连续测量液位计，还用于根据所述正常运行时疏水坑液位变化情况和/或发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况，确定是否启动泵排水；或者，
所述连续测量液位计，还用于根据所述正常运行时疏水坑液位变化情况和/或发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况，确定是否停止泵排水。
作为本发明种核电站不可识别泄漏的预警***的一种改进，所述连续测量液位计采用差压测量方式进行测量。
作为本发明核电站不可识别泄漏的预警***的一种改进，所述DCS根据所述正常运行时疏水坑液位变化率和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化率，结合疏水坑截面积确定不可识别泄漏的泄漏速率。
作为本发明核电站不可识别泄漏的预警***的一种改进，所述***还包括：
所述预警值设置为1GPM，若判断所述泄漏速率超过1GPM，向主控制***发送预警信息。
与现有技术相比，本发明基于核电站不可识别泄漏的预警方法和***具有以下有益技术效果：连续测量液位计通过向DCS发送液位变化信息，DCS在根据液位变化信息判断泄漏速率是否超过预先设定的预警值，在判断泄漏速率超过预先设定的预警值，向主控制***发送预警信息。实现了核电站运行中发生不可识别泄漏时，及时发送预警信息；同时，由于连续测量液位计选择抗震1类部件，符合安全停堆地震(SafetyShutdownEarthquake，SSE)要求，取得很好的技术效果。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本发明一种核电站不可识别泄漏的预警方法和***进行详细说明，附图中：
图1提供了本发明核电站不可识别泄漏的预警方法的一个实施例的流程图。
图2提供了本发明核电站不可识别泄漏的预警方法的又一个实施例的流程图。
图3提供了本发明核电站不可识别泄漏的预警方法的又一个实施例的流程图。
图4提供了本发明核电站不可识别泄漏的预警***的一个实施例的示意图。
具体实施方式
为了使本发明的发明目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。
我国核电正面临着快速发展的态势，AP1000和CPR1000机组是我国近期建设核电厂所采用的两种主要技术方案。评估设计基准事故工况下的不可识别泄漏的后果，是核电厂环境影响评价和安全分析的重要内容之一，对压水堆核电厂一回路不可识别泄漏的监测，采用测量反应堆厂房疏水坑液位的方法实现对泄漏的监测。原理是：当一回路发生不可识别泄漏时，一回路冷却剂将以两种形态进入安全壳内，一种是气态形式(汽化为蒸汽，最终冷凝为水)，另一种是以液态形式(通过重力到疏水坑)。气态的蒸汽在通风***冷却的作用下，最终将冷凝，经通风***的冷凝水盘管收集到反应堆厂房的疏水坑；液态的水通过厂房内部设置的地漏，也将最终收集到同一疏水坑。
请参看图1所示，图1提供了一种核电站不可识别泄漏的预警方法，具体包括：
步骤101，数字化仪控***DCS接收连续测量液位计发送的液位变化信息。
在步骤101数字化仪控***(DigitalControlSystem，DCS)接收连续测量液位计发送的液位变化信息之前，连续测量液位计测量核电站正常运行时疏水坑液位变化情况和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况。连续测量液位计根据正常运行时疏水坑液位变化情况和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况，确定核电站正常运行时疏水坑液位变化率和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化率。
具体的，疏水坑的水源主要来自3个方面，包括：运行溢流水、地漏疏水以及通风***冷凝水。疏水坑设置了泵和液位计，液位计可包括具备连续测量功能的连续测量液位计和液位开关。
核电站正常运行期间，疏水坑的水源只有运行溢流水，根据运行经验，运行溢流水的量通常是恒定的，或者近似恒定。当疏水坑的液位超过高液位设定值H1时，将启动泵，将多余的水排放其它工艺***，通常为废液处理***；当疏水坑的液位低于低液位设定值L1时，将停泵。在该时段t1内，液位的变化△L1=H1-L1。疏水坑液位变化曲线斜率k1=△L1/t1，即正常运行时疏水坑液位变化率。
当发生不可识别的泄漏时，由于通风***冷凝水和地漏疏水也进入了疏水坑，则疏水坑液位的变化更快，该时段t2内，疏水坑液位变化曲线斜率为k2=△L2/t2，△k=k1-k2,即发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化率。
可选的，在疏水坑中设置泵，连续测量液位计根据正常运行时疏水坑液位变化情况和/或发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况，确定是否启动泵排水。例如，若发现k1与k2相差较大，可以启动泵排水，并打开液位开关。
或者，连续测量液位计根据正常运行时疏水坑液位变化情况和/或发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况，确定是否停止泵排水。例如，若发现k1与k2相差不大，可以停止泵排水，并关闭液位开关。
步骤103，DCS根据液位变化信息确定不可识别泄漏的泄漏速率。
DCS根据正常运行时疏水坑液位变化率和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化率，结合疏水坑截面积确定不可识别泄漏的泄漏速率。泄漏速率=(k2-k1)xS，其中，S疏水坑截面积。
步骤105，DCS判断泄漏速率是否超过预先设定的预警值。
可选的，预警值设置为1加仑每分钟(GallonsPerMinute，GPM)。
步骤107，若判断泄漏速率超过预先设定的预警值，向主控制***发送预警信息。
若判断泄漏速率大于预警值1GPM，向主控制***发送预警信息。
可选的，主控制***根据预警信息确定不可识别泄漏的泄漏源。
进一步的，连续测量液位计采用差压测量方式进行测量。具体的，通过差压的测量方式，高压侧为疏水坑底压力，低压侧为大气压力，其压差为ΔP，那么液位为ΔP/(ρxg)，其中，ρ为水的密度，g为重力加速度。
进一步的，连续测量液位计的选型应满足仪控***测量时间小于1个小时的要求。液位计可准确识别的疏水坑液位变化为：AxHxS，单位为l；如果1GPM的不可识别泄漏都进入疏水坑，则其响应时间为：(AxHxS)/3.8，单位为min。当(AxHxS)/3.8小于60min时，则认为该仪表***满足RG1.45关于响应时间的要求；当(AxHxS)/3.8大于60min时，则认为该仪表***不满足RG1.45关于响应时间的要求。其中，A为连续测量液位计的精度、H为连续测量液位计的满量程范围，S为疏水坑的截面积。
由于仪表信号传输和DCS处理时间极短，因此忽略不计。
本发明实施例中，连续测量液位计通过向DCS发送液位变化信息，DCS在根据液位变化信息判断泄漏速率是否超过预先设定的预警值，在判断泄漏速率超过预先设定的预警值，向主控制***发送预警信息，可实现核电站运行中发生不可识别泄漏时，及时发送预警信息；同时，由于连续测量液位计选择抗震1类部件，符合安全停堆地震SSE要求，取得很好的技术效果。
请结合参看图2所示，图2提供了一种核电站不可识别泄漏的预警方法的一个实施例的示意图，具体是疏水坑液位的监测原理。如前所述，疏水坑的水源主要来自3个方面，包括：运行溢流水、地漏疏水以及通风***冷凝水。疏水坑设置了2个泵和液位计，液位计可包括具备连续测量功能的连续测量液位计和液位开关。
核电站正常运行期间，疏水坑的水源只有运行溢流水，根据运行经验，运行溢流水的量通常是恒定的，或者近似恒定。当疏水坑的液位超过高液位设定值H1时，将启动01泵，将多余的水排放其它工艺***，通常为废液处理***；当疏水坑的液位低于低液位设定值L1时，将停01泵。在该时段t1内，液位的变化△L1=H1-L1。疏水坑液位变化曲线斜率k1=△L1/t1，即正常运行时疏水坑液位变化率。
当发生不可识别的泄漏较小时，由于通风***冷凝水和地漏疏水也进入了疏水坑，则疏水坑液位的变化较快，该时段t2内，疏水坑液位变化曲线斜率为k2=△L2/t2，即发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化率。
当发生不可识别的泄漏较大时，当疏水坑的液位超过高液位设定值H1时，启动01泵后，液位继续上升超过设定的高二加液位H2时，将启动02泵，当液位降至L1时，同时关闭01泵和02泵。
请结合参看图3所示，图3提供了一种核电站不可识别泄漏的预警方法的一个实施例的示意图。具体的，提供了一种泄漏速率的计算原理。核电站正常运行期间，疏水坑的水源只有运行溢流水，根据运行经验，运行溢流水的量通常是恒定的，或者近似恒定。当疏水坑的液位超过高液位设定值H1时，将启动01泵，将多余的水排放其它工艺***，通常为废液处理***；当疏水坑的液位低于低液位设定值L1时，将停01泵。在该时段t1内，液位的变化△L1=H1-L1。疏水坑液位变化曲线斜率k1=△L1/t1，即正常运行时疏水坑液位变化率。
当发生不可识别的泄漏较小时，由于通风***冷凝水和地漏疏水也进入了疏水坑，则疏水坑液位的变化较快，该时段t2内，疏水坑液位变化曲线斜率为k2=△L2/t2，即发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化率。其中，该时段的泄漏速率为：(k2-k1)xS,其中，S为疏水坑截面积。
当发生不可识别的泄漏较大时，当疏水坑的液位超过高液位设定值H1时，启动01泵后，液位继续上升超过设定的高二加液位H2时，将启动02泵，当液位降至L1时，同时关闭01泵和02泵。根据上述原理，连续测量液位计得到疏水坑液位上升段的斜率分别为k3和k4。其中，该时段的泄漏速率为(k3-k1)xS,其中，S为疏水坑截面积。
请结合参看图4所示，图4提供了一种核电站不可识别泄漏的预警***的一个实施例的示意图，其包括：连续测量液位计401、数字化仪控***DCS403。其中，
连续测量液位计401，用于发送疏水坑液位变化信息。
数字化仪控***DCS403，用于接收连续测量液位计401发送的液位变化信息，根据液位变化信息确定不可识别泄漏的泄漏速率；判断泄漏速率是否超过预先设定的预警值，若判断泄漏速率超过预先设定的预警值，向主控制***发送预警信息。
具体的，疏水坑的水源主要来自3个方面，包括：运行溢流水，地漏疏水以及通风***冷凝水。疏水坑设置了泵和液位计，该液位计可包括具备连续测量功能的连续测量液位计401和液位开关。
核电站正常运行期间，疏水坑的水源只有运行溢流水，根据运行经验，运行溢流水的量通常是恒定的，或者近似恒定。当疏水坑的液位超过高液位设定值H1时，将启动泵，将多余的水排放其它工艺***，通常为废液处理***；当疏水坑的液位低于低液位设定值L1时，将停泵。在该时段t1内，连续测量液位计401测量液位的变化△L1=H1-L1。疏水坑液位变化曲线斜率k1=△L1/t1，即正常运行时疏水坑液位变化率。
当发生不可识别的泄漏时，由于通风***冷凝水和地漏疏水也进入了疏水坑，则疏水坑液位的变化更快，该时段t2内，连续测量液位计401测量疏水坑液位变化曲线斜率为k2=△L2/t2，△k=k1-k2,即发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化率。
可选的，在疏水坑中设置泵，连续测量液位计401根据正常运行时疏水坑液位变化情况和/或发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况，确定是否启动泵排水。例如，若发现k1与k2相差较大，可以启动泵排水，并指示打开液位开关。
或者，连续测量液位计401根据正常运行时疏水坑液位变化情况和/或发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况，确定是否停止泵排水。例如，若发现k1与k2相差不大，可以停止泵排水，并指令关闭液位开关。
DCS403根据所述正常运行时疏水坑液位变化率和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化率，结合疏水坑截面积确定不可识别泄漏的泄漏速率。泄漏速率=(k2-k1)xS，其中，S疏水坑截面积。
可选的。在DCS403中预警值设置为1加仑每分钟(GallonsPerMinute，GPM)，若判断所述泄漏速率大于预警值1GPM，向主控制***发送预警信息。
可选的，基于核电站不可识别泄漏的预警***还包括主控制***，用于根据所述预警信息确定所述不可识别泄漏的泄漏源。
可选的，上述方案和***，其原理同样可以运用于安全壳大气F-18气溶胶的活度浓度监测和预警方案、对安全壳大气惰性气体活度浓度的监测和预警方案、对主管道泄漏的蒸汽抽取和分析的监测和预警方案以及对主管道的湿度监测和预警方案。
***的实施方法和流程可以参见前述实施例中介绍的方法实施例，此处不再赘述。
结合以上对本发明的详细描述可以看出，相对于现有技术，本发明至少具有以下有益技术效果：连续测量液位计通过向DCS发送液位变化信息，DCS在根据液位变化信息判断泄漏速率是否超过预先设定的预警值，在判断预警值超过预先设定的预警值，向主控制***发送预警信息。实现了核电站运行中发生不可识别泄漏时，及时发送预警信息；同时，由于连续测量液位计选择抗震1类部件，符合安全停堆地震(SafetyShutdownEarthquake，SSE)要求，取得很好的技术效果。
根据上述原理，本发明还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。
Claims (14)
1.一种核电站不可识别泄漏的预警方法，其特征在于，所述方法包括：
连续测量液位计测量核电站正常运行时疏水坑液位变化情况和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况；
数字化仪控***DCS接收连续测量液位计发送的液位变化信息；
DCS根据所述液位变化信息确定不可识别泄漏的泄漏速率；
DCS判断所述泄漏速率是否超过预先设定的预警值；
若判断所述泄漏速率超过预先设定的预警值，向主控制***发送预警信息。
2.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述方法还包括：
所述主控制***根据所述预警信息确定所述不可识别泄漏的泄漏源。
3.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述方法还包括：
所述连续测量液位计根据所述正常运行时疏水坑液位变化情况和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况，确定核电站正常运行时疏水坑液位变化率和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化率。
4.根据权利要求3所述的方法，其特征在于，所述方法还包括：
在疏水坑中设置泵，所述连续测量液位计根据所述正常运行时疏水坑液位变化情况和/或发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况，确定是否启动泵排水；或者，
所述连续测量液位计根据所述正常运行时疏水坑液位变化情况和/或发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况，确定是否停止泵排水。
5.根据权利要求1至4中任一项所述的方法，其特征在于，所述方法还包括：
所述连续测量液位计采用差压测量方式进行测量。
6.根据权利要求3所述的方法，其特征在于，所述DCS根据所述液位变化信息确定不可识别泄漏的泄漏速率，包括：
所述DCS根据所述正常运行时疏水坑液位变化率和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化率，结合疏水坑截面积确定不可识别泄漏的泄漏速率。
7.根据权利要求6或1所述的方法，其特征在于，所述方法还包括：
所述预警值设置为1GPM，若判断所述泄漏速率超过1GPM，向主控制***发送预警信息。
8.一种核电站不可识别泄漏的预警***，其特征在于，所述***包括：
连续测量液位计，用于测量核电站正常运行时疏水坑液位变化情况和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况、以及发送疏水坑液位变化信息；
数字化仪控***DCS，用于接收连所述续测量液位计发送的液位变化信息，根据所述液位变化信息确定不可识别泄漏的泄漏速率；判断所述泄漏速率是否超过预先设定的预警值，若判断所述泄漏速率超过预先设定的预警值，向主控制***发送预警信息。
9.根据权利要求8所述的核电站不可识别泄漏的预警***，其特征在于，所述***还包括：
所述主控制***，用于根据所述预警信息确定所述不可识别泄漏的泄漏源。
10.根据权利要求8所述的核电站不可识别泄漏的预警***，其特征在于，
所述连续测量液位计还用于：根据所述正常运行时疏水坑液位变化情况和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况，确定核电站正常运行时疏水坑液位变化率和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化率。
11.根据权利要求10所述的核电站不可识别泄漏的预警***，其特征在于，所述***还包括：排水泵，用于将疏水坑的水进行排放；
所述连续测量液位计，还用于根据所述正常运行时疏水坑液位变化情况和/或发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况，确定是否启动泵排水；或者，
所述连续测量液位计，还用于根据所述正常运行时疏水坑液位变化情况和/或发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化情况，确定是否停止泵排水。
12.根据权利要求8至11中任一项所述的核电站不可识别泄漏的预警***，其特征在于，所述连续测量液位计采用差压测量方式进行测量。
13.根据权利要求10所述的核电站不可识别泄漏的预警***，其特征在于，
所述DCS根据所述液位变化信息确定不可识别泄漏的泄漏速率，包括：
所述DCS根据所述正常运行时疏水坑液位变化率和发生不可识别泄漏时疏水坑液位变化率，结合疏水坑截面积确定不可识别泄漏的泄漏速率。
14.根据权利要求8或13所述的核电站不可识别泄漏的预警***，其特征在于，所述***还包括：
所述预警值设置为1GPM，若判断所述泄漏速率超过1GPM，向主控制***发送预警信息。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201310330453.6A CN103400612B (zh) | 2013-07-26 | 2013-07-26 | 核电站不可识别泄漏的预警方法和*** |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201310330453.6A CN103400612B (zh) | 2013-07-26 | 2013-07-26 | 核电站不可识别泄漏的预警方法和*** |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN103400612A CN103400612A (zh) | 2013-11-20 |
| CN103400612B true CN103400612B (zh) | 2016-01-13 |
Family
ID=49564216
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN201310330453.6A Active CN103400612B (zh) | 2013-07-26 | 2013-07-26 | 核电站不可识别泄漏的预警方法和*** |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN103400612B (zh) |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN105425842B (zh) * | 2016-01-06 | 2017-12-29 | 北京化工大学 | 一种机械密封泄漏率在线监控*** |
| CN108281207B (zh) * | 2018-01-26 | 2021-11-16 | 中国核电工程有限公司 | 一种安全壳内不可识别泄漏的探测装置和方法 |
| EP3905263A4 (en) * | 2018-12-11 | 2022-09-14 | China Nuclear Power Engineering Co., Ltd. | ALARM METHOD AND ALARM SYSTEM FOR LEAKAGE MONITORING OF A NUCLEAR POWER PLANT |
| CN109637680B (zh) * | 2018-12-11 | 2022-10-11 | 中广核工程有限公司 | 核电站泄漏监测报警方法及报警*** |
| CN110243428A (zh) * | 2019-04-29 | 2019-09-17 | 苏州热工研究院有限公司 | 核电站储液箱地震下液位晃动高度评估***及其工作方法 |
| CN114038592B (zh) * | 2021-10-12 | 2024-03-15 | 中广核陆丰核电有限公司 | 一种核电厂一回路泄漏率监测方法和装置 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4368694A (en) * | 1981-05-21 | 1983-01-18 | Combustion Engineering, Inc. | Leak detection system for a steam generator |
| CN102163051A (zh) * | 2010-12-10 | 2011-08-24 | 中国广东核电集团有限公司 | 一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法和*** |
| CN102426866A (zh) * | 2011-11-03 | 2012-04-25 | 中广核工程有限公司 | 核电站一回路压力边界泄漏监测方法和*** |
-
2013
- 2013-07-26 CN CN201310330453.6A patent/CN103400612B/zh active Active
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4368694A (en) * | 1981-05-21 | 1983-01-18 | Combustion Engineering, Inc. | Leak detection system for a steam generator |
| CN102163051A (zh) * | 2010-12-10 | 2011-08-24 | 中国广东核电集团有限公司 | 一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法和*** |
| CN102426866A (zh) * | 2011-11-03 | 2012-04-25 | 中广核工程有限公司 | 核电站一回路压力边界泄漏监测方法和*** |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN103400612A (zh) | 2013-11-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN103400612B (zh) | 核电站不可识别泄漏的预警方法和*** | |
| CN205748814U (zh) | 阀门内漏监视*** | |
| CN112432744B (zh) | 核岛水***密封测量装置及测量方法 | |
| CN105157923B (zh) | 安全壳封闭回路上进出口隔离阀组密封性试验方法 | |
| CN103674448A (zh) | 压力控制***与航天器密封舱连接处漏率检测装置及方法 | |
| CN103487218A (zh) | 一种凝汽器真空严密性检测***与方法 | |
| FI109617B (fi) | Soodakattilan vuodonilmaisujärjestelmä ja -menetelmä | |
| MY201882A (en) | Leakage control system for spent fuel cooling pool | |
| US10438707B2 (en) | Nuclear power plant that can automatically close a steam safety relief valve upon determination of exhaust pipe leakage | |
| KR20090120305A (ko) | 원자력 발전소의 증기발생기의 누설 감지장치 및 방법 | |
| CN106289668B (zh) | 一种利用硼泄漏检测高温高压水管道微裂纹的方法 | |
| CN204926803U (zh) | 核电站防主蒸汽管道泄漏的监测*** | |
| CN202229807U (zh) | 差压式油位测量装置 | |
| CN111192697A (zh) | 基于虹吸原理的泄漏报警检测*** | |
| CN209356016U (zh) | 一种考虑浆液密度差异的吸收塔液位高度测量装置 | |
| CN109540418A (zh) | 一种在线自动测量msr先导阀气体微泄漏检测装置及方法 | |
| CN203324218U (zh) | 一种用于实验室氢导测量装置 | |
| RU2417357C1 (ru) | Устройство контроля герметичности | |
| CN217361139U (zh) | 一种基于流量测量的主蒸汽管道泄漏监测*** | |
| CN103306967B (zh) | 300mw反应堆冷却剂泵测量*** | |
| CN205351285U (zh) | 废热锅炉在线检漏装置、在线检漏***及废热锅炉*** | |
| CN112216411A (zh) | 一种压水堆核电站一回路排气方法 | |
| TW201415482A (zh) | 用於不使用電能之一用盡燃料池水位量測之方法及系統 | |
| CN206016869U (zh) | 一种用于主机润滑油箱的油位低跳机保护装置 | |
| RU2297680C1 (ru) | Способ контроля герметичности оболочек твэлов и устройство для его осуществления |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| C06 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| C10 | Entry into substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| C14 | Grant of patent or utility model | ||
| GR01 | Patent grant |