CN106992029A - 一种核电站堆芯饱和裕度计算***及方法 - Google Patents

一种核电站堆芯饱和裕度计算***及方法 Download PDF

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CN106992029A CN201710200009.0A CN201710200009A CN106992029A CN 106992029 A CN106992029 A CN 106992029A CN 201710200009 A CN201710200009 A CN 201710200009A CN 106992029 A CN106992029 A CN 106992029A
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Abstract

本发明公开了一种核电站堆芯饱和裕度计算***和方法,该***包括:多个热电偶,分别设置在堆芯出口处,用于测量堆芯出口温度;堆芯出口温度计算模块,连接每一所述热电偶,用于根据所述检测数据对所述热电偶的有效性进行判断,计算堆芯出口温度;压力检测模块,连接一回路以及堆芯,用于分别检测一回路热段相对压力和堆芯安全壳的绝对压力并计算一回路绝对压力;堆芯饱和温度计算模,连接所述压力检测模块,用于计算堆芯饱和温度;堆芯饱和裕度计算模块,分别连接所述堆芯出口温度计算模块和堆芯饱和温度计算模块,用于计算堆芯饱和裕度。本发明还提供了一种核电站堆芯饱和裕度计算方法。通过本发明,解决了当前堆芯状态监测的问题。

Description

一种核电站堆芯饱和裕度计算***及方法
技术领域
本发明涉及核电厂反应堆堆芯监测技术领域,尤其涉及一种核电站堆芯饱和裕度计算***及方法。
背景技术
核电厂机组的安全运行是基于对一回路、二回路、安全壳和其它相关***状态参数的稳定之上的,堆芯饱和裕度监测作为事故后监测的重要参数之一,堆芯饱和裕度直接体现了堆芯是否过冷、饱和、过冷的状态,是事故后操作员判断一回路热工水力状态的重要依据。
在已知核电站中,堆芯饱和裕度通过堆芯的出口温度进行计算,但是并未提供较完整的测量、判断有效性、计算、互较以及最后输出唯一一个堆芯饱和裕度值并显示的***,测量和计算结果都不便于操作员观察且实时监控堆芯的过热、饱和、过冷状态。
因此,提供一种核电站堆芯饱和裕度计算***及方法,能够通过前段信号采集处理,结合热电偶的无效性判断,确定热电偶的有效性信息及有效的热电偶数量,通过堆芯最大温度计算和平均温度计算得到堆芯的最大温度和平均温度,通过热电偶的饱和裕度计算及互校计算得出唯一的一个堆芯饱和裕度送给操作员观察,为操作员判断事故后工况下一回路热工水力状态提供重要的数据支持,监测堆芯的过热、饱和、过冷状态是目前核电站函待解决的问题。
发明内容
本发明实施例所要解决的技术问题在于,针对上述现有技术的缺陷,提供一种核电站堆芯饱和裕度计算***及方法。
为了解决上述技术问题,本发明实施例提供了一种核电站堆芯饱和裕度计算***,包括:多个热电偶,分别设置在堆芯出口处,用于测量堆芯出口温度;堆芯出口温度计算模块,连接每一所述热电偶,用于接收所述温度检测数据并对每一所述热电偶的有效性进行判断,按照有效热电偶检测数据计算堆芯出口温度;压力检测模块,连接一回路以及堆芯,用于分别检测一回路热段相对压力和堆芯安全壳的绝对压力并计算一回路绝对压力;堆芯饱和温度计算模块,连接所述压力检测模块,根据接收的所述一回路绝对压力数据计算堆芯饱和温度;堆芯饱和裕度计算模块,分别连接所述堆芯出口温度计算模块和堆芯饱和温度计算模块,用于接收所述堆芯出口温度和堆芯饱和温度计算堆芯饱和裕度。
优选地,所述堆芯饱和裕度计算***还包括显示模块,连接所述堆芯饱和裕度计算模块,用于接收所述堆芯饱和裕度数据并输出最终饱和裕度显示值。
优选地,所述堆芯出口温度计算模块还包括:有效判断模块,连接每一所述热电偶,用于接收所述温度检测数据并通过计算对每一所述热电偶的有效性进行判断,传输有效判断结果;有效数据计算模块,连接所述有效判断模块,用于接收所述有效判断结果,按照有效热电偶检测数据计算所述堆芯出口温度,所述堆芯出口温度包括堆芯出口平均温度和堆芯出口最大温度。
优选地,所述有效判断模块还包括:可用热电偶数量判断模块,连接每一所述热电偶,用于接收和传送所述温度检测数据,并判断可用热电偶的数量;有效热电偶温度统计模块,连接所述可用热电偶数量判断模块,用于根据所述温度检测数据和可用热电偶数量,计算可用热电偶平均温度,根据所述可用热电偶平均温度判断所述可用热电偶的有效性。
优选地,所述有效热电偶温度统计模块还用于根据热电偶温度测量值与热电偶平均温度之差的绝对值是否高于阈值判断所述可用热电偶的有效性,若热电偶温度测量值与热电偶平均温度之差的绝对值大于阈值,则热电偶无效;若热电偶温度测量值与热电偶平均温度之差的绝对值小于阈值,则热电偶有效。
优选地,所述压力检测模块包括:一回路压力检测模块,连接一回路,用于检测一回路热段相对压力;堆芯安全壳压力检测模块,连接堆芯安全壳,用于检测堆芯安全壳绝对压力;压力有效判断模块,分别连接所述一回路压力检测模块和所述堆芯安全壳压力检测模块,用于判断所述一回路热段相对压力和堆芯安全壳绝对压力是否有效;压力计算模块,连接所述压力有效判断模块,用于根据所述有效判断结果计算一回路绝对压力。
优选地,所述压力计算模块计算依据如下:所述一回路绝对压力为所述一回路热段相对压力与安全壳绝对压力之和。
优选地,所述堆芯饱和温度计算模块包括:信号有效判断模块,连接所述压力计算模块,用于接收所述一回路绝对压力信号并判断其有效性;饱和温度计算模块,连接所述信号有效判断模块,用于根据所述信号有效判断模块的判断结果计算堆芯饱和温度。
优选地,所述堆芯饱和裕度计算模块包括:饱和裕度有效判断模块,分别连接所述有效数据计算模块和所述饱和温度计算模块,用于接收所述堆芯温度有效性判断结果和堆芯出口温度,以及饱和温度有效性判断结果和堆芯饱和温度,对堆芯饱和裕度的有效性进行判断;饱和裕度计算模块,连接所述饱和裕度有效判断模块,用于根据所述堆芯饱和裕度的有效性判断结果,计算堆芯出口饱和裕度。
本发明还提供了一种核电站堆芯饱和裕度计算方法,包括如下步骤:
S1、用热电偶测量堆芯出口温度并传送温度检测数据;
S2、根据所述检测数据并对每一所述热电偶的有效性进行判断,按照有效热电偶检测数据计算堆芯出口温度;
S3、检测一回路热段相对压力和堆芯安全壳的绝对压力并计算一回路绝对压力;
S4、根据接收的所述一回路热段相对压力和堆芯安全壳绝对压力的检测数据计算堆芯饱和温度;
S5、接收所述堆芯出口温度和堆芯饱和温度计算堆芯饱和裕度;
S6、输出并显示最终芯饱和裕度输出值。
优选地,所述步骤S2还包括:
S21、接收所述温度检测数据并通过计算对每一所述热电偶的有效性进行判断,传输有效判断结果;
S22、根据所述有效判断结果按照有效热电偶检测数据计算堆芯出口温度。
优选地,所述步骤S21还包括:
S211、接收和传送所述温度检测数据,并判断可用热电偶的数量;
S212、根据所述温度检测数据和可用热电偶数量,计算可用热电偶平均温度,根据所述可用热电偶平均温度判断所述可用热电偶的有效性。
优选地,所述步骤S3还包括:
S31、分别检测一回路热段相对压力和堆芯安全壳绝对压力;
S32、判断所述一回路热段相对压力和堆芯安全壳绝对压力是否有效;
S33、根据所述有效判断结果计算一回路绝对压力。
优选地,所述步骤S4还包括:
S41、接收所述一回路绝对压力信号并判断其有效性;
S42、根据所述一回路绝对压力信号有效性的判断结果计算堆芯饱和温度。
优选地,所述步骤S5还包括:
S51、接收所述堆芯温度有效性判断结果和堆芯出口温度,以及饱和温度有效性判断结果和堆芯饱和温度,对堆芯饱和裕度的有效性进行判断;
S52、根据所述堆芯饱和裕度的有效性判断结果,计算堆芯出口饱和裕度。
本发明方案提供的一个或多个技术方案,至少具有如下技术效果或优点:在本发明方案中,通过前段信号采集处理,结合热电偶的无效性判断,确定热电偶的有效性信息及有效的热电偶数量,通过堆芯最大温度计算和平均温度计算得到堆芯的最大温度和平均温度,通过热电偶的饱和裕度计算及互校计算得出唯一的一个堆芯饱和裕度送给操作员观察。为操作员判断事故后工况下一回路热工水力状态提供重要的数据支持,监测堆芯的过热、饱和、过冷状态。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案,下面将对实施例描述中所需要使用的附图作简单地介绍,显而易见地,下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例,对于本领域普通技术人员来讲,在不付出创造性劳动的前提下,还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1是本发明第一实施例提供的核电站堆芯饱和裕度计算***结构示意图;
图2a和2b是本发明第一实施例提供的热电偶有效性测试逻辑示意图;
图3是本发明第一实施例提供的一回路绝对压力计算逻辑示意图;
图4是本发明第一实施例提供的饱和温度计算逻辑示意图;
图5是本发明第一实施例提供的饱和裕度计算逻辑示意图;
图6是本发明第一实施例提供的饱和裕度互校计算逻辑示意图;
图7是本发明第一实施例提供的饱和裕度显示示意图;
图8是本发明第二实施例提供的核电站堆芯饱和裕度计算流程示意图;
图9是本发明第三实施例提供的核电站堆芯饱和裕度计算流程示意图。
具体实施方式
本发明实施例通过提供一种核电站堆芯饱和裕度计算***和方法,解决了现有技术一般不具有堆芯饱和裕度计算方法,通过前段信号采集处理,结合热电偶的无效性判断,确定热电偶的有效性信息及有效的热电偶数量,通过堆芯最大温度计算和平均温度计算得到堆芯的最大温度和平均温度,通过热电偶的饱和裕度计算及互校计算得出唯一的一个堆芯饱和裕度便于操作员观察。为操作员判断事故后工况下一回路热工水力状态提供重要的数据支持,监测堆芯的过热、饱和、过冷状态。
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚,下面将结合附图对本发明实施方式作进一步地详细描述。
实施例一
请参见图1,图1是本发明提供的第一实施例的核电站堆芯饱和裕度计算***结构示意图,从图中可以看出,该***包括:多个热电偶1,分别设置在堆芯出口处,用于测量堆芯出口温度,并传送温度检测数据;堆芯出口温度计算模块2,连接每一所述热电偶1,用于接收所述温度检测数据并根据所述检测数据对每一所述热电偶1的有效性进行判断,按照有效热电偶1检测数据计算堆芯出口温度;压力检测模块3,连接一回路以及堆芯,用于分别检测一回路热段相对压力和堆芯安全壳的绝对压力并计算一回路绝对压力;堆芯饱和温度计算模块4,连接所述压力检测模块3,根据接收的所述一回路热段相对压力和堆芯安全壳绝对压力的检测数据计算堆芯饱和温度;堆芯饱和裕度计算模块5,分别连接所述堆芯出口温度计算模块2和堆芯饱和温度计算模块4,用于接收所述堆芯出口温度和堆芯饱和温度计算堆芯饱和裕度;显示模块6,连接所述堆芯饱和裕度计算模块5,用于接收所述堆芯饱和裕度数据并显示。
具体地,所述堆芯出口温度计算模块2还包括:有效判断模块21,连接每一所述热电偶1,用于接收所述温度检测数据并根据所述检测数据进行计算,通过计算结果对每一所述热电偶1的有效性进行判断并传输有效判断结果;有效数据计算模块22,连接所述有效判断模块21,用于接收所述有效判断结果,按照有效热电偶1检测数据计算堆芯出口温度,所述堆芯出口温度包括堆芯出口平均温度TRIC-AVG和最大温度TRIC-MAX。其中所述有效判断模块21还包括可用热电偶数量判断模块211,连接每一所述热电偶1,用于接收和传送所述温度检测数据,并判断可用热电偶的数量NTA;有效热电偶温度统计模块212,连接所述可用热电偶数量判断模块211,用于根据所述温度检测数据和可用热电偶1数量,计算可用热电偶1的平均温度TAVG,根据所述平均温度TAVG判断所述可用热电偶1的有效性。
结合图1、图2a和图2b所示,所述可用热电偶数量判断模块211连接每一所述热电偶1,接收和传送所述温度检测数据,并判断可用热电偶的数量NTA,热电偶的有效数量NTV小于最小有效数量NTVMIN时,图2a中箭头指向3号路线,图2b中3号路线表示所述堆芯出口平均温度TRIC-AVG和最大温度TRIC-MAX都保持上一次计算值,同时A_TRIC-AVG和A_TRIC-MAX都为0,即此次的堆芯出口平均温度TRIC-AVG和最大温度TRIC-MAX都无效,并且将触发总体报警动作,并且过程运算停止,后续计算步骤也停止;如果可用的热电偶数量NTA大于所要求的最少可用性热电偶的数量NTAMIN,就计算这些热电偶的平均值TAVG。当出现以下工况时,所述有效判断模块21停止有效性判断,且停止前,被认定热电偶值被认为有效的仍有效,被认定无效的仍为无效:当接收到反应堆停堆信号或安全注入信号,以及出现堆芯无明显流量/无主泵工作、平均温度过高、平均温度不稳定的情况。其中,平均温度过高是指可用热电偶1的平均温度TAVG高于预设阈值SIV_TAVG,平均温度不稳定是指在某个计算循环中,TAVGV高于预设阈值SIV TAVGV,TAVGV按照下式计算:
在本实施例中,△t为120秒,TAVGV代表时间上的平均温度变量。
具体地,有效热电偶温度统计模块212根据热电偶1温度测量值与平均温度TAVG之差的绝对值是否高于阈值SIV判断所述可用热电偶1的有效性,若热电偶1温度测量值与平均温度TAVG之差的绝对值大于阈值SIV,则热电偶1无效,并且不参与堆芯出口平均温度TRIC-AVG和堆芯出口最大温度TRIC-MAX的计算;若热电偶1温度测量值与平均温度TAVG之差的绝对值小于阈值SIV,则热电偶1有效,如果一个或多个热电偶被认为无效,一个CCMS总体报警被激发。
如图2所示,在本实施例中,堆芯出口设置有A列和B列各21个可用电热偶,初始有效电热偶数量为0,分别对A列和B列电热偶1进行有效性判断,每判断一个热电偶温度测量值与平均温度TAVG之差的绝对值是否小于阈值SIV,如果小于阈值范围,那么此温度测量值判定为有效,有效热电偶的数量就加1,如果判定热电偶温度测量值与平均温度TAVG之差的绝对值大于阈值SIV,那么此温度测量判定为无效,有效热电偶的数量不变,依次将A列和B列所有可用热电偶1测量值进行判定之后,进入下一个判断循环,再次开始判定所有A列和B列可用电热偶1的有效性,同时将此次判定有效电偶数量NTV和最小有效数量NTVMIN进行对比,NTV小于NTVMIN时,判断结果进入路线3,所述堆芯出口平均温度TRIC-AVG和最大温度TRIC-MAX都保持上一次计算值,同时A_TRIC-AVG和A_TRIC-MAX都为0,即此次的堆芯出口平均温度TRIC-AVG和最大温度TRIC-MAX都无效,并且将触发总体报警动作,并且过程运算停止,后续计算步骤也停止;NTV大于NTVMIN时,根据有效的热电偶温度测量数据和有效热电偶数量计算平均温度和最大温度,判定为无效的热电偶数据不计算在内,其中,堆芯出口平均温度TRIC-AVG为所有有效热电偶温度之和除以NTV,最大温度TRIC-MAX为所有有效的热电偶里取温度最大值,此时A_TRIC-AVG和A_TRIC-MAX都为1,即此次的堆芯出口平均温度TRIC-AVG和最大温度TRIC-MAX都有效。
如图1所示,所述压力检测模块3包括:一回路压力检测模块31,连接一回路,用于检测一回路热段相对压力;堆芯安全壳压力检测模块32,连接堆芯安全壳,用于检测堆芯安全壳绝对压力;压力有效判断模块33,分别连接所述一回路压力检测模块31和所述堆芯安全壳压力检测模块32,用于判断所述一回路热段相对压力和堆芯安全壳绝对压力是否有效;压力计算模块34,连接所述压力有效判断模块33,用于根据所述有效判断结果计算一回路绝对压力,且所述压力计算模块34按照如下公式计算:
PABS=PRIS1+PRIS2
式中,PABS为一回路绝对压力;
PRIS1为一回路热段相对压力;
PRIS2为堆芯安全壳绝对压力。
结合图3所示,当安全壳绝对压力PRIS2有效时,可以取用,当所述压力有效判断模块33判断安全壳绝对压力PRIS2测量失效,则以最小安全壳压力值0.1MPa作为此时的安全壳绝对压力PRIS2计算一回路绝对压力PABS;当所述压力有效判断模块33判断一回路热段相对压力PRIS1失效,则以上一次的有效计算值作为此次一回路热段相对压力PRIS1计算一回路绝对压力PABS,仅当所述压力计算模块33接收到所述压力有效判断模块33判断一回路热段相对压力失效时,所述一回路绝对压力PABS信号失效,即此时一回路绝对压力PABS有效值A_PABS为0,其他情况下一回路绝对压力PABS信号都有效,即为有效值A_PABS为1。
如图1所示,所述堆芯饱和温度计算模块4包括:信号有效判断模块41,连接所述压力计算模块34,用于接收所述一回路绝对压力PABS信号并判断其有效性;饱和温度计算模块42,连接所述信号有效判断模块41,用于根据所述信号有效判断模块41的判断结果计算堆芯饱和温度。
结合图3和图4所示,根据图3判断一回路绝对压力PABS是否有效,当一回路绝对压力PABS有效时,此时饱和温度TSAT的有效值A_TSAT为1,根据如下公式计算计算饱和温度TSAT
TSAT=f(PABS)=179.895+99.86X+24.38X2+5.67X3+0.935X4
式中:PABS为所述一回路绝对压力;
X=log10PABS
当一回路绝对压力PABS无效时,也就是当所述压力有效判断模块32判断一回路热段相对压力PRIS1失效,则以上一次的有效计算值作为此次一回路热段相对压力PRIS1计算一回路绝对压力PABS,此时也应当以上一个循环的有效值PABS(n-1)来计算,即此时饱和温度为TSAT(n-1),此时饱和温度的有效值A_TSAT为0。
如图1所示,所述堆芯饱和裕度计算模块5包括:饱和裕度有效判断模块51,分别连接所述有效数据计算模块22和所述饱和温度计算模块42,用于接收所述堆芯温度有效性判断结果和测量数据,以及饱和温度有效性判断结果和测量数据,对堆芯饱和裕度的有效性进行判断;饱和裕度计算模块52,连接所述饱和裕度有效判断模块51,用于根据所述堆芯饱和裕度的有效性判断结果,计算堆芯出口饱和裕度。
结合图5所示,饱和裕度计算模块52可以计算堆芯出口饱和裕度ΔTSAT和压力容器上封头饱和裕度ΔTSAT-HEAD,饱和裕度计算模块52根据如下公式计算堆芯出口饱和裕度ΔTSAT
ΔTSAT=ΔTSAT-TRIC-MAX
式中:TSAT为所述堆芯出口饱和温度;
TRIC-MAX为所述堆芯出口最大温度。
根据如下公式计算压力容器上封头饱和裕度ΔTSAT-HEAD
ΔTSAT-HEAD=TSAT-TSAT-HEAD
式中,TSAT为所述堆芯出口饱和温度;
TSAT-HEAD为压力容器上封头饱和温度,通过设置在燃料接近容器压力顶部的热电偶,利用热电偶以测量堆芯出口饱和温度同样的方法可以测得。
如图5所示,当所述堆芯出口饱和温度TSAT无效或者堆芯出口最大温度TRIC-MAX无效,此时所述饱和裕度有效判断模块51判断堆芯出口饱和裕度ΔTSAT无效,此时堆芯出口饱和裕度保持上一个有效计算值ΔTSAT(n-1),压力容器上封头也一样,此时堆芯出口饱和裕度有效值A_ΔTSAT和压力容器上封头饱和裕度有效值A_TSAT-HEAD都为0;当所述堆芯出口饱和温度TSAT和堆芯出口最大温度TRIC-MAX都有效,此时所述饱和裕度有效判断模块51判断堆芯出口饱和裕度ΔTSAT有效,压力容器上封头也一样,堆芯出口饱和裕度有效值A_ΔTSAT和压力容器上封头饱和裕度有效值A_TSAT-HEAD都为1。
如图6所示,所述饱和裕度计算模块52计算之后根据同一堆芯采用的两列仪器测量A列和B列数据计算得到的A和B堆芯出口饱和裕度ΔTSAT_A和ΔTSAT_B,将TSAT_A和ΔTSAT_B进行互校得到最终的饱和裕度ΔTSAT,互校的目的是为了使用A/B输出的饱和裕度一致,得出一个唯一的饱和裕度信息送给操作员,交互确认功能在A列和B列中实现。A列从B列获取的数据包括:N_RCPP_B,即B列看到的泵的数目;ΔTSAT_B即B列计算的ΔTSAT值;A_ΔTSAT_B,即B列计算的ΔTSAT值的有效性;∑_B,即B列计算的ΔTSAT值的不确定度。
结合图6,由于TRIC测量的高度冗余,且不存在一回路***压力传感器的共模故障,故不考虑全部失去ΔTSAT值(A列和B列是同时的),因此有以下几种情形:
(1)当A_ΔTSAT_A+A_ΔTSAT_B=2,此时A_ΔTSAT_A和A_ΔTSAT_B都为1,即A列和B列饱和裕度都有效的时候,A、B列的饱和裕度ΔTSAT_A和ΔTSAT_B结合A/B列不确定度∑_A和∑_B按照以下逻辑计算得出唯一的饱和裕度:
如果ΔTSAT_A和ΔTSAT_B的差的绝对值小于∑_A和∑_B之和,那么此时的最终饱和裕度ΔTSAT为ΔTSAT_A和ΔTSAT_B的平均值;
如果如果ΔTSAT_A和ΔTSAT_B的差的绝对值大于∑_A和∑_B之和,那么此时的最终饱和裕度ΔTSAT为ΔTSAT_A和ΔTSAT_B两者之间的较小值。
(2)当A_ΔTSAT_A+A_ΔTSAT_B=1时;
如果是A_ΔTSAT_A=1,A_ΔTSAT_B=0,即A计算的饱和裕度有效值为1,B计算的饱和裕度的有效值为0,那么此时的最终饱和裕度ΔTSAT为ΔTSAT_A;
如果是A_ΔTSAT_A=0,A_ΔTSAT_B=1,即A计算的饱和裕度有效值为0,B计算的饱和裕度的有效值为1,那么此时的最终饱和裕度ΔTSAT为ΔTSAT_B。
结合图7所示,只有当列之间的数据无传输错误,且N_RCPP_A=N_RCPP_B,N_RCPP不等于2的时候,才能进行互校,当互校条件为1的时候,即满足B到A列的通讯没有传输错误,并且N_RCPP_A=N_RCPP_B,互校的有效性DATA_I为1时,此时A和B列开始进行互校,输出显示值ΔTSAT_D为互校值ΔTSAT_I,显示值的有效性A_ΔTSAT_D为1;当B到A列传输出现错误,或者N_RCPP_A和N_RCPP_B不相等,不满足互校条件,即互校有效性DATA_I为0的时候,A和B列数据不进行互校,输出ΔTSAT_D显示本列的值,A列显示ΔTSAT_A值,输出ΔTSAT_D的有效值A—_ΔTSAT_D和A_ΔTSAT_A相同。
实施例二
结合图8所示,本发明实施例二提供了一种堆芯饱和裕度计算方法,包括如下步骤:
S1、用热电偶1测量堆芯出口温度并传送温度检测数据;
S2、根据所述检测数据对每一所述热电偶1的有效性进行判断,按照有效热电偶1检测数据计算堆芯出口温度;
S3、检测一回路热段相对压力和堆芯安全壳的绝对压力并计算一回路绝对压力;
S4、根据接收的所述一回路热段相对压力和堆芯安全壳绝对压力的检测数据计算堆芯饱和温度;
S5、接收所述堆芯出口温度数据和堆芯饱和温度数据计算堆芯饱和裕度;
S6、输出并显示最终芯饱和裕度输出值ΔTSAT_D。
实施例三
结合图9所示,本发明实施例三提供了一种堆芯饱和裕度计算方法,其中所述步骤S2还包括:
S21、接收所述温度检测数据通过计算对每一所述热电偶1的有效性进行判断并传输有效判断结果;
S22、根据所述有效判断结果按照有效热电偶1检测数据计算堆芯出口温度。
19、根据权利要求20所述的堆芯饱和裕度计算方法,其特征在于,所述步骤S21还包括:
S211、接收和传送所述温度检测数据,并判断可用热电偶的数量NTA;
S212、根据所述温度检测数据和可用热电偶1数量,计算可用热电偶1的平均温度TAVG,根据所述平均温度TAVG判断所述可用热电偶1的有效性。
具体地,所述步骤S3还包括:
S31、检测一回路热段相对压力PRIS1和堆芯安全壳绝对压力PRIS2
S32、判断所述一回路热段相对压力PRIS1和堆芯安全壳绝对压力PRIS2是否有效;
S33、根据所述有效判断结果计算一回路绝对压力PABS
结合图9所示,所述步骤S4还包括:
S41、接收所述一回路绝对压力PABS信号并判断其有效性;
S42、根据所述一回路绝对压力PABS信号有效性的判断结果计算堆芯饱和温度。
具体地,所述步骤S5还包括:
S51、接收所述堆芯温度有效性判断结果和测量数据,以及饱和温度有效性判断结果和测量数据,对堆芯饱和裕度的有效性进行判断;
S52、根据所述堆芯饱和裕度的有效性判断结果,计算堆芯出口饱和裕度ΔTSAT
综上所述,本申请方案对于现有技术至少具有以下有益技术效果:
(1)通过前段信号采集处理,结合热电偶的无效性判断,确定热电偶的有效性信息及有效的热电偶数量,通过堆芯最大温度计算和平均温度计算得到堆芯的最大温度和平均温度,通过热电偶的饱和裕度计算及互校计算得出唯一的一个堆芯饱和裕度便于操作员观察;
(2)为操作员判断事故后工况下一回路热工水力状态提供重要的数据支持,监测堆芯的过热、饱和、过冷状态。
根据上面的描述,上述堆芯饱和裕度计算***用于实施上述堆芯饱和裕度计算方法,所以,该***的实施方式与上述方法的一个或多个实施方式相同,在此就不再一一赘述了。
尽管已描述了本发明的优选实施例,但本领域内的技术人员一旦得知了基本创造性概念,则可对这些实施例做出另外的变更和修改。所以,所附权利要求意欲解释为包括优选实施例以及落入本发明范围的所有变更和修改。
显然,本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样,倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内,则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (15)

1.一种核电站堆芯饱和裕度计算***,其特征在于,包括:
多个热电偶(1),分别设置在堆芯出口处,用于测量堆芯出口温度;
堆芯出口温度计算模块(2),连接每一所述热电偶(1),用于接收所述温度检测数据并对每一所述热电偶(1)的有效性进行判断,按照有效热电偶(1)检测数据计算堆芯出口温度;
压力检测模块(3),连接一回路以及堆芯,用于分别检测一回路热段相对压力和堆芯安全壳的绝对压力并计算一回路绝对压力;
堆芯饱和温度计算模块(4),连接所述压力检测模块(3),根据接收的所述一回路绝对压力数据计算堆芯饱和温度;
堆芯饱和裕度计算模块(5),分别连接所述堆芯出口温度计算模块(2)和堆芯饱和温度计算模块(4),用于接收所述堆芯出口温度和堆芯饱和温度计算堆芯饱和裕度。
2.根据权利要求1所述的核电站堆芯饱和裕度计算***,其特征在于,还包括显示模块(6),连接所述堆芯饱和裕度计算模块(5),用于接收所述堆芯饱和裕度数据并输出最终饱和裕度显示值。
3.根据权利要求1所述的核电站堆芯饱和裕度计算***,其特征在于,所述堆芯出口温度计算模块(2)还包括:
有效判断模块(21),连接每一所述热电偶(1),用于接收所述温度检测数据并通过计算对每一所述热电偶(1)的有效性进行判断,传输有效判断结果;
有效数据计算模块(22),连接所述有效判断模块(21),用于接收所述有效判断结果,按照有效热电偶(1)检测数据计算所述堆芯出口温度,所述堆芯出口温度包括堆芯出口平均温度和堆芯出口最大温度。
4.根据权利要求3所述的核电站堆芯饱和裕度计算***,其特征在于,所述有效判断模块(21)还包括:
可用热电偶数量判断模块(211),连接每一所述热电偶(1),用于接收和传送所述温度检测数据,并判断可用热电偶的数量;
有效热电偶温度统计模块(212),连接所述可用热电偶数量判断模块(211),用于根据所述温度检测数据和可用热电偶(1)数量,计算可用热电偶平均温度,根据所述可用热电偶平均温度判断所述可用热电偶(1)的有效性。
5.根据权利要求4所述的核电站堆芯饱和裕度计算***,其特征在于,所述有效热电偶温度统计模块(212)还用于根据热电偶(1)温度测量值与热电偶平均温度之差的绝对值是否高于阈值判断所述可用热电偶(1)的有效性,若热电偶(1)温度测量值与热电偶平均温度之差的绝对值大于阈值,则热电偶(1)无效;若热电偶(1)温度测量值与热电偶平均温度之差的绝对值小于阈值,则热电偶(1)有效。
6.根据权利要求1所述的核电站堆芯饱和裕度计算***,其特征在于,所述压力检测模块(3)包括:
一回路压力检测模块(31),连接一回路,用于检测一回路热段相对压力;
堆芯安全壳压力检测模块(32),连接堆芯安全壳,用于检测堆芯安全壳绝对压力;
压力有效判断模块(33),分别连接所述一回路压力检测模块(31)和所述堆芯安全壳压力检测模块(32),用于判断所述一回路热段相对压力和堆芯安全壳绝对压力是否有效;
压力计算模块(34),连接所述压力有效判断模块(33),用于根据所述有效判断结果计算一回路绝对压力。
7.根据权利要求6所述的核电站堆芯饱和裕度计算***,其特征在于,所述压力计算模块(34)计算依据如下:所述一回路绝对压力为所述一回路热段相对压力与安全壳绝对压力之和。
8.根据权利要求1所述的核电站堆芯饱和裕度计算***,其特征在于,所述堆芯饱和温度计算模块(4)包括:
信号有效判断模块(41),连接所述压力计算模块(34),用于接收所述一回路绝对压力信号并判断其有效性;
饱和温度计算模块(42),连接所述信号有效判断模块(41),用于根据所述信号有效判断模块(41)的判断结果计算堆芯饱和温度。
9.根据权利要求1所述的核电站堆芯饱和裕度计算***,其特征在于,所述堆芯饱和裕度计算模块(5)包括:
饱和裕度有效判断模块(51),分别连接所述有效数据计算模块(22)和所述饱和温度计算模块(42),用于接收所述堆芯温度有效性判断结果和堆芯出口温度,以及饱和温度有效性判断结果和堆芯饱和温度,对堆芯饱和裕度的有效性进行判断;
饱和裕度计算模块(52),连接所述饱和裕度有效判断模块(51),用于根据所述堆芯饱和裕度的有效性判断结果,计算堆芯出口饱和裕度。
10.一种核电站堆芯饱和裕度计算方法,其特征在于,包括如下步骤:
S1、用热电偶(1)测量堆芯出口温度并传送温度检测数据;
S2、根据所述检测数据并对每一所述热电偶(1)的有效性进行判断,按照有效热电偶(1)检测数据计算堆芯出口温度;
S3、检测一回路热段相对压力和堆芯安全壳的绝对压力并计算一回路绝对压力;
S4、根据接收的所述一回路热段相对压力和堆芯安全壳绝对压力的检测数据计算堆芯饱和温度;
S5、接收所述堆芯出口温度和堆芯饱和温度计算堆芯饱和裕度;
S6、输出并显示最终芯饱和裕度输出值。
11.根据权利要求10所述的核电站堆芯饱和裕度计算方法,其特征在于,所述步骤S2还包括:
S21、接收所述温度检测数据并通过计算对每一所述热电偶(1)的有效性进行判断,传输有效判断结果;
S22、根据所述有效判断结果按照有效热电偶(1)检测数据计算堆芯出口温度。
12.根据权利要求10所述的核电站堆芯饱和裕度计算方法,其特征在于,所述步骤S21还包括:
S211、接收和传送所述温度检测数据,并判断可用热电偶的数量;
S212、根据所述温度检测数据和可用热电偶(1)数量,计算可用热电偶平均温度,根据所述可用热电偶平均温度判断所述可用热电偶(1)的有效性。
13.根据权利要求10所述的核电站堆芯饱和裕度计算方法,其特征在于,所述步骤S3还包括:
S31、分别检测一回路热段相对压力和堆芯安全壳绝对压力;
S32、判断所述一回路热段相对压力和堆芯安全壳绝对压力是否有效;
S33、根据所述有效判断结果计算一回路绝对压力。
14.根据权利要求10所述的核电站堆芯饱和裕度计算方法,其特征在于,所述步骤S4还包括:
S41、接收所述一回路绝对压力信号并判断其有效性;
S42、根据所述一回路绝对压力信号有效性的判断结果计算堆芯饱和温度。
15.根据权利要求10所述的核电站堆芯饱和裕度计算方法,其特征在于,所述步骤S5还包括:
S51、接收所述堆芯温度有效性判断结果和堆芯出口温度,以及饱和温度有效性判断结果和堆芯饱和温度,对堆芯饱和裕度的有效性进行判断;
S52、根据所述堆芯饱和裕度的有效性判断结果,计算堆芯出口饱和裕度。
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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109712729A (zh) * 2018-12-13 2019-05-03 中广核工程有限公司 一种核电站报警方法、饱和裕度的计算方法及***
CN110706834A (zh) * 2019-11-15 2020-01-17 北京广利核***工程有限公司 一种堆芯冷却监视信号有效性处理方法及装置
CN111967130A (zh) * 2020-07-07 2020-11-20 中国核电工程有限公司 一种压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5490184A (en) * 1994-07-21 1996-02-06 Westinghouse Electric Corporation Method and a system for accurately calculating PWR power from excore detector currents corrected for changes in 3-D power distribution and coolant density
JP2004309401A (ja) * 2003-04-09 2004-11-04 Toshiba Corp 原子炉炉心監視システム
CN102682862A (zh) * 2012-05-25 2012-09-19 中国核动力研究设计院 压水堆核电站堆芯热电偶有效性状态在线诊断方法
CN103426487A (zh) * 2012-05-24 2013-12-04 中国核动力研究设计院 一种堆芯水位和过冷裕度通道互校方法
CN103871512A (zh) * 2012-12-11 2014-06-18 中国核动力研究设计院 一种用于反应堆堆芯饱和温度计算的主回路压力校核方法
CN104240779A (zh) * 2014-09-22 2014-12-24 中国广核集团有限公司 核电站堆芯象限功率倾斜的监督方法和装置
CN105513656A (zh) * 2015-11-30 2016-04-20 中广核工程有限公司 一种核电厂堆芯参数监测***和监测方法
CN105895175A (zh) * 2015-06-15 2016-08-24 广东核电合营有限公司 一种标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5490184A (en) * 1994-07-21 1996-02-06 Westinghouse Electric Corporation Method and a system for accurately calculating PWR power from excore detector currents corrected for changes in 3-D power distribution and coolant density
JP2004309401A (ja) * 2003-04-09 2004-11-04 Toshiba Corp 原子炉炉心監視システム
CN103426487A (zh) * 2012-05-24 2013-12-04 中国核动力研究设计院 一种堆芯水位和过冷裕度通道互校方法
CN102682862A (zh) * 2012-05-25 2012-09-19 中国核动力研究设计院 压水堆核电站堆芯热电偶有效性状态在线诊断方法
CN103871512A (zh) * 2012-12-11 2014-06-18 中国核动力研究设计院 一种用于反应堆堆芯饱和温度计算的主回路压力校核方法
CN104240779A (zh) * 2014-09-22 2014-12-24 中国广核集团有限公司 核电站堆芯象限功率倾斜的监督方法和装置
CN105895175A (zh) * 2015-06-15 2016-08-24 广东核电合营有限公司 一种标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法
CN105513656A (zh) * 2015-11-30 2016-04-20 中广核工程有限公司 一种核电厂堆芯参数监测***和监测方法

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
刘春明: "基于SOP规程的大亚湾堆芯冷却监测***改造", 《自动化博览》 *
潘瀚域: "核能发电厂反应堆堆芯冷却监测***CCMS简介", 《科技展望》 *
郑明光 等: "《压水堆核电站工程设计》", 31 January 2013 *
陈济东 等: "《大亚湾核电站***及运行》", 31 December 1994 *

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109712729A (zh) * 2018-12-13 2019-05-03 中广核工程有限公司 一种核电站报警方法、饱和裕度的计算方法及***
CN109712729B (zh) * 2018-12-13 2020-08-11 中广核工程有限公司 一种核电站报警方法、饱和裕度的计算方法及***
CN110706834A (zh) * 2019-11-15 2020-01-17 北京广利核***工程有限公司 一种堆芯冷却监视信号有效性处理方法及装置
CN110706834B (zh) * 2019-11-15 2021-09-24 北京广利核***工程有限公司 一种堆芯冷却监视信号有效性处理方法及装置
CN111967130A (zh) * 2020-07-07 2020-11-20 中国核电工程有限公司 一种压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法
CN111967130B (zh) * 2020-07-07 2024-04-12 中国核电工程有限公司 一种压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法

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