压水堆核电站堆芯水位测量原理

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【摘 要】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。

【关键词】压力容器；主泵；堆芯水位；压差

1 堆芯水位测量简介

压水堆核电站堆芯燃料组件放置于压力容器中间，测量堆芯水位实际上就是测量压力容器水位，其基本测量原理是基于测量压力容器的压差大小，根据压差计测得的压差算出相对应的水位值。而压力容器压差的准确测量又与反应堆冷却剂三台循环泵（以下简称为主泵）的运行与否有关，主泵运行时与不运行时堆芯的压差显然是不一样的，主泵运行时由于主泵驱动流体持续流过堆芯，堆芯压差较大；而主泵停运时经过堆芯的流体依靠自然循环等方式流动，堆芯压差较小。为了更加精确的实现测量目的，我们配置了三台差压水位计，根据主泵运行状态的不同，宽量程差压水位计用来在主泵运行时监测堆芯水位，窄量程差压计用来监测主泵停运时的堆芯水位，另外由于宽、窄量程差压水位计在测量计算过程中用到了参考液柱，所以需要设置一台参考差压计用来消除宽、窄量程差压计输出信号中的参考液柱项。同时为了实现更加可靠的堆芯水位测量，大亚湾核电站堆芯水位测量装置在设备配置方式上采用了冗余原理，分别配置A、B两个通道，每个通道都有三台差压计。

宽、窄量程差压计的取压点有3个，一个在压力容器顶部，2个在堆芯仪表密封组件处（如图1所示）。差压计所测量的差压是由反应堆压力容器内两个测压点之间的高度上的液体重量形成并在静压下保持。上测压点位于反应堆压力容器的出口，下测压点位于堆芯仪表的密封组件处（每个系列一个）。用作水压耦合器的金属膜片隔离器，安装在尽可能靠近测压点的位置，其目的是为了减少反应堆冷却剂泄漏的危险，并保持参考水柱不变。

2 主泵停运时的堆芯水位测量原理

如上文所述，堆芯水位测量分为主泵运行和不运行两种情况，主泵运行时又需要根据1、2或3台主泵不同的运行组态进行相应的主泵压头系数试验标定，使用的宽量程水位计用百分数指示在主控的仪表上，通过其在不同主泵运行组态下的压差测量推算堆芯实际水位，由于主泵运行时的水位测量采用了一些工程上的近似与保守取值，另外计算公式中的某些系数需要在试验中标定，这里就不多做阐述。而通常在正常运行工况下堆芯都是满水的，失水事故主泵停运情况下水位的准确测量更加关键，这里主要就主泵停运时的堆芯水位测量原理进行简介，示意图如下（图1）。

图1 压力容器水位测量原理

根据上图所示，水位测量用的差压计的正压腔与压力容器底部相连，负压腔通过参考管与压力容器顶部相连，两腔的压力差P1为：

P1=（H-h）ρV+hρL-HρL1（1）

其中H为压力容器水位测量高度，h为压力容器水位，ρL为压力容器内水的重度，ρV为压力容器内蒸汽重度，ρL1为参考管内水的重度。

参考管置安全壳内，其中的水不流通，故其重度ρL1只随环境温度而变。在堆芯失水等事故发生时，安全壳内温度可能会有所升高，致使参考管内水的重度减小，造成测量误差。为了消除这个误差，采用了另外一台参考差压计，置于同一环境之下。为了提高失水事故时的水位测量精度，两台差压计均在同一静压2.5MPa（表压）下标定，以防静压效应引起测量误差。所以，使用时参考差压计两腔充水，水压为2.5 MPa（表压）。

其压差为P2：P2=0-HρL1（2）

式1与式2相减，得：P1=（H-h）ρV+hρL+P2（3）

由此得到水位h的表达式为：h=■（4）

其中压力容器内蒸汽重度ρV可由一回路压力下的饱和温度计算出来，水的重度ρL在主泵运行时由平均温度算出，停运时由堆芯最高温度算出。由此通过以上参数的测量及计算便可以得出堆芯实测水位。当然，以上水位测量计算方法只是一些原理性的阐述，在实际的工程应用中还要考虑静压系数及其它一些修正系数的影响。

3 堆芯水位在压水堆核电站事故规程中的应用

堆芯水位的的准确测量以及可靠显示，是反应堆操纵员在事故状态下控制机组参数的重要保障，在事故工况下，反应堆操纵员应时刻关注堆芯的淹没情况，以判断堆芯水装量是否能够满足冷却的要求。为此，在堆芯水位测量系统中定义了几个具有代表性的阈值点用以表征堆芯的实际水装量情况。这几个关键阈值点分别为“压力容器大盖顶部”、“热管段顶部”、“热管段底部”、“堆芯顶部”、“堆芯底部”。

当水位高于“压力容器大盖顶部”则意味着压力容器满水，堆芯水装量是满意的；低于“压力容器大盖顶部”而高于“热管段顶部”则预示着压力容器大盖下部有汽腔出现，堆芯存在失水情况，水装量略有不足；低于“热管段顶部”而高于“热管段底部”意味着堆芯水装量不足，同时因为回路中含汽必须停运主泵以防止堆芯冷却剂的继续流失；低于“热管段底部”而高于“堆芯顶部”则说明堆芯缺水，状态不稳定，此时应使用一切可能的手段对堆芯进行补水；低于“堆芯顶部”而高于“堆芯底部”意味着堆芯部分已经失水，燃料可能由于得不到冷却而损坏；当低于“堆芯底部”则代表堆芯完露，可能发生熔毁的事故。

如上所述，在发生一回路失水的事故工况下，反应堆操纵员应时刻关注堆芯水位，通过水位指示的不同区间来准确判断堆芯失水情况，同时根据水位变化情况来判断采取的回路补水手段是否有效，从而在事故控制规程中选择合适的控制手段及策略来保证堆芯安全。

【参考文献】

[1]大亚湾核电站运行教程[M].原子能出版社，1999.

[2]核电站CCMS设计手册[Z].