先進(jìn)非能動核電機(jī)組一回路冷卻劑流量系統(tǒng)化測量方法

羅慧

（山東核電有限公司 煙臺 265116）

核電站反應(yīng)堆一回路冷卻劑是高溫高壓大管徑、大流量和高放射性的流體，用于一回路熱量傳遞，流量過大會增加機(jī)械應(yīng)力，流量過小會降低熱限值裕度。不同機(jī)型核電機(jī)組對一回路冷卻劑測量有多種測量方法研究［1-3］，國內(nèi)部分核電站曾出現(xiàn)過反應(yīng)堆一回路冷卻劑流量超出設(shè)計限值，導(dǎo)致多起執(zhí)照運(yùn)行事件［4］。二代核電機(jī)組通過主泵電功率計算、熱平衡試驗等方式進(jìn)行流量計算［5］；通過彎管流量計測量一回路流量的機(jī)組，通常使用的彎管流量系數(shù)為設(shè)計給定值［6］。華龍機(jī)組取消主管道的彎管流量計，設(shè)置主泵進(jìn)出口壓差表，基于主泵電功率測量一回路冷卻劑系統(tǒng)流量［7］。因彎管流量系數(shù)受彎管流量計尺寸、光潔度、彎曲管徑、前后直管段長度、雷諾數(shù)等因素影響，每個彎管流量計的流量系數(shù)均不同，直接用設(shè)計值將造成計算結(jié)果較大偏差［8-10］。反應(yīng)堆冷卻劑試驗及數(shù)據(jù)處理，為保證數(shù)據(jù)可信度，需充分考慮安裝位置對測量儀表的靜壓影響［11-13］，對核電站工藝流量測量不確定度也開展了一定的研究和工程經(jīng)驗［14］。

先進(jìn)非能動（Advanced Passive，AP）技術(shù)核反應(yīng)堆有兩個熱管道環(huán)路，每個熱管道安裝4個流量儀表，當(dāng)反應(yīng)堆熱功率大于P10，任一環(huán)路有兩個儀表的百分比流量低于90%，滿足邏輯四取二則停堆。本文基于AP技術(shù)核電機(jī)組的彎管布置特點(diǎn)和監(jiān)管要求，研究了多種測量方法結(jié)合驗證的模式，為先進(jìn)非能動壓水堆核電站一回路冷卻劑流量驗證和彎管流量系數(shù)的標(biāo)定提供了技術(shù)方案。……