核电厂主管道直接测温技术运用研究

发表时间:2020/4/14   来源:《基层建设》2019年第31期   作者:任虹宣
[导读] 摘要:随着时代的发展,为了满足现代核电技术的要求,当前的核电厂应采用主管道直接测温技术来替代工艺回路复杂,需在主管道上连接众多管数、维修难度大且不满足当前核电技术发展要求的传统旁路测温方式。
        核工业工程研究设计有限公司  北京  101300
        摘要:随着时代的发展,为了满足现代核电技术的要求,当前的核电厂应采用主管道直接测温技术来替代工艺回路复杂,需在主管道上连接众多管数、维修难度大且不满足当前核电技术发展要求的传统旁路测温方式。但因为主管道直接测温技术在我国核电厂应用时间较短,对其研究尚未深入,因此,在应用时必须了解热分层产生的原因及作用机理,并基于该机理确定核电厂主管道测温的截面与测点位置,同时采用有效的技术减少温度瞬态波动所带来的影响。文章就分析了进行核电厂主管道直接测温技术变革的必要性,然后探讨核电厂主管道直接测温技术及其运用,以供相关企业参考。
        关键词:核电厂;主管道;直接测温技术;运用策略
        一、背景技术分析
        在核电厂中,反应堆主管道内的冷却剂是用来带走反应堆中的热量的重要媒介,这种媒介同时还能将热量传递到二次侧蒸汽发生器当中。可以说,主管道中的冷却剂温度不但能控制核反应堆一回路的温度,同时还对核电机组整体正常的运行和监测都具有十分重要的作用。所以,反应堆冷却剂的温度对于核电厂而言,是一种十分重要且十分关键的安全参数。在对其进行测量时,对数据的准确性要求极高。
        二、进行核电厂主管道直接测温技术变革的必要性分析
        随着时代的发展,目前国际对核电厂建设的要求越来越高。在实际的核电厂主管道测温工作中,大多数核电站都普遍采用了传统的测量工作,即旁路测量的方式。这种测量方式实在核电厂的主管道上设置三个测温旁路接管嘴,在核反应堆正常运行期间,从该反应堆压力容器流出的一回路冷却剂部分,通过测温旁路接管嘴流入到旁路接管线中,经过搅浑后,将冷却剂流经设于测温旁路管线上的测温快响应温度计,以此测量主管道冷却剂的温度,并以此实现对反应堆一回路温度的控制。但这种旁路测量温度的方法需要配置很多的阀门、近百米长的管道以及相应数量的流量孔板、限流孔板和流量计,测量的方式工艺回路十分复杂,而且需要在主管道上连接数量众多且维修难度较大的管路,增加了主管道辅助管路,占用了大量的布置空间,此外,这种测量方式因为主管路接管众多,容易因为设备故障导致非计划停堆事故的发生,而且还不利于事故工况下一回路压力边界的保持。不但加大了核电厂运行和维护的成本,同时还成为潜在的核泄漏源;同时,因为测量的一回路冷却剂是从主管道引流出来的,并且经过了搅混,所以测量的温度与主管道冷却剂的真是温度具有一定的偏差,无法提供精准的数据支持。为了满足现代核电厂建设的要求,我们必须改进传统的冷却剂旁路测温方式,采用主管道直接测温技术。所谓的主管道直接测温技术,就是指通过在主管道上设置温度测量装置,直接测量主管道内冷却剂温度的技术。
        三、核电厂主管道直接测温技术设计
        在核电厂的日常工作中,因为核反应堆堆芯各燃料组建的富集程度不一致,因此,从不同燃料通道流出来的冷却剂,其温度各不相同。此外,在燃料组件的上方,还存在着控制棒导向管等其他阻碍物,这些阻碍物都对冷却剂起着阻碍的作用。冷却剂必须寻找到阻力最小的通道才能进入到主管道的热段。而且,在其进入主管道热锻的过程中,这些不同温度的冷却剂会出现一定程度的混合,且在主管道里运行的过程中,因为不存在障碍物,会导致这种混合行为继续发生,这样就会逐渐减少热段冷却剂温度的不均匀性。但因为刚进入主管道的冷却剂温差较大,在短时间和短距离内无法实现完美的混合,因此,这时候主管道内的冷却剂温度存在着热分层的现象,离反应堆堆芯出口越近,这种热分层现象就越明显,分层之间的差距越大;反之,离反应堆堆芯越远,冷却剂就会充分混合,而热分层现象也会逐渐降低,最终会逐渐消失。

而在现实生活中,根据现代核电技术的要求,对反应堆主管道冷却剂温度进行测量,其测量精度的要求极高,而要想满足相关要求,在进行主管道温度测量时,就必须充分考虑热分层影响的消除工作。
        针对核电厂主管道内冷却剂温度存在热分层的问题,根据工程经验,在进行主管道测温时,热段温度计的布置截面与堆芯出口的距离最少要保持3m。而且,为了消除热分层的影响,必须环绕一个截面设置多处测量点,然后取其平均值,以便于测量到冷却剂的平均温度。但为了测量者的安全,测点的数量不能过多,因此,我们必须用有限的样本平均代替总体样本的平均。在实际操作中,我们可以在截面上对温度计的插入角度上进行一定的变化。此外,当主管道上存在着较大的支管时,一旦流入温度特性不同的冷却剂,会导致部分位置的冷却剂温度发生一定的波动,从而引发控制棒的自动调整,从而影响到温度测量的准确性。因此,在选择测量位置时,还必须选取位于波动管的上游位置。
        根据大多数核电厂主管道的设计模式,我们根据测量勺技术设计了一款勺式带孔温度计管座。在实际操作中,将其垂直安装于核电厂的主管道热段上。套管朝着远离主管道的一端进行封闭设计,而朝向主管道的进水方向设置不同角度的5个取水口,并以中间一个孔为轴呈对称分布状,这样就可以对温度不同的流体进行一定的搅混,以便于减少热分层对测量的影响,同时还能有效预防局部温度的瞬态波动对测温的准确性造成影响。此外,这样的设计还能降低流入的冷却的流速,减号冷却剂对温度计的冲击,从而延长温度计的使用寿命。
        完成这一步骤后,我们就可以收集温度数据,并对温度信号进行处理了。在具体操作中,首先对热端内的温度计测量到的信号数据进行采集、校正和偏置、滤波,然后进入到系统选择模块,借助相应的软件工具,将收集到信号中无效的数据选择出来,然后一一剔除,最后取有效数据的平均值来消除热分层对实际温度测量带来的影响,从而获得更加准确的温度数据,为控制反应堆一回路温度的实现提供准确的数据支撑。
        本设计通过在某核电厂主管道实验,在安全性和技术性方面均达到了设计的要求,而且符合当前世界对核电技术的要求标准。可以取代传统的旁路测温技术,能够准确测量核电厂重要安全保护参数反应堆冷却剂的温度,同时使用的寿命较长,因此,具有极好的应用前景,可以在核电厂主管道测温环节广泛使用,直接测量主管道的温度。
        四、结束语
        综上所述,随着时代的发展,当前国际上对核电技术的要求越来越高,传统的核电厂主管道热段窄区域温度测量技术,即旁路测量技术已经无法满足核电厂主管道温度测量的需求。根据当前核电技术的要求,我们应积极采用主管道直接测温技术来测量冷却剂的温度,准确获得核电厂重要且关键安全保护参数,并未安全控制工作提供准确的参考。本设计使用了温勺式带孔温度计管座设计,有效化解了温度瞬态波动对测温带来的影响,同时采用了偏置设计的方式,减少了温度计失效是带来的热分层效应影响,且具有极高的安全性,能有效解决相关核电厂关键参数冷却剂温度测量的问题。
        参考文献:
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