自 动化仪表
PROCESS AUTOMATION INSTRUMENTATION
第40卷第6期2019年6月
Vol. 40 No. 6
Jun. 2019
取消旁路后的冷却剂温度测量通道调试研究
朱加良何正熙杜茂2，陈静J 余俊辉J 李小芬J 李红霞J 何鹏J 徐涛1
(1•中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室，四川成都610213；
2.福建福清核电有限公司，福建 福清350318)
摘 要：传统M310核电厂采用旁路测量方式执行关键安全参数-反应堆冷却剂温度的测量。但该方式由于工艺回路复杂、主管道上 接管数量多且维修难度大而不满足三代核电的要求，故在华龙一号核电厂中取消了旁路设计为主管道直接测温方式，由此带来反应
堆冷却剂温度测量调试的变化。首先介绍了调试的过程并分析了导致调试变化的具体原因，然后针对该变化研究出具体的调试方
reactor technology案，最后论证新调试方案的可行性。论证结果表明：新的调试方案是可行的，且有利于电厂安全运行。关键词：核电厂；M310；华龙一号；冷却剂温度测量；测温旁路；主管道直接测温中图分类号：TH-3
文献标志码：A DOI ： 10.16086/j. cnki. issnl000-0380.2019030297
Research on Commissioning of Reactor Coolant Temperature Measurement
Channel with Bypass Removed
ZHU Jialiang 1 ,HE Zhengxi 1 ,DU Mao 2,CHEN Jing 1 ,YU Junhui 1 ,LI Xiaofen 1 ,LI Hongxia 1 ,HE Peng 1 ,XU Tao 1
(1. Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory ,Nuclear Power Institute of China ,Chengdu 610213,China ；
2. Fujian Fuqing Nuclear Power Co.,Ltd.,Fuqing 350318,China)
Abstract : Traditional M310 nuclear power plant adopted bypass measurement method to measure key safety parameter , the
reactor coolant temperature , but this method featured complicated process loop , large amount of connection on the main pipeline and difficult maintenance that cannot satisfy the requirements of the 3rd generation nuclear power which has been removed in
HPR1000 nuclear power plant and replaced by primary pipeline direct temperature detection method , hence the commissioning of reactor coolant temperature measurement channel is changed. Firstly , the commissioning process is introduced , and the specific
causes of the commissioning changes are analyzed. Then , the specific commissioning scheme is studied for the change. Finally , the
feasibility of the new commissioning scheme is verified. The results of the verification show that the new commissioning scheme is feasible and beneficial to the safe operation of the power plant.
Keywords : Nuclear power plant ； M310； HPR1000； Reactor coolant temperature measurement ； Thermometric bypass ； Primary
pipeline direct temperature detection
0引言
冷却剂温度包括热段和冷段冷却剂温度，该参数
体现堆芯的功率水平。在I 类和II 类工况下，若堆芯
发生偏离泡核沸腾（DNB ）和燃料棒中心熔化事故，反 应堆冷却剂温度会触发超温和超功率保护停堆， 以保证堆芯的安全⑴。因此其属于核电厂特别重要的 安全保护参数，对测量的准确性要求极高（需达到0.代 的级别）。由于燃料组件富集度不一致，从不同的燃料
通道流出的冷却剂温度不同，在主管道热段会形成流体 热分层的现象，因此需对测量方法进行特殊设计。
在传统的M310核电厂中，通过从主管道引出3
路流体进入测温旁路⑵；测温旁路设置3支温度计进
行热段冷却剂温度的测量,1支用于保护、1支用于控 制、1支备用。这种方式能够准确测量热段冷却剂温
度，但工艺回路十分复杂且主管道上接管数量多不利 于维持压力边界，另外检修剂量大不利于电厂的运行 维护。在华龙一号中，采用主管道直接测温方式⑶代
替测温旁路，即在主管热段上直接插入4支温度计，通 过4支温度计信号取平均后获得热段温度。这种通过
多样本采集的方式在一定程度上消除了热分层的影
响。但由于样本数量的有限性，其最终测量的准确性
收稿日期:2019-03-31
作者简介：朱加良（1984—），男，硕士，高级工程师，主要从事核电厂过程测量设计工作,E-mail :npiczhujialiang@ 126. com
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取决于测温截面选取、温度计的插入深度和插入角度，故需在调试时进行特殊设计。
本文深入研究分析了这些变化的原因，并提出了针对这些变化的新调试方案，最后对新的调试方案进行分析论证。
1M310核电厂温度测量通道调试研究传统M310核电厂的反应堆冷却剂温度测量通道调试主要包含不同功率平台下平均温度（TAVG）和温差（△『）相关的保护和控制通道校准⑷，主要包含以下4个阶段。
第一阶段为热态功能试验阶段（0%FP，未装料）。此阶段主要是在反应堆冷却剂升温阶段的各个温度平台进行温度计的校准。温度计校准依据温度计供货商提供的标定曲线人工计算出每支温度计的测量值，然后通过计算温度计之间的偏差（0.28弋）以及单个温度计与平均值的偏差（0.35弋），以判断温度计是否能够准确执行测量功能。另外，还需在DCS中读取校准后的单个温度值，并计算其与平均值的偏差（0.46弋）。除温度计校准外，还需在该平台下验证2个安全准则：每个△卩与0弋的差异不超过0.5^C，每个TAVG与所有TAVG的平均值差异不超过0.5弋。
第二阶段为临界前试验阶段（0%FP，装料）。此阶段与第一阶段内容一致。
第三阶段为从临界到到50%FP阶段。此阶段主要是在30%FP和50%FP记录相关温度数据，以备后续使用，并不进行运行准则和安全准则的验证。
第四阶段为50%FP到100%FP阶段。此阶段主要是在75%FP、87%FP和100%FP下记录相关温度数据，并在75%FP下进行预校准，需修改温差转换系数缶值和平均温度转换系数凡、水2值，使其满足安全准则的要求。在100%功率平台进行正式校准，需修改温差转换系数人值和平均温度转换系数仏、场值，使其满足安全准则的要求（每个△卩与35.22弋的差异不超过0.5弋，每个TAVG与所有TAVG的平均
值差异不超过0.5弋）。在87%FP下，仅记录相关温度数据以备后续使用。
其中需特别注意的是，第三和第四阶段至少包含两次升功率。第一次升功率完成人和仏、场的正式校准，第二次升功率验证第一次校准的缶和人2、*2是否满足安全准则的要求。若第二次验证不满足，则需在第二次升功率进行校准，并需进行第三次升功率来验证，依次类推。2取消测温旁路后的调试差异
由于各燃料组件富集度不一致，主管道热段的流体存在分层现象⑸。据统计，压水堆堆芯出口的热分层温差可达到几十摄氏度，离堆芯出口一定距离的主管道截面热分层温差可达到数十度。华龙一号测温截面距离堆芯约3m，选取特定工况通过CFD建模计算。该截面的温差可达到10弋左右,4支温度取平均后的平均温度测量值与截面温度平均值（理论值）最大偏差可达0.73弋。由于计算时选取的特定工况有限，实际上测量值和理论值的偏差可能会更大。因此，在调试过程中，需根据理论温度值对热段温度测量值进行修正，并且修正方式需考虑电厂运行的便利性。
各个阶段的影响分析如下。
对于第一阶段试验，由于此时未装料，流经堆芯内的流体较为均匀，主管道热段流体不存在热分层的现象。因此4支温度计之间测量到的对象可视为同一个。各温度计之间的偏差仅考虑仪表本身的测量误差即可，故这部分调试试验与测温旁路方式无区别。
对于第二阶段试验，此时虽已装料，但堆芯燃料组件都处于未激活状态，流经各燃料组件的流体温度一致，故主管道热段不存在热分层现象。而此阶段的试验内容和第一阶段一致，故这部分调试试验与取消测温旁路前无区别。
对于第三阶段试验，根据第1节的描述，此阶段无需进行安全准则和运行准则的验证，但此时的试验平台在30%FP和50%FP，堆芯燃料组件已处于激活状态，冷却剂流经各组件后的流束温度不一致，经过上部堆内构件有限的混合后进入主管道热段。此时，热段已存在流体分层的现象。为保证在这些功率平台下热段温度测量的准确性，需进行修正，以便其能够准确测量反应堆冷却剂热段温度。
对于第四阶段试验，功率平台包含75%FP、87%FP和100%FP，此时的热分层现象更加明显。为保证在这些功率平台下热段温度测量的准确性，需进行修正。
综上所述，由于功率平台下存在热分层现象，取消测温旁路后的调试最大差异在于需在30%FP、50%FP、75%FP、87%FP和100%FP功率平台下执行热段温度测量的修正。
3取消测温旁路后的调试方案
3.1修正基准
由于存在热分层的现象且样本的数量有限，以4
第6期取消旁路后的冷却剂温度测量通道调试研究朱加良，等・51・
支温度计的平均值作为修正基准不够精确，应通过精确的热平衡方法⑹来获得温度修正基准-理论混合平均温度人“，具体如下。
通过现场传感器获取一回路压力P、冷段体积流量v和冷段温度r cold（由于无热分层现象，冷段温度可以准确测量到），然后通过p和卩翻获得冷段冷却剂的焙值h翻和密度卩。
通过现场传感器获得给水流量、给水温度、排污流量和出口蒸汽压力，通过二回路热平衡计算得到一回路的热功率
计算热段冷却剂焙值Hhot二+^cold O
由热段冷却剂焙值和一回路压力P，可推出理论混合平均温度r h0tO
上述方法得到的混合平均温度人“的最大偏差在于热平衡时给水流量的精度。如能在给水流量测量时采用在线式超声波流量计进行测量，则可以获得高精度的『hot。
3.2修正方案
取消测温旁路后，华龙一号热段温度计布置如图1所示。
图1华龙一号热段温度计布置图
Fig.1The RTD layout on hot leg of HPR1000
图1中,4支温度计（巴、巴、巴、巴）分别从测温截面的45弋、135弋、225弋和315弋插入主管道。DCS 对4支温度计信号进行采集，并获得热段平均温度（为便于后续修正方法描述，这里把这4个温度值分别计为爲、笃、笃和笃）。为了使4个温度值的平均值接近理论平均温度，在DCS中分别设置温度修正偏置%、、他、©，并在调试时对这4个温度修正偏置进行调整。具体的修正步骤如下。
在30%FP功率平台进行热平衡计算得到理论混合平均温度r hot，使©二r hot-T l9a2=r hot-r2,a3= Fhot-卩3，=Fhot-卩4，使+©，卩2二卩2+a2；
,，口“T；+T；+T；+T' t3=t3+他，笃二笃+©，最终卩二一才一在50%FP功率平台、75%FP功率平台和87%功率平台，分别进行以上操作。
4调试方案论证
从3.2节可以看出，调试中的修正方法就是将4个单独的温度值修正到理论平均温度，使其能准确测量热段反应冷却剂温度，论证过程如下。
假定目前的热段混合平均温度为328弋，由于热分层现象导致4支单独温度计测量到的温度值T』、笃、笃分别为326V、327V、329弋和332弋。若不进行修正直接进行平均，此时测量到的温度信号为328.5弋。可以看出，未进行平均前单个温度测量值的最大偏差达到4弋，进行平均有效地减少了测量误差，此时温度偏差为0.5弋，但仍不符合测量精度0.1弋的要求。
修正后，久二328弋、T；二328JT；二328弋、T：= 328°C T—328.5+328.5+328.5+328.5_咒
可以看出，修正后的平均温度等于理论混合平均温度。
在运行阶段，由于堆芯的状态会发生变化，调试阶段的温度修正偏置©、°2、。3、。4也需定期根据热平衡结果进行更新。温度修正偏置更新的条件为功率大于一定水平且4支温度计的质量位均有效，以预防温度计失效时导致温度测量精度迅速变差，且能够正确执行超温超功率保护功能。
5结束语
为达到三代核电技术要求，相对于M310核电厂，华龙一号核电厂取消测温旁路，使用主管道直接测温技术来测量重要安全保护参数反应堆冷却剂温度。但这种测量方式会由于主管道的热段存在热分层现象而造成冷却剂温度测量精度不够。因此，需在反应堆冷却剂温度测量通道调试中进行特殊考虑。本文首先研究了热分层产生的机理，并细致地进行了反应堆冷却剂温度测量通道调试，提出了基于热平衡的改
进调试修正方案。方案论证表明，该调试方案可以较好地提高热分层下冷却剂温度测量精度，同时有利于电厂的安全运行。
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・62・自动化仪表第40卷
制造过程质量控制可能存在的薄弱环节及风险，与供应商共同制订改进措施。
②投入充足的质保人员和设备，为打造高质量核级DCS提供资源保障。
为充分落实质量保证组织独立性要求，广利核经历了由人员独立逐步发展到完全组织独立的过程。公司专门成立安全质保部、质量控制部、验证与确认部，独立于设计/制造部门，开展各项质量保证和验证工作；充分的人力资源投入，确保质量保证人员能力、经验、知识、技能满足所执行质量验证工作的要求。同时，对公司建设的国内唯一一套核安全级DCS板卡生产线，坚持做到对每一个板卡制造工序进行充分检查和全面测试，识别和掌控各制造工序质量风险点，确保每个板卡质量可靠，为打造高质量核级DCS提供资源保障。
③使用自动化测试装置，减少人因失误。
为确保核级DCS满足高质量、高可靠性的要求，在交付核电运营方之前，每台机组要进行全面的功能和性能测试单体测试、集成测试到系统测试的3个大测试阶段，涉及32个测试类，共283个测试大项，74000多个测试小项。为减少人因失误，提高测试效率，通过搭建包括硬件可靠性测试和基础平台系统
测试的自动化测试系统，覆盖了常规配置、边界配置、极限配置，并模拟设备真实运行状态，自动化测试系统负载达到实际应用系统的2倍。通过自动化测试工具，使单机组DCS测试自动化率达到20%，测试效率提升20(人x月)，累计发现设计缺陷43000余条，实现了更广、更深的测试覆盖，效率和准确性明显提高，切实消除了后端工程应用中的质量风险。
④开展错漏测分析，落实经验反馈。
开展全范围的错漏测分析，通过对厂内FT/FAT 发现的缺陷进行分析，研发质量防线的漏洞；通过对阳江现场调试过程中发现的缺陷进行分析，工程质量防线的漏洞。到漏掉这个缺陷的根本原因，也就到了质量防线的漏洞。通过邀请广核工程公司和运营公司的经验反馈专家来交流和培训经验反馈，提升了根本原因分析方法和思路，进而不断完善经验反馈体系，实现收集、筛选分级、原因分析、制定纠正措施、落实、跟踪和验证关闭的闭环处理，确保有分析、有水平展开、有行动、有落实监督和评估。
6结束语
通过分析核级DCS设计制造质量保证法规和标准要求，建立核级DCS全生命周期质量保证过程、全面的质量控制过程以及针对核级软件独立的验证与确认活动。依托阳江5号机组项目的自主化应用，实现核级DCS全生命周期质量保证活动的具体实践，并不断持续改进和优化。总结和睦系统在阳江5号机组工程应用过程中的质量保证良好实践，为核电领域相关单位后续开展核级DCS设计制造质量保证提供借鉴。
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