本发明涉及核电领域，尤其涉及一种核电厂堆芯水位测量方法。
背景技术：
1979年美国发生三哩岛核事故，该事故暴露了EOP(事件导向规程)事故规程的局限性，对此，EDF(法国电力公司)于1980年开始研究SOA(状态导向法)。经过多年的研究和发展，基于SOA编制的SOP(状态导向规程)事故规程已经逐步完善，大亚湾核电厂将于2015年切换至SOP事故规程，为此大亚湾核电厂堆芯温度水位监测系统已按照SOP的算法要求进行了整体改造，国内目前新建的CPR1000核电机组大量使用了SOP事故规程。
切换到SOP事故规程后，堆芯水位将成为事故状态下执行SOP事故规程最重要的参数之一，但目前国内尚无堆芯水位定期刻度的成熟方法,无法满足SOP规程对堆芯水位状态的测量要求。
技术实现要素：
本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的上述缺陷，提供一种核电厂堆芯水位测量方法。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种核电厂堆芯水位测量方法，用于测量不同工况下的水位，核电厂堆芯包括多台主泵，每个工况启动对应的主泵/主泵组合，所述方法包括：针对典型的5种主泵/主泵组合分别执行以下步骤：
S1：运行当前主泵/主泵组合，测量当前主泵/主泵组合在冷停堆和/或热停堆下堆芯的总压头以及堆芯出口温度；
S2：基于该堆芯出口温度计算堆芯冷却剂的平均密度，根据该平均密度计算堆芯的静压头；
S3：根据所述总压头和静压头计算得到冷停堆和/或热停堆下堆芯的动压头，基于该动压头确定动压头补偿系数；
S4：根据所述总压头、平均密度、动压头补偿系数计算得到当前主泵/主泵组合在冷停堆和/或热停堆下的水位。
在本发明所述的核电厂堆芯水位测量方法中，核电厂堆芯包括3台主泵，典型的5种主泵/主泵组合为：单独的01号主泵；单独的02号主泵；单独的03号主泵；01号主泵和02号主泵的组合；01号主泵、02号主泵和03号主泵的组合。
在本发明所述的核电厂堆芯水位测量方法中，所述步骤S3中还包括：根据冷停堆和热停堆下堆芯的动压头计算出平均动压头，并基于该平均动压头确定动压头补偿系数；
所述步骤S4中还包括：根据平均动压头所对应的动压头补偿系数以及运行状态下总压头、平均密度，计算得到当前主泵/主泵组合在运行状态下的水位。
在本发明所述的核电厂堆芯水位测量方法中，所述步骤S2中，冷却剂的平均密度包括蒸汽密度和水密度，计算堆芯的静压头基于以下公式计算：
ΔP＝g[H水·ρ水+H汽·ρ汽-(H水+H汽)·ρ取压管]
其中，ΔP表示静压头，g表示重力加速度，ρ汽代表蒸汽密度，ρ水代表水密度，ρ取压管代表取压管密度；H水表示水所占空间高度，H汽表示蒸汽所占空间高度。
在本发明所述的核电厂堆芯水位测量方法中，所述蒸汽密度的计算为：
当PABS≤0.9MPa时，
ρ汽＝0.01978(1/(PABS+0.07)+258.6)PABS0.948；
当0.9MPa＜PABS≤14.6MPa时，
ρ汽＝0.2+4.94PABS-2.25×10-2PABS2+8.06×10-3PABS3；
当14.6MP＜PABS时，
ρ汽＝323.6-310.3(1+5.8×10-3PABS)(1-4.5×10-2PABS)0.35；
其中，ρ汽代表蒸汽密度；PABS代表一回路的绝对压力。
在本发明所述的核电厂堆芯水位测量方法中，所述水密度的计算为：
当HL≥650时，ρ水＝D4+D5/(HL-D6)，
当HL＜650时，ρ水＝D1+D2×HL2+D3×HL4，
HL＝H1+H2×TDENS+H3/(428-TDENS)+H4/(TDENS-399)，
H1＝-38.39+0.492PABS，H2＝4.043-3.027×10-3PABS，
H3＝-11427.6+1545.2PABS，H4＝-26351+1239.1PABS，
D1＝999.55+0.497PABS，D2＝-2.585×10-4+6.175×10-7PABS，
D3＝1.27×10-10-4.92×10-13PABS，D4＝1488.5+1.338PABS，
D5＝1.4695×10-4+8854.9×10-7PABS，D6＝3203.72+12.045PABS，
当TRIC-MAX＜TSAT时，TDENS＝TRIC-MAX，当TRIC-MAX＞TSAT时，TDENS＝TSAT，
其中，ρ水代表水密度；PABS代表一回路的绝对压力；TRIC-MAX代表堆芯出口温度的最大值，TSAT代表饱和温度。
在本发明所述的核电厂堆芯水位测量方法中，所述步骤S3中的动压头补偿系数基于对所述动压头的函数拟合获取，所述步骤S4中基于以下公式确定水位：
其中，LVSL代表水位，Ci代表动压头补偿系数，代表反应堆满水时的密度，g表示重力加速度，H、HHEAD、ρHEAD为已知参数。
实施本发明的核电厂堆芯水位测量方法，具有以下有益效果：本发明考虑了不同主泵或主泵组合运行的所有可能情况，能够让操纵人员直观的获取到水位状态，满足SOP规程对堆芯水位状态的精确测量要求，可以直接计算出液相水的份额信息，简单便捷，提高了核电厂在事故工况下的安全性。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：
图1是本发明核电厂堆芯水位测量方法的流程图。
具体实施方式
本发明要解决的技术问题是提供一种能够让操纵人员直观的获取到水位状态、满足SOP规程对堆芯水位状态的精确测量要求的堆芯水位测量方法。
为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。
如图1所示，是本发明核电厂堆芯水位测量方法的流程图。
本发明的核电厂堆芯水位测量方法，可以测量不同工况下的堆芯水位。核电厂堆芯包括多台主泵，每个工况启动对应的主泵/主泵组合。
现有的系统中，核电厂堆芯包括3台主泵：01号主泵、02号主泵和03号主泵。典型的5种主泵/主泵组合为：单独的01号主泵；单独的02号主泵；单独的03号主泵；01号主泵和02号主泵的组合；01号主泵、02号主泵和03号主泵的组合。
本发明的方法包括：
针对典型的5种主泵/主泵组合分别执行以下步骤：
S1：运行当前主泵/主泵组合，测量当前主泵/主泵组合在冷停堆和/或热停堆下堆芯的总压头、堆芯出口温度以及一回路的绝对压力；
S2：基于所述堆芯出口温度和一回路的绝对压力计算堆芯冷却剂的平均密度，根据该平均密度计算堆芯的静压头；
S3：根据所述总压头和静压头计算得到冷停堆和/或热停堆下堆芯的动压头，基于该动压头确定动压头补偿系数；
S4：根据所述总压头、平均密度、动压头补偿系数计算得到当前主泵/主泵组合在冷停堆和/或热停堆下的水位。
关于步骤S1：
温度可以利用热电偶测量，总压头的读取可以利用宽窄量程压差表和窄量程压差表测量，在单独运行一台主泵时，采用窄量程压差表测量,在运行两台或三台主泵的组合时，采用宽窄量程压差表测量。
由于每种主泵/主泵组合都包括冷停堆工况和热停堆工况，所以五种主泵/主泵组合总共对应10种具体的工况,即步骤S1会执行10次，分别为：
1.冷停堆工况下，启动01号主泵单独运行，02号主泵和03号主泵停运，待系统稳定后，利用窄量程压差表测量总压头，利用热电偶测量堆芯出口温度，利用压力表测量一回路的绝对压力；
2.冷停堆工况下，启动02号主泵单独运行，01号主泵和03号主泵停运，待系统稳定后，利用窄量程压差表测量总压头，利用热电偶测量堆芯出口温度，利用压力表测量一回路的绝对压力；
3.冷停堆工况下，启动03号主泵单独运行，01号主泵和02号主泵停运，待系统稳定后，利用窄量程压差表测量总压头，利用热电偶测量堆芯出口温度，利用压力表测量一回路的绝对压力；
4.冷停堆工况下，启动01号主泵和02号主泵，03号主泵停运，待系统稳定后，利用宽窄量程压差表测量总压头，利用热电偶测量堆芯出口温度，利用压力表测量一回路的绝对压力；
5.冷停堆工况下，启动01号主泵、02号主泵和03号主泵，待系统稳定后，利用宽窄量程压差表测量总压头，利用热电偶测量堆芯出口温度，利用压力表测量一回路的绝对压力；
6.热停堆工况下，启动01号主泵单独运行，02号主泵和03号主泵停运，待系统稳定后，利用窄量程压差表测量总压头，利用热电偶测量堆芯出口温度，利用压力表测量一回路的绝对压力；
7.热停堆工况下，启动02号主泵单独运行，01号主泵和03号主泵停运，待系统稳定后，利用窄量程压差表测量总压头，利用热电偶测量堆芯出口温度，利用压力表测量一回路的绝对压力；
8.热停堆工况下，启动03号主泵单独运行，01号主泵和02号主泵停运，待系统稳定后，利用窄量程压差表测量总压头，利用热电偶测量堆芯出口温度，利用压力表测量一回路的绝对压力；
9.热停堆工况下，启动01号主泵和02号主泵，03号主泵停运，待系统稳定后，利用宽窄量程压差表测量总压头，利用热电偶测量堆芯出口温度，利用压力表测量一回路的绝对压力；
10.热停堆工况下，启动01号主泵、02号主泵和03号主泵，待系统稳定后，利用宽窄量程压差表测量总压头，利用热电偶测量堆芯出口温度，利用压力表测量一回路的绝对压力；
关于步骤S2：
冷却剂的平均密度包括蒸汽密度ρ汽和水密度ρ水，静压头具体来说包括对内水、蒸汽两部分压力，再减去取压管线中的压力，计算堆芯的静压头基于以下公式计算：
ΔP＝g[H水·ρ水+H汽·ρ汽-(H水+H汽)·ρ取压管]
其中，ΔP表示静压头，g表示重力加速度，ρ汽代表蒸汽密度，ρ水代表水密度，ρ取压管代表取压管密度，单位均为kg/m3；H水表示水所占空间高度，H汽表示蒸汽所占空间高度，单位均为m。
其中，计算压力容器中蒸汽密度ρ汽时，为保守估计水位，需高估ρ汽，因此采用饱和蒸汽计算公式：
当PABS≤0.9MPa时，
ρ汽＝0.01978(1/(PABS+0.07)+258.6)PABS0.948；
当0.9MPa＜PABS≤14.6MPa时，
ρ汽＝0.2+4.94PABS-2.25×10-2PABS2+8.06×10-3PABS3；
当14.6MP＜PABS时，
ρ汽＝323.6-310.3(1+5.8×10-3PABS)(1-4.5×10-2PABS)0.35；
其中，ρ汽代表蒸汽密度，单位为kg/m3；PABS代表一回路的绝对压力，单位为MPa。
其中，计算压力容器中水密度ρ水时，为保守估计水位，需低估ρ水，因此采用以下计算公式时，需判断合适的温度输入：
原则：
当TRIC-MAX＜TSAT时，TDENS＝TRIC-MAX，当TRIC-MAX＞TSAT时，TDENS＝TSAT，
当TRIC-MAX＜TSAT时，TDENS＝TRIC-MAX，当TRIC-MAX＞TSAT时，TDENS＝TSAT，
TRIC-MAX代表堆芯出口温度的最大值，TSAT代表饱和温度，单位均为℃，TRIC-MAX即为上述热电偶测量得到；
计算公式：
当HL≥650时，ρ水＝D4+D5/(HL-D6)，
当HL＜650时，ρ水＝D1+D2×HL2+D3×HL4，
HL＝H1+H2×TDENS+H3/(428-TDENS)+H4/(TDENS-399)，
H1＝-38.39+0.492PABS，H2＝4.043-3.027×10-3PABS，
H3＝-11427.6+1545.2PABS，H4＝-26351+1239.1PABS，
D1＝999.55+0.497PABS，D2＝-2.585×10-4+6.175×10-7PABS，
D3＝1.27×10-10-4.92×10-13PABS，D4＝1488.5+1.338PABS，
D5＝1.4695×10-4+8854.9×10-7PABS，D6＝3203.72+12.045PABS，
其中，ρ水代表水密度，单位为kg/m3；PABS代表一回路的绝对压力，单位为MPa；
关于步骤S3：
动压头可以利用总压头减去静压头计算得到，动压头补偿系数Ci基于对所述动压头的函数拟合获取(此为热力学领域中的常用手段，此处不再赘述)。基于以下公式确定水位，水位是以百分比份额表示：
其中，LVSL代表水位，Ci代表动压头补偿系数，单位为Mp.m3/kg，代表反应堆满水时的密度，单位为kg/m3，H、HHEAD、ρHEAD为已知参数。
优选的，本发明还可以在所述步骤S1中测量当前主泵/主泵组合在冷停堆和热停堆下堆芯的总压头，然后在所述步骤S3中，利用热停堆和冷停堆的动压头求和平均得到平均动压头，并基于该平均动压头确定动压头补偿系数，在所述步骤S4中还包括：根据平均动压头所对应的动压头补偿系数以及运行状态下总压头、平均密度、计算得到当前主泵/主泵组合在运行状态下的水位。
综上所述，实施本发明的核电厂堆芯水位测量方法，具有以下有益效果：本发明考虑了不同主泵或主泵组合运行的所有可能情况，能够让操纵人员直观的获取到水位状态，满足SOP规程对堆芯水位状态的精确测量要求，可以直接计算出液相水的份额信息，简单便捷，提高了核电厂在事故工况下的安全性。
上面结合附图对本发明的实施例进行了描述，但是本发明并不局限于上述的具体实施方式，上述的具体实施方式仅仅是示意性的，而不是限制性的，本领域的普通技术人员在本发明的启示下，在不脱离本发明宗旨和权利要求所保护的范围情况下，还可做出很多形式，这些均属于本发明的保护之内。