超聲波技術(shù)在核電廠(chǎng)給水流量測量中的應用

    核電廠(chǎng)給水流量測量值是熱平衡計算中的一個(gè)關(guān)鍵輸入參數，也是實(shí)現蒸汽發(fā)生器液位優(yōu)化控制的關(guān)鍵參數，因此準確可靠的給水流量測量對于核電廠(chǎng)堆芯熱功率的準確測量計算以及核電廠(chǎng)的安全、有效運行都是非常重要的。以往核電廠(chǎng)中常用的主給水流量測量裝置多為基于差壓測量原理的文丘里管、噴嘴和孔板等。多年的實(shí)踐經(jīng)驗表明，差壓式流量測量裝置在長(cháng)期使用的過(guò)程中，其測量精度由于種種原因可能會(huì )逐漸變差。

    目前，通過(guò)蒸汽發(fā)生器熱平衡方法計算反應堆堆芯熱功率是工程上最有效的方法。熱平衡法就是通過(guò)測量二回路工作介質(zhì)獲得的熱量，同時(shí)考慮反應堆冷卻劑泵機械能到內能的轉換、環(huán)境散熱損失等，推算出反應堆產(chǎn)生的熱功率。目前，國際上采用熱平衡法測量和計算反應堆熱功率的公司有法國電力公司（EdF）、美國西屋電氣公司（WEC）等。主給水流量測量精度的優(yōu)劣將直接影響反應堆熱功率計算值的準確性。

    在核電廠(chǎng)運行期間，反應堆堆芯熱功率是十分重要的一個(gè)運行安全監控參數。如果堆芯熱功率測量值低于實(shí)際值，核電廠(chǎng)將在超設計工況下運行，由此將加快堆芯及設備老化，增加故障和事故發(fā)生概率，最終危及電廠(chǎng)設備、工作人員甚至公眾的安全。反之，如果堆芯熱功率測量值高于實(shí)際值，反應堆則不能達到其額定運行條件，核蒸汽供應系統（NSSS）的蒸汽供應量及由此導致的發(fā)電量將均低于設計值，機組的經(jīng)濟性將受到影響。

    本研究主要探討如何利用超聲波技術(shù)提高主給水流量測量精度，進(jìn)而提高反應堆熱功率計算值的準確性，為核電廠(chǎng)安全、高效的發(fā)電提供有力的保證。

    1 核電廠(chǎng)反應堆熱功率計算及其不確定度

    出于安全考慮，核電廠(chǎng)設計中必須要考慮很多影響因素，其中包括綜合考慮儀表測量誤差、隨機/系統誤差等引入的測量不確定度。以國內在建的AP1000項目設計為例，其采用熱平衡法計算反應堆堆芯熱功率，計算公式如下所示：

        （1）

    式中：Q_core—反應堆堆芯熱功率；H_s—蒸汽發(fā)生器出口處蒸汽的比焓，由蒸汽壓力和蒸汽發(fā)生器的水分殘留量決定；H_fw—蒸汽發(fā)生器入口處給水比焓；H_bd—蒸汽發(fā)生器出口處排污水比焓；W_fw—給水流量；Wbd—排污流量；Q_lo—其他向反應堆冷卻劑的傳熱（如：由穩壓器、電加熱器、主泵等產(chǎn)生的功率或熱功率損失）。

    蒸汽發(fā)生系統的熱平衡示意圖如圖1所示。

圖1 蒸汽發(fā)生器系統熱平衡示意圖

    在以上給出的核電廠(chǎng)熱功率的計算公式中，蒸汽和給水的比焓值相對來(lái)說(shuō)是比較準確的，因此熱功率的計算結果的不確定度主要來(lái)源于給水流量的測量不確定度［1］。雖然各核電廠(chǎng)運行參數各有不同，給水流量測量所引起的熱功率測量值不確定度有所不同，但是給水流量測量不確定度對熱功率測量值不確定度貢獻很大是可以肯定的。以EdF給出的計算分析結果為例，熱功率的不確定度有83.18%是由于給水流量測量的不確定度造成的。因此，提高給水流量測量的準確度對于獲得準確的熱功率計算值非常重要。

    2 差壓式給水流量測量存在的問(wèn)題和解決方法

    2.1 存在的問(wèn)題

    根據EPRI和EdF的一項聯(lián)合研究表明，近年來(lái)，在美國和法國發(fā)生了一系列由于反應堆功率計算值高于或低于真實(shí)值而影響核電廠(chǎng)生產(chǎn)的事件。在美國，從1990年~1996年，多個(gè)核電廠(chǎng)出現了文丘里管污垢堆積引起熱功率計算值過(guò)高，從而導致沒(méi)有滿(mǎn)功率運行的問(wèn)題。另一方面，根據核動(dòng)力研究所（INPO）的記錄，從2000年~2003年，由于熱功率計算值過(guò)低引起了14起超功率事件。

    美國很多在役核電廠(chǎng)的給水流量測量使用文丘里管流量計。與其他流量測量節流裝置的情況類(lèi)似，位于流體下游的節流元件取壓口附近容易產(chǎn)生污垢（如圖2所示），導致測量到的差壓值大于真實(shí)的差壓值，從而使得流量測量值大于真實(shí)的流量。最終，由該流量測量值計算得到的熱功率也大于實(shí)際的熱功率。為了使核電廠(chǎng)運行在核安全監管部門(mén)認可的限值之內，核電廠(chǎng)實(shí)際上是在一種非滿(mǎn)負荷運轉的狀態(tài)下運行。根據EPRI報告的描述，文丘里管的取壓口污垢問(wèn)題是導致美國核電廠(chǎng)不能滿(mǎn)負荷運轉最常見(jiàn)的原因，根據該報告的描述，發(fā)電功率的損失最大可以達到滿(mǎn)負荷的3%。

圖2 文丘里管示意圖

    孔板在EdF的核電廠(chǎng)中有著(zhù)廣泛使用，并且有記錄表明其測量不確定度約在±0.8%以?xún)�。EdF的核電廠(chǎng)具有多年使用孔板對主給水流量進(jìn)行測量的運行經(jīng)驗，該流量測量值用于熱功率計算，計算得到的熱功率不確定度較低。直至2000年，沒(méi)有一家EdF的核電廠(chǎng)發(fā)現孔板測量裝置取壓口有污垢的現象，盡管一些孔板已經(jīng)安裝使用了超過(guò)20年。但是，從2002年~2007年，在法國有6個(gè)核電廠(chǎng)發(fā)生了給水流量測量元件由于污垢影響而導致的熱功率計算值過(guò)低的事件。事后，核電廠(chǎng)運行人員降低了電廠(chǎng)運行的功率水平并上報給了法國的核安全監管部門(mén)。

    針對差壓式給水流量測量元件取壓口受污垢影響的問(wèn)題，EPRI的報告對此進(jìn)行了詳細描述。有研究報告指出測量給水流量的文丘里管、孔板和噴嘴取壓口處產(chǎn)生污垢有以下幾種原因：

    （1）給水系統中使用的銅或含銅合金；

    （2）給水系統的流體中有鐵的氧化物；

    （3）給水流量測量設備表面磨損。

    流量測量元件中的污垢能夠通過(guò)機械式或化學(xué)處理的方法進(jìn)行清除。用水沖洗或手工擦拭清污是最常用的機械式方法，化學(xué)清洗方法也已經(jīng)成功用于清除污垢，但前提條件是必須使用與污垢的組成成分相匹配的化學(xué)物質(zhì)，同時(shí)該化學(xué)物質(zhì)應該對被清洗的設備表面不會(huì )產(chǎn)生腐蝕等副作用。

    無(wú)論是采用機械式或者化學(xué)方法清除污垢，一般只能在核電廠(chǎng)停閉狀態(tài)下，將設備拆卸下來(lái)進(jìn)行清洗。但在一些核電廠(chǎng)中，主給水流量測量設備是焊接在主給水管道上的，這就給設備的清洗帶來(lái)了很大的困難。另外一個(gè)值得注意的問(wèn)題是流量測量設備中污垢被清洗干凈之后，在下一個(gè)運行周期內又會(huì )產(chǎn)生污垢。

    2.2 解決方法

    為了有效地去除給水流量設備中污垢的影響，使核電廠(chǎng)安全、穩定并且有效的運行，世界各地的核電廠(chǎng)采用了很多方法，其中包括：

    （1）使用核電廠(chǎng)在線(xiàn)記錄的數據和歷史數據進(jìn)行對比來(lái)確定給水流量設備污垢的校正因子；

    （2）使用蒸汽流量測量值確定給水流量設備污垢的校正因子；

    （3）安裝第2個(gè)差壓式流量測量設備來(lái)測量流量或確定給水流量設備污垢的校正因子；

    （4）使用超聲波流量計來(lái)測量給水流量或確定給水流量設備污垢的校正因子；

    （5）使用化學(xué)溶劑跟蹤測試法來(lái)測量給水流量或確定給水流量設備污垢的校正因子。

    以上5種方法各有特點(diǎn)，根據目前了解的情況，在EdF的壓水堆核電廠(chǎng)中采用的是類(lèi)似第3種方法的策略，即采用兩個(gè)差壓式流量測量元件（文丘里管+ISO標準孔板）對給水流量進(jìn)行測量，當兩個(gè)測量設備的測量結果超過(guò)運行總則規定的限值時(shí)進(jìn)行相應的處理。目前，國內正在建設的AP1000項目設計中，使用的方案類(lèi)似于第4種方法，即采用文丘里管和超聲波流量計同時(shí)對主給水流量進(jìn)行測量，準確度比較高的超聲波流量測量值用于校準文丘里管的流量測量值，進(jìn)而提高給水流量測量準確度和熱功率計算的準確度。

    3 超聲波流量計原理

    所有的超聲波流量計都是通過(guò)測量傳輸時(shí)間或頻率變化來(lái)計算流體的速度。AP1000項目中采購的超聲波流量計是采用時(shí)差式原理，時(shí)差式技術(shù)是通過(guò)測量流體中的聲音傳播時(shí)間來(lái)計算流速。下面以八（聲波）通道應用為例進(jìn)行說(shuō)明。

    僅使用一對換能器測量流體流速的示意圖如圖3所示。

圖3 管道中一對超聲波換能器對流速的測定

    且：

        （2）

        （3）

    式中：t_AB —換能器A發(fā)出聲波開(kāi)始計時(shí)到換能器B接收到聲波計時(shí)停止的時(shí)間差，t_BA —換能器B發(fā)出聲波開(kāi)始計時(shí)到換能器A接收到聲波計時(shí)停止的時(shí)間差，V_path—流體流速在聲波通道方向上的分向量，C_path—超聲波在流體中的傳輸速率，t_delays—計時(shí)的延時(shí)。

    由以上公式可以得出，一對收發(fā)聲波的時(shí)間記錄差值Δt為：

        （4）

    進(jìn)而得出這一對換能器所在管道剖面的平均流速：

        （5）

    在管道中布置一對換能器，即可測量該對換能器所在的管道軸向剖面的平均流速。由于流體流場(chǎng)在各個(gè)軸向剖面分布并不均勻。八（聲波）通道超聲波流量計示意圖如圖4所示，通過(guò)布置多對換能器，即可達到更高的測量精度。目前八（聲波）通道超聲波流量計最好情況下可以將測量不確定度控制在±0.28%以?xún)取?/P>

    通過(guò)調研，筆者了解到近年來(lái)國外核電廠(chǎng)（尤其圖4八（聲波）通道超聲波流量計示意圖是美國的核電廠(chǎng)）在進(jìn)行核電廠(chǎng)改造、延壽研究的同時(shí)，也積極開(kāi)展了核電廠(chǎng)功率提升方面的嘗試。尤其是通過(guò)提高給水流量測量精度（例如使用高精度的超聲波流量計）進(jìn)而減少熱功率計算不確定度的方法進(jìn)行小幅度功率提升的嘗試非常具有實(shí)踐價(jià)值。

圖4 八（聲波）通道超聲波流量計示意圖

    4 核電廠(chǎng)功率提升的研究和實(shí)踐

    4.1 功率提升

    所謂功率提升（PowerUprates）就是提高核電廠(chǎng)的發(fā)電功率，增加發(fā)電量，將核電廠(chǎng)的經(jīng)濟效益發(fā)揮得更高。美國核管會(huì )（NRC）已經(jīng)批準的核電廠(chǎng)功率提升項目分為3類(lèi)：

    （1）小幅度功率提升（MeasurementUncertaintyRecapturePowerUprates，MUR），通過(guò)在給水流量測量中使用超聲波流量計提高其測量精度，需要進(jìn)行局部安全分析，提升功率小于2%；

    （2）中幅度功率提升（StretchPowerUprates，SPU），不更換重大設備，需要進(jìn)行完整的安全分析，可以實(shí)現小于7%的功率提升；

    （3）大幅度功率提升（ExtendedPowerUprates，EPU），需要更換重大設備，需要進(jìn)行完整的安全分析，可以實(shí)現小于20%的功率提升。

    關(guān)于功率提升的進(jìn)一步信息可以查詢(xún)NRC的網(wǎng)站，美國在役核電廠(chǎng)功率提升項目的介紹，以及功率提升項目前景的分析可以參考TeresaHansen的文章。

    4.2 小幅功率提升

    MUR項目通過(guò)提高給水流量的測量精度來(lái)降低熱功率計算的不確定度，無(wú)論是對于提高在役核電廠(chǎng)還是在建核電廠(chǎng)的經(jīng)濟性都是很有意義的。根據最初的美國聯(lián)邦法規10CFR50AppendixK的規定，與應急堆芯冷卻系統（ECCS）有關(guān)的電廠(chǎng)安全分析必須在102%或高于102%額定功率下進(jìn)行，即保留2%功率不確定度裕量。NRC在2000年修訂了AppendixK的規定，允許執照申請方可以在LOCA分析中使用小于2%的功率不確定度；執照申請方所提出的降低裕量的方案，必須證明熱功率的不確定度是由于熱功率測量計算誤差所造成的，并且必須能證明為了降低熱功率不確定度而使用了行之有效的方法和設備。熱功率計算測量不確定度的降低，可以用來(lái)進(jìn)行小幅度的功率提升。

    核電廠(chǎng)的使用更精確的給水流量測量?jì)x表，例如超聲波流量計（UFM），在最好的情況下由于給水流量測量值引入的功率不確定度可以由以往定義的2%降低至0.3%。這就意味著(zhù)若使用UFM測量給水流量，則功率可以提升到當前功率水平的101.7%。小幅度功率水平提升示意圖如圖5所示，如果研究者能夠證明通過(guò)改善儀表精度計算得到的熱功率不確定度在±0.3%以?xún)�，那么核電廠(chǎng)能夠通過(guò)相應整定值的改變得到1.7%的功率提升。

圖5 小幅度功率水平提升示意圖

    截至2011年10月，NRC批準的核電廠(chǎng)功率提升項目已有139個(gè)，其中批準的小幅度功率提升（MUR）項目共計52個(gè)，最多的提升功率1.7%，最少的提升功率0.4%。

    西班牙的ALMARAZ核電廠(chǎng)等多個(gè)核電廠(chǎng)和我國臺灣省的核一、二、三廠(chǎng)的6部機組都進(jìn)行了小幅度的功率提升項目，最多的提升功率1.7%，最少的提升功率1.4%。其中，核一、二、三廠(chǎng)的6部機組，已于2009年順利完成小幅度功率提升計劃，每年約可增加發(fā)電量4.4億度。

    自從2000年以來(lái)，國內外很多核電廠(chǎng)進(jìn)行了發(fā)電功率提升相關(guān)項目的理論探討和積極嘗試，其對于核電廠(chǎng)小幅度功率提升的研究進(jìn)展和實(shí)踐經(jīng)驗對開(kāi)展AP1000核電廠(chǎng)小幅度功率提升的可行性分析和研究很有借鑒意義。

    5 AP1000核電廠(chǎng)小幅度功率提升的探討

    5.1 MUR的意義

    如前所述，開(kāi)展包括MUR在內的功率提升項目的主要意義在于通過(guò)給水流量的精確測量能夠使核電廠(chǎng)在不影響運行可靠性和安全性的前提下小幅度（<2%）提升功率，提高核電機組運行的經(jīng)濟性，挖掘核電廠(chǎng)的發(fā)電潛能。

    以在建的浙江三門(mén)核電廠(chǎng)一期工程1、2號機組（AP1000設計）為例，其設計額定電功率約為2×1250MWe，如果可以提升功率1.5%，以每臺機組平均每年連續運行330天計算，浙江三門(mén)一期1、2號機組每年增發(fā)電2.97億度。參考秦山核電廠(chǎng)0.414元/度的上網(wǎng)電價(jià)，每年可以增加將近1.23億元的收入。

    5.2 AP1000核電廠(chǎng)主給水流量測量方案

    在目前的AP1000核電廠(chǎng)設計中，西屋公司在采用文丘里管和超聲波流量計的同時(shí)對主給水流量進(jìn)行測量，超聲波流量計用于標定文丘里管的流量測量值，進(jìn)而提高給水流量測量精度和熱功率計算的精度。

    目前，WEC在A(yíng)P1000相關(guān)設計資料中指出，僅使用文丘里管測量給水流量，計算得到的熱功率的不確定度約為0.91%。由于還有高精度的超聲波流量計（UFM）對文丘里管的測量值進(jìn)行校正，最后得到的熱功率計算不確定度應該會(huì )更小。

    根據浙江三門(mén)一期項目的相關(guān)信息，目前UFM已經(jīng)確定使用LEFMCheckPlusTM超聲波給水流量測量系統（8通道），該系統能夠更精確地測量給水流量，且符合10CFR50AppendixK有關(guān)功率不確定度計算的要求。其在美國、西班牙和我國臺灣省的MUR項目中，為核電廠(chǎng)提供了最多1.7%的功率提升。三門(mén)核電廠(chǎng)使用的LEFMCheckPlusTM系統與已經(jīng)在美國等地使用的測量系統相同，在A(yíng)lden實(shí)驗室（或同等資質(zhì)的流體實(shí)驗室）進(jìn)行全實(shí)流標定，以往的應用經(jīng)驗表明，使用LEFMCheckPlusTM系統后，由于測量誤差引起的熱功率不確定度最多可以減少到0.3%。在主給水流量測量中使用UFM，可以得到高精度的流量測量數據。

    以浙江三門(mén)核電廠(chǎng)一期工程為例，現在主給水流量測量采用的文丘里管和UFM的方案能夠為熱功率計算和測量提供比較準確的測量數據，為核電廠(chǎng)的小幅度功率提升提供了技術(shù)保證。

    5.3 MUR需要進(jìn)行的工作

    按西屋和NRC的做法，在開(kāi)展MUR項目之前，需要給水流量測量裝置（如UFM）的供貨方提交設備和系統的專(zhuān)題報告（TopicalReport）給核安全監管部門(mén)，最終核安全監管部門(mén)以安全評估報告（SafetyEvalua⁃tionReports，SERs）的形式對其進(jìn)行審核批準。以目前浙江三門(mén)一期工程和山東海陽(yáng)一期工程中西屋公司已經(jīng)確定使用的LEFMCheckPlusTMUFM為例，該測量系統和設備于1997年提交專(zhuān)題報告供NRC審查，于1999年獲得NRC審核批準的安全評估報告。

    進(jìn)行功率提升項目時(shí)，需要NSSS的設計方進(jìn)行相關(guān)安全分析，同時(shí)需要CI/BOP的設計方對核電廠(chǎng)功率提升后的相關(guān)運行參數進(jìn)行評估。NSSS設計方和CI/BOP的設計方需要進(jìn)行的具體分析工作可以參考EPRI的相關(guān)報告。主要進(jìn)行的評估工作就是功率提升后帶來(lái)的系統參數或整定值的調整是否仍然符合安全分析的要求，提升功率的最終方案需要國家的核安全監管部門(mén)批準之后才可以提升核電廠(chǎng)的功率水平，實(shí)現核電廠(chǎng)發(fā)電功率的提升。

    自2000年起，NRC經(jīng)過(guò)多個(gè)核電廠(chǎng)小幅度功率提升的審查之后，于2002年制定了專(zhuān)門(mén)的RIS作為小幅度功率提升的審查導則。我國今后的核電廠(chǎng)小幅度功率提升（MUR）工作也可以用該導則作為指導。

    MUR項目具體需要做哪些工作或者說(shuō)考慮哪些方面可以參考已經(jīng)進(jìn)行過(guò)小幅度功率提升項目的電站的情況，以臺灣電力公司的核一、三廠(chǎng)為例，它的方案是不改變反應堆冷卻劑系統正常運行壓力，穩壓器正常壓力不變，幾乎不改變熱段溫度。在此條件下，可以使功率提升對反應堆冷卻劑系統設備負荷的影響最低、環(huán)境因素的評估最少、與系統壓力有關(guān)的儀控整定值改變最小，以及RCS的壓力控制仍然維持原樣。該小幅度熱功率提升將導致給水流量及主蒸汽流量分別增加約2%，而主蒸汽流量的增加可以通過(guò)調節汽輪機調門(mén)開(kāi)度降低蒸汽流動(dòng)阻力來(lái)實(shí)現。在安全分析上，由于之前與應急堆芯冷卻系統（ECCS）有關(guān)的電廠(chǎng)安全分析都是在102%額定功率水平下進(jìn)行的，原則上只需要重新分析以新的100%額定功率為基礎的瞬態(tài)。

    5.4 使用UFM實(shí)現MUR帶來(lái)的潛在風(fēng)險

    實(shí)現了MUR之后，可以為核電廠(chǎng)帶來(lái)很多經(jīng)濟上的收益，但是也可能對核電廠(chǎng)帶來(lái)一些潛在的風(fēng)險，因此必須要加強電站運行的監測工作，多渠道檢測超功率事件的發(fā)生。

    6 結束語(yǔ)

    本研究通過(guò)深入了解超聲波流量計的工作原理，分析了其流量測量不確定性以及使用超聲波技術(shù)進(jìn)行堆芯功率計算的不確定性，給出了超聲波流量技術(shù)在主給水流量測量中的應用數據，綜合了通過(guò)提高給水流量測量精度的方式進(jìn)行核電廠(chǎng)小幅度功率提升的實(shí)踐經(jīng)驗，以及AP1000項目中核電廠(chǎng)主給水流量測量的方案，本研究從MUR實(shí)施的經(jīng)濟意義、現有AP1000項目主給水流量測量中超聲波流量計的使用情況、MUR項目中各方需要開(kāi)展的工作以及MUR實(shí)施后潛在的風(fēng)險幾方面進(jìn)行了分析。

    隨著(zhù)科研人員對于A(yíng)P1000核電廠(chǎng)掌握程度的逐漸加深，在今后的項目中可以基于超聲波流量測量技術(shù)，實(shí)現AP1000核電廠(chǎng)的小幅度功率提升，使核電廠(chǎng)可以更加安全、穩定和有效地運行。