核电站测量仪表

M310核电堆型调试过程中常见的液位测量仪表作者：刘月超来源：《科学家》2016年第04期摘要本文从海南昌江核电厂所常使用的液位测量仪表：浮力式（浮球或沉筒）液位开关及变送器、电容式差压变送器、超声波液位计等现场仪表调试出发，探讨它们的基本原理、仪表调试及调试期间出现的问题以及解决方法、现场迁移校验方法等，使大家在核电厂调试过程中更加熟悉仪控液位测量仪表。

关键词调试；液位；浮力；超声波；变送器中图分类号 TM6 文献标识码 A 文章编号 2095—6363（2016）04—0116—02液位测量与控制是核电站自动化控制系统的重要组成部分，随着自动化仪表技术的发展，测量液位的方法及相应的仪表也在不断的改进和更新，本文以海南昌江核电厂现场几种液位测量仪表的实际应用为出发点，来探讨液位测量仪表的基本原理、仪表调试及调试过程中出现的问题及解决方法、现场迁移校验方法等。

1浮力式液位测量仪表介绍1.1浮力式液位开关仪表浮力式液位开关仪表基本原理是利用浮子随液位变化而上下移动来测量液位的，当液位上升到定值时，浮子提供的浮力会使液位开关中的微动开关动作，输出开关量信号。

下面以浮力式液位开关RCP080SN（双沉筒的，下边的沉筒是低报，上边的沉筒是高报。

）为例介绍。

1.2液位开关的调试及调试过程中遇到的问题及解决方法1）以RCP080SN为例，在调试RCP080SN时，首先确定液位开关的常闭、常开触点，一般低报使用微动开关的常闭触点，高报使用常开触点，在RCP080SN中，AA是常开触点，BB 是常闭触点。

（注意在测量就地仪表是否触发时，要使用万用表的电压档进行测量；使用通断档位，DCS侧会一直触发。

）2）在实际应用中，低报（接BB触点）报警值设定为1.96m，但实际液位到1.94m才出现报警，因此根据工艺要求，需要调整报警值。

因为报警值与实际希望的报警值偏差较小，并且液位开关的报警值。

可以做往上44mm的调整设定，或往下50mm的调整设定，因此我们采取的调整方法为：首先拆开液位开关的白色外壳，松开液位开关组件的位置如下图安装的固定螺丝，向上调整20mm即可，经重新验证报警值为1.96m。

核电厂温度测量仪表选型方法的探讨摘要：随着核电事业的快速发展，温度测量仪表作为核电厂的关键测量仪表之一，其应用范围也在不断扩大，而在核电厂温度测量仪表选型过程中，需从设备结构、安装方式、测量范围等方面综合考虑，对不同型号的设备进行合理选型。

本文主要基于温度测量仪表的基本特点，对其核电厂温度测量仪表的选型流程和方法进行探究，以期更好地确保仪表型号和性能能够满足基本的工作需求。

关键词：核电厂；温度测量仪表；选型方法；热电偶；热电阻1 引言在核电厂中，温度测量仪表的应用是非常重要的，且其对于提高核电厂安全运行有着重要作用。

随着核电厂工作压力和安全要求越来越高，温度测量仪表在核电厂中也被应用到了各个方面。

为了确保温度测量过程的稳定性和准确性，其往往需要在特定的环境下进行使用，并且在实际选用时还应注意仪表的结构、安装方式、测量范围等因素。

而由于不同型号的温度检测仪表在使用中会有一定差别，因此必须要根据实际情况进行合理选型，由此以下将对核电厂温度测量仪表选型方法进行探究。

2 温度测量仪表的种类温度测量仪表的种类是多种多样的，期间根据传感元件的测量方式主要分为两大类：2.1 接触式温度测量仪表接触式温度测量仪表主要包括金属管式测温元件、热电偶或热敏电阻、传感器等。

金属管式测温元件是利用传感元件与被测物体之间的电阻变化来实现温度测量的。

通常传感器的材料有石英、陶瓷、玻璃，其工作原理是在一定温度下，测量温度值与被测物体的导热系数成正比关系。

例如，当传感器接触被测物体后，将在介质中产生一个电阻变化，即将被测温值通过传导方式传递到传感器时，传感器就会输出一个数字信号给计算机系统。

热电偶或热敏电阻是利用热电效应原理，当电流流经其电阻时会产生变化的现象来测量温度。

2.2 非接触式温度测量仪表非接触式温度测量仪表是指采用热敏电阻、压敏电阻或热电偶等元件进行温度测量的仪表。

其特点在于：采用热敏电阻进行温度测量，避免了因接触而造成的不稳定现象，且能够同时获取被测介质的热传导、热辐射以及热机的热负荷等参数。

核电厂核仪表系统安装与布置影响分析发布时间：2023-01-30T08:24:43.570Z 来源：《中国电业与能源》2022年8月16期作者：张浩彭振[导读] 从核电站测量系统的组成部分开始，根据核电站运行的经验张浩彭振连云港金辰实业有限公司江苏连云港 222000摘要：从核电站测量系统的组成部分开始，根据核电站运行的经验，对设备的安装和安排以及安装的后果进行了详细分析。

在核电站的建设阶段，必须确保电厂测量系统部件的正确安装和定位，以便系统能够监测到微弱的信号并在调试后安全运行，从而实现电厂测量系统在其运行中的重要作用。

关键词：核电厂；仪表系统；安装；布置引言核仪器系统利用位于反应堆容器外的一系列中子探测器测量进入堆芯火焰的中子注入率，以提供对反应堆功率、功率变化率和功率分布的连续监测，以便在启动、关闭、启动和关闭期间向操作员提供反应堆状态信息，并在中子注入率和变化率超过分析中规定的数值时向反应堆保护系统提供信息。

这表明反应堆的紧急关闭。

在为高安全性核电站设计的核电站仪表中，核电站仪表的正确安装和调试直接关系到核电站的安全性和经济性。

本文讨论了核电站中仪表的安装和位置，并分析了其潜在的影响。

1系统仪器的组成核设备系统由中子探测器、隔离器、控制柜和相关连接电缆组成。

中子检测器是一个安全装置。

为了确保对反应堆从源控制级到高功率级的连续保护和控制，使用了三个探测器来控制中子注入反应堆堆芯火焰的速度，即源控制探测器、中间级探测器和功率级探测器。

这四个柜子是安全级别的设备，属于IP、IIP、IIEP和IVP四个保护组。

为了满足独立性的要求，核测量系统的四个柜子被安排在四个独立的控制柜中。

机柜主要包括信号调节和处理设备，用于信号源、中间段和电源段。

控制柜是一个安全装置，控制柜与同一楼层的柜子位于一个单独的连接点。

控制柜主要由控制计算机和显示单元组成。

连接电缆主要是探测器和机柜之间的专用电缆，包括机柜内的非一体化同轴连接电缆和机柜外的同轴连接电缆。

秦山核电站安全壳压力测量仪表改进方案【摘要】秦山第二核电厂1、2号机组已运行多年，在10年安全再审查中发现，安装于壳内的ety105mp仪表不能满足壳内严重事故环境条件使用要求，这一问题将直接影响到严重事故条件下安全壳内压力的测量，进而关系到事故后核电厂的安全。

通过对ety105mp的重新选型及安装布置，可满足此仪表在严重事故下对安全壳内压力的测量要求。

安全壳压力测量改进属于严重事故管理相关的重要改进，将对后期核电厂安全运行起到很大的作用。

【关键词】安全壳内压力；严重事故；改进1、改造原因安全壳内大气监测系统（ety）中的ety105mp主要用于u5模式下安全壳压力的测量，属于严重事故必须使用仪表。

在原设计中，该表安装于核岛安全壳内r710/r750房间，鉴定等级为k1。

但由于在发生严重事故时壳内的环境条件要远远恶劣于仪表k1鉴定所采用的环境条件，因此，安装于壳内的k1类变送器ety105mp不能满足壳内严重事故环境条件下的使用要求。

鉴于上述情况，并综合考虑当前市场上仪表鉴定现状，以及壳内外的严重事故环境条件要求，同时，考虑到安全壳内外压力差才是分析判断安全壳是否能保证完好的重要参数，所以我们选择使用差压变送器来进行测量。

所以，将ety105mp修改为壳外安装仪表。

同时在选型上选用可满足仪表所在安装位置处严重事故环境条件要求的仪表。

通过该项改进，可实现严重事故条件下对安全壳内压力测量的监测。

2、改进方案针对上述改进背景，将ety105mp测量仪表的安装位置由安全壳内挪至安全壳外。

因秦山为在运行电站，为了保持安全壳的完整性，我们欲在壳外k厂房（k217/k257房间）的ety系统小风量吹扫管道上增加了相应的仪表接口，并选用了合适的测量仪表选型。

改进后选用差压变送器，其一端通过风管测量安全壳内的压力，另一端为壳外真实的事故环境下的大气压力，这样得到差压信号用来帮助分析判断安全壳是否能够保证完好，是否需要启动u5装置更加准确。

核电站仪表与控制1、反应性控制燃料消耗、裂变物积累——反应性↘足够的剩余反应性需补偿一、压水堆反应性效应二、压水堆自稳自调特性三、反应性控制的功能要求及措施一、压水堆反应性效应1、燃料温度系数反应堆温度变化而引起反应性变化的效应铀238的共振吸收随温度变化引起的燃料温度的上升导致燃料有效吸收截面增大，中子吸收增大铀238的燃料温度系数总是负的，并且相应时间很短，仅零点几秒-2——-3pcm/℃2、慢化剂稳定系数温度↗，水膨胀，密度↘，慢化能力↘，使反应性↘温度系数是负的。

由于压水堆是载硼运行，温度升高时，硼毒作用将随硼密度小而下降，使反应性增大，故硼酸的反应性温度系数是正的。

因此，如果硼酸的浓度足够大，慢化剂温度系数将变为正的。

而压水堆在功率运行时，要求慢化剂温度系数是负的，该温度效应相应时间较长（约几秒），在反应堆温度效应反馈中起决定作用。

寿期初：满功率，有氙-20pcm/℃,限制在±100 pcm/℃寿期末：满功率，有氙-50pcm/℃,限制在±250 pcm/℃3、慢化剂压力系数在寿期开始时，慢化剂压力系数在慢化剂温度部分范围内是负的，但在功率运行下常是正的。

由于压水堆允许压力波动范围小，且压力变化所引起的变化不大，故可忽略。

4、慢化剂汽泡系数慢化剂汽泡系数反应了慢化剂汽泡量变化引起的反应性变化。

但是由于压水堆不允许沸腾，因此这个系数实际上不起作用。

二、压水堆自稳自调特性影响反应堆动态特性的主要因素：燃料温度系数和慢化剂温度系数压水堆温度系数总是设计成负的这个内部负反馈作用使反应堆具有自稳自调特性（固有）利于反应堆控制系统设计自稳性反应堆出现内、外扰动时，反应堆能维持原功率水平的特性。

eg：当反应堆引入一个正的反应性扰动时，中子通量将突然增加，燃料温度增加，慢化剂平均温度增加，由于温度效应产生一个负反应性效果，抵消了正反应性扰动，最后中子通量能基本上恢复到初始值。

自调性负荷变化时，反应堆自身能迅速达到热平衡eg：汽轮机负荷↗——转速↘——汽轮机阀门↗——蒸汽流量↗——蒸汽温度和压力↘——一回路冷却剂温度↘——（负温度系数产生一个正反应性）中子通量密度↗ ——燃料温度↗则会产生一个负反应性，最后反应性达到新的平衡状态。