居法立，陈远伦，陶佳林

（三门核电有限公司，浙江  三门  317112 ）

核电厂超声波流量计在主给水流量测量中的应用

居法立，陈远伦，陶佳林

（三门核电有限公司，浙江  三门  317112 ）

文章分析了反应堆热功率计算过程，以及文丘里管差压式流量计与超声波流量计在三门核电主给水流量测量中的差异。针对流量测量精度对反应堆热功率计算不确定度的影响开展了分析探讨，并总结了国外核电厂的小幅功率提升的研究成果和实施方式。研究分析表明，通过提高给水流量测量精度进行小幅度功率提升是完全可行的，同时可以在保证核电厂安全、稳定运行的前提下提高经济效益。

超声波流量计；文丘里管；给水流量测量；小幅功率提升；热功率

核电厂中的工作介质基本上都是流体，对流量的准确测量不仅能够确保核电厂在最佳工况下运行，还能保障核电厂的安全。文丘里管的流量系数在较宽的范围内变化不大，水头损失小，测量精度高，广泛用于核电厂的主给水流量测量[1]。但是国内外核电厂的运行经验表明，文丘里管在长期使用过程中由于磨损和结垢等原因，测量精度会逐渐变差，影响测量结果。

主给水流量不仅是三门核电给水“三冲量”控制之一的重要测量参数，也是核电厂运行期间，反应堆堆芯功率计算的关键参数。因此，精确的给水流量测量值，对于优化蒸汽发生器液位控制和反应堆热功率计算，以及核电厂的安全、可靠运行都非常重要。

通过蒸汽发生器平衡法（热平衡法）计算反应堆堆芯功率是目前工程上行之有效的方法。热平衡法是根据蒸汽发生器中二回路工作介质的流量、温度、压力、湿度等物理参数，计算出二回路工质通过蒸汽发生器时产生的焓升，可得到一回路传递给二回路的能量，同时考虑反应堆冷却剂泵能量转化、热损失等，通过能量平衡原理推算出反应堆堆芯热功率[2]。国际上采用热平衡法计算反应堆热功率的有法国电力公司和美国西屋电气公司等。核电厂运行期间堆芯功率是十分重要的运行参数，若堆芯热功率测量值低于实际值，反应堆将在超设计工况下运行，堆芯容易烧毁，从而引发反应堆事故，危及设备、工作人员及公众的安全。反之，如果堆芯热功率测量值高于实际值，反应堆没有达到其额定运行条件，反应堆释放出的热量以及由此导致的发电量均低于设计值，机组的经济性将受到影响[3]。

为了更加准确地测量给水的流量，三门核电采用了不同于一般国内核电厂的方法，使用了文丘里管式差压变送器和超声波流量计两套测量方式。文章通过分析文丘里和超声波流量计差异，以及热功率计算过程，探讨如何提高给水流量测量精度，从而提高反应堆热功率的计算准确度，为核电厂的安全、稳定运行提供可靠保证。

1 反应堆热功率计算及不确定度分析

反应堆热功率分布是核电厂安全运行的重要参数，也是进行堆芯及燃料组件燃耗统计必不可少的物理量。三门核电反应堆释热量统计以二回路热平衡功率测量值为依据进行，此方法认为冷却剂获得的输入热功率等于蒸汽发生器输出的热功率，即：

式中：Qcore——反应堆热功率；

QNHI——除堆芯外的热源向冷却剂输入的热功率，如冷却剂主泵、稳压器电加热器、化容系统运行带走的热量，冷却剂的热损失等；

QSG——蒸汽发生器热功率。

通过测量二回路给水压力、温度、流量、蒸汽压力、蒸汽发生器排污流量、温度等，利用热量平衡法可计算QSG，通过公式转换得到堆芯热功率Qcore：

式中：hs——蒸汽发生器出口比焓；

hfw——给水比焓（蒸汽发生器入口）；

hbd——蒸汽发生器排污比焓；

Gfw——给水流量；

Gbd——蒸汽发生器排污流量。

式中：hg——蒸汽发生器饱和蒸汽比焓；

hw——蒸汽发生器饱和水比焓；

X——蒸汽发生器出口蒸汽湿度（三门核电约为0.4%）。

结合式（1）和式（2）可知，蒸汽、给水和排污的比焓是可以准确得到的，蒸汽发生器的排污流量（2.11～21.1 m3/h）仅占0.061%～0.61%最大蒸汽流量（影响较小），因此热功率计算的不确定度主要取决于给水流量的测量精度。以法国电力公司给出的计算分析结果为例，热功率的不确定度有83.18%是由于给水流量测量的不确定度造成的[4]，由此可见提高给水流量测量的不确定度对于热功率计算的重要性。

2 文丘里管差压式流量计存在的问题及测量不确定度计算

三门核电主给水差压式流量计配置为文丘里管+差压变送器，每台文丘里管配备6台罗斯蒙特差压变送器，其中3台为窄量程（用于低功率测量，量程范围约为满功率时给水流量的20%），3台为宽量程（量程可达为满功率时给水流量的120%），流量数据用于主给水流量控制和启动给水流量控制，以及稳态工况时的热功率计算[5]。三门核电为了保证给水流量0.91%的不确定度要求，在文丘里管的上游安装了流量调整装置，并使用超声波流量计对其进行定期标定。

2.1 差压式流量计存在的问题

国内外大量在役核电厂的给水流量测量使用的都是文丘里管流量计，与其他节流装置类似，长期运行节流元件取压口附近容易结垢和过流面磨损（造成开孔直径d变大），导致测量到的差压值大于真实的差压值，使得到的流量值大于实际的流量，同时造成使用该流量值计算的热功率大于真实的热功率数值。核电厂为了在核安全监管部门批准的限值内运行，实际上处于一种非满负荷状态下运行[4]。据EPRI报告相关描述，文丘里管的取压口结垢问题是导致美国核电厂不能满负荷运行的最常见因素，造成的发电功率损失最大可达满负荷的3%[6]。现有的国内外资料和设计文件显示，文丘里管取压口结垢的原因：主要是核电厂二回路系统中使用的铜或铜合金压析在文丘里管内壁上引起的压降；给水中含有铁的氧化物等。文丘里管的除垢可采用机械方法和化学方法，但都需要在核电站停堆期间清除污垢，由于文丘里管与给水管道均采取焊接方式连接，给清除结垢工作带来很大困难，取压口处的污垢清除后，运行一段时间又会聚积。

2.2 保证1%给水流量测量不确定度的方法及计算过程

为了提高给水流量测量不确定度，三门核电采用了以下方法。

1）增加流量调整装置。流量调整装置的安装直管段要求：上游直管段2（L/D，长度/管道直径），下游直管段18（L/D，长度/管道直径），下游足够长的直管段是为了保证给水更加平稳，有利于提高文丘里流量计的测量精度。

2）为了保证更高的温度测量精度，在原有给水温度测量元件基础上，增加1只热电偶（安装在原有热电偶的对面，且有足够远的距离）组成冗余温度测量单元。

3）高精度超声波流量计用于定期校准文丘里流量计。

4）选用精度高的差压变送器，目罗斯蒙特变送器的精度已达0.075%。窄量程和宽量程各有3台变送器，有利于低流量时提高测量精度。

热功率计算不确定度分析过程如下：

1）文丘里管测量精度分析，0.5%为系统误差（直管段等对流场的影响），0.25%的随机误差（实验室标定的不确定度），同时考虑2条给水管线相互影响，则文丘里管的综合误差为0.5%+

2）主蒸汽压力对热功率计算不确定度的影响不超过0.1%（理论计算分析和试验）。

3）蒸汽发生器排污量和温度的影响，对热功率计算的不确定度的影响不超过0.1%。

4）综合考虑冷却剂主泵产生的热量和核蒸汽供应系统的热量损失，则其热功率计算的不确定度的影响亦不超过0.1%。

结合以上分析和相应设计文件，热功率计算不确定度为：式中：0.54%——差压变送器误差对热功率计算的影响（理论分析+试验数据）；

0.21%——给水温度对热功率计算的影响。

通过式（4）也可以看出，文丘里管和差压变送器综合不确定度，是对热功率计算的影响最大的因素。

3 超声波流量计在三门核电给水测量中的应用

三门核电二回路主给水的测量采用差压式流量计和超声波流量计相结合的方法，其测量示意图如图1所示。二回路主给水由给水泵输出后经6、7号高加→超声波流量计→流量调节装置（flow conditioner）→文丘里管→调节阀→隔离阀→蒸汽发生器。超声波流量计精度可达±0.3%，主要用于校准下游的文丘里管差压式流量计；流量调节装置是一个多孔的节流孔板，主要用于减小紊流，提高下游文丘里管的测量精度；文丘里管流量测量装置提供给水流量测量的基础数据，信号用于调节主给水控制阀和计算反应堆热功率。

3.1 超声波流量测量装置工作原理

超声波流量计利用超声波在流体中的传播特性，采用时差法和频率变化来测量流体流速。三门核电主给水流量测量，采用Cameron公司的LEFM技术（Leading Edge Flow Meter，传播速度差原理超声波流量计），传播速度差法是利用超声波在流体中顺流传播与逆流传播的速度变化来测量流体流速[7]。

图1 主给水流量测量示意图Fig.1 Schematic of flow measurement for the main feedwater

三门核电采用的LEFM超声波流量计传感器部分采用了交叉的八声道设计（8对探头），可以提高测量精度，在超声波流量计的管段上还配有一个压力变送器和一个RTD，用作流体流量计算的补偿；另外配备一台专用的超声波流量计处理机柜，用于接收、处理数据和故障诊断。

以单声道为例的超声波流量计的流量装置原理如图2所示。

通过计算可知，管道上布置一对探头即可得到管道介质轴向平均流速，由于流场在各个轴向剖面上分布不均匀，采用八声道同时工作，再通过高斯积分算法，能够有效提高测量精度，减小误差。目前公开的资料显示八声道超声波流量计可将测量不确定度控制在±0.3%以内，当测量数值用于热功率计算时精度在±0.4%以内。

图2 单声道超声波流量装置原理示意图Fig.2 Schematic of measurement of single track ultrasonic flow meter

3.2 三门核电超声波流量计情况介绍

三门核电主给水超声波流量计测量系统主要包含：超声波流量计（2台）、接线盒、处理器柜等，超声波流量计设计寿命60年，无抗震需求。超声波流量计通过焊接方式与主给水管道连接。安装直管段上游直管段3L/D（长度/管道直径），下游直管段4L/D（长度/管道直径）。超声波的4个角对称布置16只探头，组成8对测量路径，每对探头对应的路径与管道轴心线约成45°。

处理器机柜采用的是标准的Ovation（艾默生）7721机柜，柜内布置CPU、发送器、网关、硬盘、防火墙、鼠标、键盘、触摸屏显示器、电源、输入输出卡件等，其中，CPU、网关、硬盘、电源均为冗余配置。处理后的给水流量信号通过Modbus方式传输到电厂控制系统（PLS）。发送器主要用于控制超声波的发送和接收，共计4台，每个基座的A侧和B侧各对应1台，此种配置降低了单一故障率，提高测量的可靠性[8]。机柜配套的数据处理软件是Cameron公司开发的LEFM√+C软件，该软件对测量到的给水流量、压力、温度信号进行处理、显示、报警并记录，同时还能提供报表、趋势图、诊断信息等，与测量探头、压力变送器、RTD等组成一个小型测量系统。

3.3 超声波流量计校正文丘里管差压式流量计

文丘里管节流式流量测量元件质量流量计算公式：

式中：κ——校正因子；

ε——流体压缩系数；

d——节流原件的开孔直径；

pΔ——前后取压口的差压。

通过超声波流量计测量的主给水流量确定文丘里的校正因子，调整系数κ的方法进行文丘里管校验，此校正需在控制系统中实现。

4 功率提升的探讨和分析

功率提升（Power Uprates），提高核电厂的发电量，挖掘核电厂发电潜能，提高电厂经济效益。目前美国核电厂主要采用3种方式来提升在役核电站的功率[9]：测量不确定度再俘获即小幅度功率提升（Measurement Uncertainty Recapture），可使功率提升约2%，通过采用最先进的给水流量测量装置，降低热功率计算的不确定度的方式实现；中幅度功率提升（Stretch Power Uprates）一般可提升功率2%～7%；大幅度功率提升（Extend Power Uprates）一般可提升功率7%～20%。

4.1 小幅度功率提升(MUR)

三门核电设计遵循10 CFR 50 Appendix K的规定，即与应急堆芯冷却系统（E C C S）有关的核电厂安全分析必须在102%或以上的额定功率下进行，保持2%的功率裕量，同时设计文件指出，给水流量测量支持1%的功率不确定度（通过第2部分的计算可知），但是为了与传统方式保持一致，还是使用102%的热功率做相应的安全分析。

压水堆核电站采用MUR，必须进行安全分析，但是不需要对主要设备改造，也不改变燃料设计，只需要对核电厂的技术规格书进行适当的修改，其对反应堆热工水力影响非常小。功率提升后，反应堆运行时偏离泡核沸腾（DNBR）将略有下降，但仍在设计要求范围之内[10]。通过前文计算和分析可知，使用精度更高的超声波流量计，能使给水测量不确定由传统的2%降低至0.3%，功率可以提升到当前功率水平的101.7%，也能满足反应堆安全分析的裕度，这就为功率提升创造了条件。计算表明，提高给水流量测量不确定度，进而使计算得到的热功率不确定度在±0.3%以内。

美国核管理委员会（NRC）批准的核电厂功率提升项目已达149个，总容量6 938.4 MW，相当于7台1 000 MW的核电机组（超过目前在建的方家山和福清核电的总装机容量），其中涉及MUR的55个之多，最大的功率提升1.7%，最小的功率提升0.4%（详见NRC网站关于Power-Uprates的相关介绍）。

我国台湾省台电自2003年开始推动功率提升研究工作，并于2005年与台湾核能研究所签订“核二厂小幅功率提升技术服务”计划，委托该所开展为期3年的MUR相关技术服务，将核电厂的热功率由2 894 MW提升至2 943 MW，提升幅度约1.7%[10]。台电的核一、二、三厂均已完成MUR，且都采用Cameron公司的超声波流量计（与三门核电超声波流量计同属一家公司供货），相关资料表明6台机组每年可增加发电量约4.4亿度。

目前进行MUR的核电厂仍然保留原有的差压式流量测量装置用于给水控制，一是为了测量手段的多样性，二是在低流量和变工况时差压式流量测量更可靠，准确性更高。

4.2 进行MUR需要开展的工作

目前，NRC的做法是在开展MUR之前，需要给水测量装置供货商向核安全监管部门提交设备专题报告，最终核安全监管部门以安全评估报告的方式对其进行批准[11]。三门核电使用的Cameron公司提供的超声波流量计，已于1999年获得NRC审核批准的安全评估报告。

进行功率提升工作，必须经设计方对NSSS进行安全分析，同时评估发电机、汽轮机等相关运行参数是否有足够的裕量可用于功率的提升，系统参数和整定值调整后是否满足安全分析要求，最重要的是功率提升方案需要国家核安全局批复后才能实施。

今后国内核电站开展小幅功率提升工作，可以参考NRC制定的RIS[12]作为MUR的审查指导文件，也可以参考台电的核一、二、三厂方式进行，还可以参考国外已经完成MUR核电站的成功经验。

4.3 采用MUR经济性分析

以三门核电为例来说明100万千瓦机组开展M U R带来的经济效益。功率提升保守考虑为1.5%，每台机组平均每年连续运行330天[13]，则三门核电1、2号机组可增加发电量2.97亿度[1.5 %×1 250(MW)×24×330×2=2.97×109(MW· h)]，按照目前0.43元/度的标杆电价计算，每年将增加约1.277 1亿元的收入，可见进行MUR带来的收益是相当可观的。

三门核电已采用了高精度的超声波流量计，虽然目前其仅作为校准文丘里管的使用，但是已为今后开展MUR提供了设备和技术上的保证。相信随着三门核电建成发电，和国家核安全局对小幅功率提升的认可，以及设计、科研单位对MUR工作的推动，国内超声波流量计用于热功率计算也将会被提上日程，不久的将来三门核电和国内大多的核电站一样，将开展小幅度功率提升工作，提高电厂的经济效益。

实现MUR后，给核电厂带来经济效益的同时，也可能带来一定的潜在风险，因此必须加强核电站的监测工作，多途径监测超功率事件的发生[11]。

5 结束语

本文阐述了超声波流量计原理和在三门核电的应用情况，以及其测量值用于热功率计算时，能够提高核电站热功率计算不确定度，进行小幅功率提升，提高电厂的经济效益。同时论述了国外核电站开展小幅功率提升的方式、成功案例和需要开展哪些工作等。以期本文能为三门核电和国内核电站开展小幅功率提升工作提供一些借鉴和指导意义，使核电站更加安全、稳定、有效的运行。

随着三门核电站建成发电，设计、科研人员对三代核电技术的掌握，在后续的核电建设项目中，实现基于超声波流量计的小幅度功率提升是完全可行和可能的。我国核电厂在进行小幅度功率提升过程中，要充分的借鉴国外核电站的成功经验，同时，也要吸取失败教训，掌握自主的小幅度功率提升技术，使我国成为真正意义上的核电技术强国。

[1] 刘静. 核电厂流量测量设计选型分析[J]. 中国核电，2013，6（1）.（ LIU Jing. Design, Model Selection and Analysis for Nuclear Power Plant Flow Measurement[J]. China Nuclear Power, 2013, 6(1).）

[2] 宋世葭. 计算反应堆堆芯功率的热平衡试验[J]. 核动力工程，2002，23（2）.（SONG Shi-jia. Heat Balance Test for Reactor Core Power Calculation [J]. Nuclear Power Engineering, 2002, 23(2).）

[3] 徐昌，等. 反应堆堆芯功率测量方法及其误差分析[J].核科学与技术，2003，23（1）.（XU Chang, et al. Reactor Core Power Measurement Method and Error Analysis[J]. Nuclear Science and Technology, 2003, 23(1).）

[4] 王旭，张赫男. 超声波技术在核电厂给水流量测量中应用[J]. 机电工程，2012，29（9）.（WANG Xu, ZHANG He-nan. Application of Ultrasonic Technology in Nuclear Power Plant Feedwater Flow Measurement[J]. Electromechanical Engineering, 2012, 29(9).）

[5] 顾军，等. AP1000核电厂系统与设备[M]. 北京: 原子能出版社，2010.4.（GU Jun, et al. Systems and Equipments in AP1000 Nuclear Power Plant[M]. Beijing: Atomic Energy Press, April 2010.）

[6] Electric Power Research Institute. Volume 1, Survey and Characterization of Feedwater Venturi Fouling at Nuclear Power Plants –Vol.1: Feedwater Venturi Fouling[R].California: Electric Power Research Institute.1992.

[7] 林锦实. 检测技术与仪表[M]. 北京: 机械工业出版社，2013.（LIN Mian-shi. Detection Technique and Instrument[M]. Beijing: Mechanical Industry Press, 2013.）

[8] 吕永焕. 浅谈超声波流量计在AP1000主给水流量测量中应用[J]. 应用技术，2013.5.（LV Yong-huan. Application of Ultrasonic Flow Meter in AP1000 Main Feedwater Flow Measurement[J]. Applied Technology, May 2013.）

[9] 王海丹，译. 美国核电机组功率提升的最新进展[J].世界核新闻网站，2010.6.（Translated by WANG Hai-dan. The Latest Power Uprating in US Nuclear Power Plants[J]. Foreign Nuclear News, June 2010.）[10] 向文元，吕永红，等. 核电厂反应堆功率的提升技术及其发展[J]. 电力与能源，2012，33（3）.（XIANG Wen-yuan, LV Yong-hong, et al. Power Uprating Technique and Development of Nuclear Power Plant[J]. Electric Power and Energy, 2012, 33(3).）

[11] 王旭，张赫男，等. 核电站给水流量测量与小幅功率提升研究[J].中国核科学技术进展报告（第二卷），2011.10.（WANG Xu, ZHANG He-nan, et al. Study on Nuclear Power Plant Feedwater Flow Measurement and Minor Power Upratin[J]. Report on Nuclear Scientific and Technological  Progress in China. Vol. 2, Oct. 2011.）

[12] U.S. Nuclear Regulatory Commission. NRC Regulatory Issue Summary 2002-03 Guidance on the Content of Measurement Uncertainty Recapture Power Uprate Applications.2002.1.Http://www.nrc.gov/ reading-rm/doc-collections/gen-comm/regissues/2002/ri2003.html.

[13] 张焕欣. 核电厂热功率监视的设计与实现[J]. 自动化博览，2007.12.（ZHANG Huan-xin. Design and Realization of Thermal Power Monitoring of Nuclear Power Plant[J]. Automation Broadview, Dec. 2007.）

Application of Ultrasonic Flow Meter in Flow Measurement for the Main Feedwater of Sanmen Nuclear Power Plant

JU Fa-li，CHEN Yuan-lun，TAO Jia-lin
(Sanmen Nuclear Power Co.，Ltd.，Sanmen of Zhejiang Prov. 317112，China)

Based on the flow measurement for main feedwater in Sanmen Nuclear Power Plant and summary of the research results and implementation mode of recapture power uprates (MUR) in foreign nuclear power plant, effects of measuring accuracy on reactor thermal power calculation and uncertainty are analyzed. Analysis indicates that MUR by improving the measurement accuracy of main feedwater is feasible, which will increase the economic returns without influencing the safe and stable operation of plant.

ultrasonic flow meter; venture；feedwater flow measurement；recapture power uprates；thermal power

TL35  Article character：A  Article ID：1674-1617(2014)02-0118-06

TL35

A

1674-1617(2014)02-0118-06

2014-01-21

居法立（1981—），男，陕西人，工程师，注册核安全工程师，工学学士，主要从事三门核电仪控调试工作。