摘要：为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学(CFD)分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研究结果表明,热管段冷却剂出现明显的温度分层现象,但温度计测量的平均值相对其所在管道截面平均温度的偏差较小。因此,三代核电先进堆型热管段温度计设置合理,可有效测量冷却剂温度。

摘要：在核安全电气设备的监督检查过程中,对安全级分布式控制系统的反应堆保护和监测功能进行独立验证时,发现在核电机组正常运行情况下,热管段中测量液位的核级差压式液位计存在持续向安全显示单元发出超量程质量码报警信号的问题。从法规合规性、仪表精度和测量系统整体可用性的角度,通过密闭式差压液位计测量分析、通道不确定度计算,分析了热管段液位在正常运行和停堆工况下的静态特性及精度符合性。根据设备特点提出了满足工程应用需求的纠正措施,以及应对仪表超量程问题的解决方案。