李世红,王 伟
(中核核电运行管理有限公司三厂,浙江 海盐 314300)
秦山三厂重水堆核电站采用加拿大坎杜6重水堆核电技术,电站自运营以来产生了良好的经济效益、环境效益和社会效益。核电站是一个庞大的系统,为了保证反应堆能够安全、稳定地运行,需要保证各个系统都按照设定的要求工作,这就要通过各种探测器来收集各种信号,把这些信号送到主控室进行控制,ROSEMOUNT1152,1153系列的非智能核级差压变送器就是秦山三厂核岛系统中应用最广泛、最重要的信号探测器之一。
差压液位变送器由于其性能稳定、精度高、性能价格比高等特点,故在秦山三厂核岛各系统需要检测液位场合中,使用非常广泛。目前差压液位变送器工艺成熟、技术先进,并由原来的非智能性现已逐渐向智能型发展,但目前考虑到核岛系统特有的抗辐射性、抗振性等要求,智能型核级变送器还没有在核岛系统广泛使用。
一个核电厂变送器测量信号的的失效可导致边界阀门的开关失效从而会给核电厂带来严重的安全事故和经济损失。为保证电厂的安全停堆,在紧急情况下一些电动阀门必须开启,另一些必须关闭来保证系统隔断或防止放射性物质外泄,因此首先要保证变送器测量信号的准确性进而保证这些阀门的可用性[1]。
本研究通过对秦山三厂核岛系统差压液位变送器测量易出现的故障进行分析并给出解决方案,从而保证变送器测量信号的准确性,进而为核反应堆和核电厂安全经济稳定运行提供有力保障。
压差检测中通常是采用弹性式压差仪表,要对压力和压差信号进行远距离传递的最好、最有效的方法是采用电变送的方法,电变送方法就是通过电气位移变换器将压力和压差产生的弹性元件的机械位移量转换成某种电气量,然后加以传送,秦山三厂采用的电容式压差变送器。
电容式压差变送器由感测部分和测量电路两部分组成,电容器的电容量由其两个极板的大小、形状、相对位置以及极板之间的电介质的介电系数所决定。若一个极板固定不动,而另一个极板随压差而变化其位置,电容器的电容量随着压差的变化而变化,通过测量电路将电容量的变化转换成电流或电压输出信号,送至有关单元实现显示和控制[2]。
为了提高电容式压差传感器的灵敏度和改善其输出特性,实际采用的常是差动的形式,也就是将可动极板放置于两块固定极之间,当压差变化时,一个电容的电量增大而另一个电容的电容量则减小,因此其灵敏度可提高一倍而非线性又可大大降低。
电容式压差变送器的测量电路如图1所示,变送器的输出可以转换成电压、电流或频率等信号,然后放大。图1(a)的交流电桥法是将两个电容器接于交流电桥的两个相邻臂上,交流电桥的输出经放大与相敏检波后进行测量[3]。图1(b)的双T网络法压差引起的电容变化转换成电压变化输出。在交流电源正半周时,通过二极管D1对电流器C1进行充电,在负半周时,电容器C1经电阻R1与R3进行对地放电;而电容器C2则在电源的负半周充电、正半周对R3与R2反向放电。因此R3上两端的电压输出是由C1与C2的平均放电电流之差所决定的。当压差为零时,C1、D1、R1与C2、D2、R2的参数相同,则通过R3的平均放电电流之差为零。当压差不等于零时,差动电容C1与C2一个增大一个减小,使两者的平均放电电流不相等,因此R3两端的电压输出也就有了相应的变化。
图1 电容测量电路
秦山三厂的核岛系统的差压式液位变送器由于安装位置、测量方式等不同,需要对变送器的零点进行迁移。变送器几种零点迁移的示意图如图2所示[4]。
图2 差压变送器检测液位原理图
当差压式液位变送器安装在敞口容器上测量液位时,正压侧与容器低部(液位基准面)取压点在同一水平高度时;或差压式液位变送器的负压侧采用“干腿”系统,同时正压侧与容器低部(液位基准面)取压点在同一水平高度时,变送器的零点一般不需迁移[5]。变送器得到的差压就是P=ρgH,差压式液位变送器的标定范围为0~ρgHmax(单位为kPa)。变送器的差压与液位高度成正比关系,液位为零时变送器的压差也为零。液位达到满量程时,变送器的压差也达到满量程。
秦山三厂的核岛系统的液位变送器较多的安装在容器最小液位面的下部几米处。当变送器的负压侧采用“干腿”系统或直接对空时,需要对差压式液位变送器的零点进行正迁移。此时作用在变送器的压差为:
式中:h1—变送器正侧至最小液位面的距离;H—被测容器液体高度;ρ,ρ1—被测液体的密度、取压管线里液体的密度。
当H=0时,ΔP=ρ1h1g>0,对于无迁移的变送器,此时输出为高于下限值4 mA;当容器液位达到满量程即H为上限时,变送器的输出高于20 mA。为了维持变送器在H为0时输出4 mA,H为上限时仪表输出20 mA,需要同时增大变送器出入的上、下限。下限为 ρ1h1g(单位为kPa),上限 (ρ1h1g+ρgHmax)(单位为kPa),变送器的标定范围为[ρ1h1g-(ρ1h1g+ρgHmax)](单位为kPa)。
秦山三厂的核岛系统的液位变送器较多的采用“湿腿”系统测量液位,正压侧取压管接至容器的最小液位面处,负压侧取压管接至容器的顶部并冲满液体,变送器安装在设备最小液位面的下部几米处,这样的安装和测量方式需要对差压式液位变送器的零点进行负迁移。此时正负压侧的压力分别为[6]:
变送器的压差为:
式中:ρ,ρ1,ρ2—被测液体的密度、取压管线里液体的密度和容器顶部气(汽)相的密度;h1,h2—变送器正负压侧到容器的最小液位面处和容器顶部的高度;H,h3—容器液体高度和容器顶部气(汽)相的高度,Pg—容器中气相(汽相)的压力。
从变送器计算公式可看出,当H=0时ΔP=ρ2g(h3+Hmax)-ρ1g(h2-h1),由于 ρ2远小于 ρ1,h2>h1,所以ΔP<0,对于无迁移变送器的输出低于其下限值4 mA,而且在实际工作中,往往 ρ1>ρ,h3一般也不为零,所以即使H为上限值,变送器的输出仍会低于其下限值4 mA,这样变送器就无法正常工作。因此要在变送器上调整迁移量,即在维持原来量程不变的条件下,同时减少变送器的输入的上、下限,使变送器的输出与液位成比例关系[7]。
下限为:[ρ2g(h3+Hmax)-ρ1g(h2-h1)](单位为kPa);
上限为:[ρgHmax+ρ3h3g-ρ1g(h2-h1)](单位为kPa);
变送器的标定范围为:[ρ2g(h3+Hmax)-ρ1g(h2-h1)]-[ρgHmax+ρ3h3g-ρ1g(h2-h1)](单位为kPa)。
差压式液位变送器的故障种类很多,秦山三厂的核岛系统中差压式变送器均采用ROSEMOUNT1152,1153型变送器性能比较稳定,很少出现变送器本身故障现象,主要是取压管线产生的问题较多,这里主要介绍秦山三厂的核岛系统中的液位变送器测量中常见故障和处理方法。
秦山三厂核岛的液位变送器指示偏高问题主要出现在采用湿腿方式测量的液位变送器上,由于变送器的负压侧取压管安装在被测容器的顶部,并且取压关充满液体,而一般情况下容器的实际液位均与容器顶部有一定的距离,顶部为气(汽)体。在刚完成变送器反冲水时,变送器的负压侧充满液体,负压侧产生的静压为设计压力,液位变送器测量准确。但由于运行工况的变化(如容器压力突然下降,甚至产生负压)导致负压侧取样管内的液体少量被吸走或由于取压口附近环境温度的升高导致负压侧取样管内的液体少量蒸发等原因,导致负压侧产生的静压低于设计压力,使液位变送器的差压升高导致指示偏高。出现这类问题后,首先要对负压侧进行反冲水,保证变送器的负压侧满水[8]。再采用在液位变送器的负压侧取压管引一根补水管,通过维持微小的负压侧补水流量保证液位变送器的负压侧不跑水来彻底解决该问题。
该现象主要出现在液位变送器采用“干腿”方式测量,变送器的负压侧取压管安装在被测容器的顶部且为气体。在机组长时间运行后,由于个别液位变送器的负压侧取压管气相湿度较高,使液位变送器的负压侧有小量的凝结水,导致负压侧的压力升高,使变送器的压差减少,液位指示偏低[9]。个别变送器的低压侧取压管线布置不合理,管线在布置过程中产生U型管段,当变送器的低压侧的取压管线有凝结水时,容易在U型管段产生水封,导致变送器的低压侧不能及时地反映被测设备气相压力,使液位变送器反映缓慢或指示失效。通过打开变送器的低压侧的疏水阀对低压侧进行疏水来恢复变送器的正常指示,当液位变送器的低压侧的取压管线有U型管段产生水封时,通过对其取压管线反冲气并修改其管线的布置位置[10]消除U型管段就可以使差压式液位变送器指示正常。
差压式液位变送的标定量程一般比较小,从几个千帕到十几个千帕,一般不超过一百千帕,液位变送器的取压管线冲满液体。但由于变送器需要定期拆下标定,在完成变送器的标定回装时,稍有疏忽导致变送器的取压管或变送器的腔室内有少量气泡,由于气体的压缩性强、稳定性差,容易造成液位变送器指示波动较大。一般在出现液位变送器指示波动较大问题后,关闭变送器的取压隔离阀或拆下变送器先确认变送器本身是否存在波动。如变送器本身没有波动现象,则对变送器的腔室和取压管线进行反冲水[11](由于CANDU-6型核电站的特点,不能直接放水,同时放水容易造成取压管线堵塞),保证变送器的腔室和取压管线的水没有气泡就可以消除缺陷。
差压式液位变送器被广泛应用于秦山三厂核岛系统中,经过多年的运行表明差压式液位测量变送器测量方式具有结构简单、安装方便、便于操作维护、工作可靠、对被测容器破坏少等特点,有效地保证了测量信号的稳定性、准确性,在秦山三厂从没有因变送器信号失效而发生安全事故,为核电站安全稳定运行提供了有力的保障。
(References):
[1]向婉成.控制仪表与装置[M].北京:机械工业出版社,1999.
[2]叶江祺.热工测量和控制仪表的安装[M].北京:水利电力出版社,1992.
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[4]张永德.过程控制仪表及装置[M].北京:机械工业出版社,1987.
[5]李自平.CANDU6型反应堆情况简介[K].国家核安全局,1997.
[6]上海核工程研究设计院.秦山三期重水堆核电站工程初步设计(第三卷核岛各系统)[R].上海核工程研究设计院,1997.
[7]秦山第三核电有限公司.秦山三期重水堆核电站CAN⁃DU6工程手册[K].秦山第三核电有限公司,1994.
[8]钱 明.智能电动执行器[J].自动化仪表,1993(3):23-25.
[9]周春晖.过程控制工程手册[M].北京:化学工业出版社,1994.
[10]陆德民.石油化工自动控制设计手册[M].2版.北京:化学工业出版社,1984.
[11]朱继洲.CANDU堆核电厂核岛系统及其运行[M].西安:西安交通大学核电培训中心,1998.