华龙一号核电厂主管道直接测温技术应用研究

传统核电厂(M310)采用旁路测量方式执行关键安全参数-反应堆冷却剂温度的测量,但该方式由于工艺回路复杂、主管道上接管数量多且维修难度大而不满足三代核电的要求。本文首先分析了热分层原理,然后总结出一种能适用于华龙一号核电厂的主管道直接测温方案,其次从安全分析的角度对这种测温方案在华龙一号核电厂上的可应用性进行了论证。论证结果表明:主管道直接测温技术经特殊配置后可应用于华龙一号核电厂。