Research on RTD Degradation Detection Algorithm Based on Cross-Comparison
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摘要: 为了实现核电厂热电阻（RTD）原位性能测试，减小测试误差，提高测试结论的准确性，降低测试成本，研究开发出一种基于交叉比较的RTD降级检测算法，包括温场不稳定性修正算法和温度不一致性修正算法，并用于降级RTD的修正算法。以某核电机组大修数据为基础进行验证，结果表明，该算法可以减少核电厂运行寿期内RTD判定的工作量和成本，提高RTD判定的准确度，同时还可以为仪表寿期老化研究提供输入。因此，本研究开发的RTD降级检测算法能够用于核电机组RTD性能判定。Abstract: In order to realize the in-situ performance test of resistance temperature detector (RTD) in nuclear power plant, reduce the test error, improve the accuracy of test conclusions and reduce the test cost, a RTD degradation detection algorithm based on cross-comparison is developed, including temperature field instability correction algorithm and temperature inconsistency correction algorithm, and used to downgrade RTD correction algorithm. Based on the overhaul data of a nuclear power unit, the verification results show that the algorithm can reduce the workload and cost of RTD determination during the operation life of the nuclear power plant, improve the accuracy of RTD determination, and provide input for the research of instrument life aging. Therefore, the RTD degradation detection algorithm developed in this study can be used to determine the RTD performance of nuclear power units.
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表 1 某核电机组RTD布置情况
Table 1. RTD Layout of a Nuclear Power Unit
所在回路 该回路包含的RTD名称 备注 冷段1A（第1环路A侧冷段管道，CL1A) 121A-E1-BA1、121A-E2-BA2、121D-E1-BD1、121D-E2-BD2、125A1-E1-BA1、125A1-E1-BA2、125A2-E2-BA1、125A2-E2-BA2 该回路连接主泵1A(第1环路A侧主泵，RCP1A)与压力容器RV 冷段1B（第1环路B侧冷段管道，CL1B) 121B-E1-BB1、121B-E2-BB2、121C-E1-BC1、121C-E2-BC2、125C1-E1-BC1、125C1-E1-BC2、125C2-E2-QC1 该回路连接主泵1B(第1环路B侧主泵，RCP1B)与压力容器RV 冷段2A（第2环路A侧冷段管道，CL2A) 122B-E1-BB1、122B-E2-BB2、122C-E1-BC1、122C-E2-BC2、125B1-E1-BB1、125B1-E1-BB2、125B2-E2-QB1 该回路连接主泵2A(第2环路A侧主泵，RCP2A)与压力容器RV 冷段2B（第2环路B侧冷段管道，CL2B) 122A-E1-BA1、122A-E2-BA2、122D-E1-BD1、122D-E2-BD2、125D1-E1-BD1、125D1-E1-BD2、125D2-E2-BD1、125D2-E2-BD2 该回路连接主泵2B (第2环路B侧主泵，RCP2B)与压力容器RV 热段1（第1环路的热段管道，HL1） 131A-E1-BA1、131A-E2-BA2、131C-E1-BC1、131C-E2-BC2、132A-E1-BA1、132A-E2-BA2、132C-E1-BC1、132C-E2-BC2、133A-E1-BA1、133A-E2-BA2、133C-E1-BC1、133C-E2-BC2、135A-E1-QC1、135A-E2-QC1 该回路连接蒸汽发生器1(SG1)与压力容器RV 热段2（第2环路的热段管道，HL2） 131B-E1-BB1、131B-E2-BB2、131D-E1-BD1、131D-E2-BD2、132B-E1-BB1、132B-E2-BB2、132D-E1-BD1、132D-E2-BD2、133B-E1-BB1、133B-E2-BB2、133D-E1-BD1、133D-E2-BD2、135B-E1-QB1、135B-E2-QB1 该回路连接蒸汽发生器2(SG2)与压力容器RV 注：121/122/125/131/132/133/135—该RTD所在的位置编号；字母A/B/C/D—该RTD信号所在的机柜面板的序号； E1/E2—该双支RTD产生的2个信号；名称末尾的字符BA1/BB1/BC1/BD1/QB1/QC1/ BA2/BB2/BC2/BD2—该RTD信号的格式 
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表 2 电阻-温度对照值
Table 2. Resistance-Temperature Comparison Value
序号 回路实际温度/℃ RTD电阻值/Ω 1 81.890 130.949 2 124.919 146.936 3 182.639 168.265 4 236.982 187.858 5 286.184 205.315
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表 3 温度对照表（以某核电101大修中133A-E1-BA1为例）
Table 3. Temperature Comparison Table (Takin133A-E1-BA1 in 101 Overhaul of a Nuclear Power Plant as an Example)
序号 回路实际温度/℃ 经过电阻-温度转换后的温度/℃ 1 81.890 81.623 2 124.919 124.505 3 182.639 182.607 4 236.982 236.926 5 286.184 286.131
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表 4 某核电101大修HL2温场不稳定性修正前后对比
Table 4. Comparison of HL2 Temperature Field Instability before and after Correction in 101 Overhaul of a Nuclear Power Plant
温度/℃ 标准差 原始数据/℃ 修正后/℃ 减小幅度/% 285 0.06664 0.04018 39.70 235 0.01741 0.01128 35.21 180 0.02049 0.008769 57.20
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表 5 某核电102大修HL2温场不稳定性修正前后对比
Table 5. Comparison of HL2 Temperature Field Instability before and after Correction in 102 Overhaul of a Nuclear Power Plant
温度/℃ 标准差 原始数据/℃ 修正后/℃ 减小幅度/% 285 0.03810 0.03012 20.94 235 0.01716 0.006991 59.26 180 0.09322 0.06676 28.38
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表 6 某核电101大修各管段温差
Table 6. Temperature Difference of Each Pipe Section in 101 Overhaul of a Nuclear Power Plant
温度平
台/℃$ T_{{\text{loc}}}^{AB}$
（101）/℃$ T_{{\text{loc}}}^{AC}$
（101）/℃$ T_{{\text{loc}}}^{AD}$
（101）/℃$ T_{{loc} }^{BC}$
（101）/℃$ T_{{\text{loc}}}^{BD}$
（101）/℃$ T_{{\text{loc}}}^{CD}$
（101）/℃285 −0.138 −0.18 −0.107 −0.042 0.031 0.073 235 −0.137 −0.12 −0.061 0.017 0.076 0.059 180 −0.094 −0.065 −0.069 0.029 0.025 −0.004
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表 7 某核电 102 大修各管段温差
Table 7. Temperature Difference of Each Pipe Section in 102 Overhaul of a Nuclear Power Plant
温度平
台/℃$ T_{{\text{loc}}}^{AB}$
(102)/℃$ T_{{\text{loc}}}^{AC}$
(102)/℃$ T_{{\text{loc}}}^{AD}$
(102)/℃$ T_{{\text{loc}}}^{BC}$
(102)/℃$ T_{{\text{loc}}}^{BD}$
(102)/℃$ T_{{\text{loc}}}^{CD} $
(102)/℃285 −0.159 −0.131 −0.079 −0.028 0.08 0.052 235 −0.162 −0.11 −0.072 0.052 0.09 0.038 180 −0.081 −0.036 −0.026 0.045 0.055 0.01
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表 8 某核电 101 大修和 102 大修各管段温差变化
Table 8. Temperature Difference Change of Each Pipe Section in 101 Overhaul and 102 Overhaul of a Nuclear Power Plant
温度
平台/℃[$ T_{{\text{loc}}}^{AB}\left( {101} \right) $−
$ T_{{\text{loc}}}^{AB}\left( {102} \right) $]/℃[$ T_{{\text{loc}}}^{AC}\left( {101} \right) $−
$ T_{{\text{loc}}}^{AC}\left( {102} \right) $]/℃[$ T_{{\text{loc}}}^{AD}\left( {101} \right) $−
$ T_{{\text{loc}}}^{AD}\left( {102} \right) $]/℃[$ T_{{\text{loc}}}^{BC}\left( {101} \right) $−
$ T_{{\text{loc}}}^{BC}\left( {102} \right) $]/℃[$ T_{{\text{loc}}}^{BD}\left( {101} \right) $−
$ T_{{\text{loc}}}^{BD}\left( {102} \right) $]/℃[$ T_{{\text{loc}}}^{CD}\left( {101} \right) $−
$ T_{{\text{loc}}}^{CD}\left( {102} \right) $]/℃285 0.021 −0.049 −0.028 −0.014 −0.049 0.021 235 0.025 −0.01 0.011 −0.035 −0.014 0.021 180 −0.013 −0.029 −0.043 −0.016 −0.03 −0.014
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表 9 132D-E1-BD1 一阶补偿函数修正结果对比
Table 9. Comparison of Correction Results of 132D-E1-BD1 First-order Compensation Function
一阶补偿函数 修正结果 西屋公司结果 $ {n_{{\text{offset}}}} $ −0.0687 −0.07 $ {m_{{\text{gain}}}} $ 0.00224 0.002
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[1] HASHEMIAN H M. Maintenance of process instrumentation in nuclear power plants[M]. Berlin: Springer, 2006: 51-54. [2] HASHEMIAN H M, JIANG J. Nuclear plant temperature instrumentation[J]. Nuclear Engineering and Design, 2009, 239(12): 3132-3141. doi: 10.1016/j.nucengdes.2009.08.030 [3] 王胜光,刘勇. 交叉校准技术在核电厂反应堆冷却剂温度测量中的应用[J]. 化工自动化及仪表,2014, 41(4): 442-444,458. doi: 10.3969/j.issn.1000-3932.2014.04.023 -
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