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核电站凝汽器瞬态分析及控制逻辑优化

2023-08-01 113 上传者：管理员

摘要：某核电项目由于汽轮发电机组、凝汽器弹性支撑、汽轮机旁路蒸汽全部排至凝汽器等选型设计方案变化，技术上较CPR1000核电典型设计存在明显差异，原有CPR1000“凝汽器故障”、“凝汽器不可用”逻辑控制技术方案需要设计优化。通过分析该核电项目技术方案，计算、分析汽轮机跳机、核岛反应堆紧急停堆、旁路系统闭锁等工况下凝汽器参数变化规律，研究满足此项目核岛蒸汽安全排放要求的技术方案，解决主蒸汽系统、反应堆冷却剂系统管道瞬态工况下超压的设计问题。

关键词：
主蒸汽系统
反应堆紧急停堆
汽轮机跳机
瞬态计算
闭锁旁路
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为保护汽轮机及凝汽器设备，核电站凝汽器运行压力超过设计定值后(控制逻辑定义为“凝汽器不可用”信号),将禁止蒸汽旁路系统向凝汽器排放蒸汽。CPR1000堆型要求核岛在“凝汽器不可用”信号发生前，利用“凝汽器故障”信号提前跳堆，跳堆后仍通过蒸汽旁路系统继续向凝汽器排放蒸汽至少12s,否则瞬态过程中将引起核电站反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统压力超过设计压力(Ⅲ类工况),在RCCP-4.3.1.3.2中明确规定：“在核电站寿命期内，发生第Ⅲ类工况的次数不能超过5次”[1]。核电凝汽器瞬态分析主要是设计“凝汽器故障”信号设定值并计算验证核电站在故障情况下能否满足核岛设计方提出的“核岛跳堆后仍向凝汽器排放至少12s蒸汽”的设计要求(核岛从接收“凝汽器故障”信号跳堆到接收“凝汽器不可用”信号的时间间隔至少大于12s);设计“凝汽器故障”信号设定值需综合考虑“凝汽器不可用”信号设定值、各故障工况特点、控制连锁等因素，通过对不同工况及瞬态计算结果进行分析，设计符合核岛安全排放要求的“凝汽器故障”信号定值。某核电项目由于采用西门子技术路线的汽轮发电机组、凝汽器采用弹性支撑、汽轮机旁路蒸汽全部排至凝汽器等选型方案，原有CPR1000“凝汽器故障”、“凝汽器不可用”相关技术方案已不适用。本文通过分析计算，评估了凝汽器在瞬态情况下对旁路蒸汽的消纳能力，设计了适用于该项目的“凝汽器故障”、“凝汽器不可用”控制逻辑方案。

1、凝汽器瞬态工况分析

对于核电站凝汽器变工况瞬态分析主要考虑3种故障工况：(1)非全厂失电情况下，2台循环水泵停泵；(2)旁路蒸汽系统喷淋冷却水供给失效；(3)凝汽器及相关系统泄漏。

对于第(2)种工况，均已设计“喷淋冷却水水压低，延时发出凝汽器故障信号，触发核岛跳堆”的控制逻辑。对于第(3)种工况，凝汽器及相关系统一般的泄漏对凝汽器运行压力影响小，凝汽器压力能被维持在某一较高运行范围，仅影响电厂效率，不会造成凝汽器压力高停机。即便发生较大的凝汽器真空泄漏，凝汽器压力上升的速度有限，也能满足核岛的安全排放时间要求。综上，凝汽器瞬态分析主要针对工况1:非全厂失电、2台循环水泵同时停泵故障进行瞬态计算和凝汽器故障信号设定值设计。

该项目核电凝汽器瞬态分析较CPR1000典型设计有如下新特点：

(1)凝汽器压力瞬态分析[2]:

上述第(1)种工况，由于该项目采用旁路蒸汽系统(GCT-C)全排凝汽器设计方案、凝汽器及汽轮机容积的变化、循环水泵的优化选型及循环水瞬态流动的差异等，需要对该项目凝汽器瞬态压力进行计算评估。

(2)凝汽器水位瞬态分析[2]:

由于该项目凝汽器采用弹性支撑，若凝汽器在热态工况下水装量超过设计值，将影响汽轮机及凝汽器的安全运行，设备厂家要求凝汽器水位设置闭锁旁路控制逻辑，凝汽器对旁路蒸汽的消纳能力受到限制，需设计跳堆保护信号，在凝汽器水位信号闭锁旁路前，提前触发反应堆停堆，并且停堆后满足核岛安全排放的时间要求。

2、凝汽器瞬态计算及改进

2.1凝汽器压力瞬态分析

根据凝汽器相关系统设备的选型、运行控制过程、设定值等内容，确定瞬态计算的边界条件和仿真计算方法，主要涉及如下函数计算公式：

mby,i=f(t,pi) (1)

式中，mby,i为旁路系统蒸汽排放流量；t为瞬态时间；pi为凝汽器瞬态汽侧压力(i与t存在对应关系)。

t+Δt时刻，凝汽器汽侧蒸汽比容νs,i+1及压力pi+1可按下式进行计算：

min,i=Δt[mby,i−Qi−mgl(Hgl−Hsat,i)Hby−Hsat,i] (2)ρin,i=min,i/Vs (3)νs,i+1=11νs,i+ρin,i (4)pi+1=f(νs,i+1) (5)

式中，min,i为经Δt时间间隔凝汽器汽侧空间的蒸汽量变化，kg; Hby为旁路系统排放蒸气焓值，kJ/kg; Hsat,i为凝汽器汽侧蒸气焓值，kJ/kg; Qi为循环水瞬态换热量，kJ; mgl为轴封蒸汽流量，kg; Hgl为轴封蒸汽焓值，kJ/kg; Vs为凝汽器汽侧体积，m3;ρin,i为汽侧密度变化量； νs,i为t时刻蒸汽比容。

利用上述计算公式并结合HEI换热系数计算公式、传热学公式[3]、水蒸气热力参数函数关系式等进行迭代，获得此项目凝汽器压力在(1)工况下的变化曲线，如图1所示。

图1某项目凝汽器压力瞬态计算结果)

(初始状态额定工况，循环水低潮位，循环水泵停泵后凝汽器压力触发凝汽器故障信号

根据该项目TMCR工况瞬态计算结果(图1),触发反应堆停堆到闭锁旁路的时间间隔仅为5s,若翻版CPR1000典型设计，无法满足核岛提出的安全排放时间要求(CPR1000典型设计瞬态计算结果，如图2所示)。经分析论证，为保证核岛安全排放要求，防止反应堆冷却剂系统、主蒸汽系统瞬态管路超压问题出现，需放宽“凝汽器故障”信号的产生，增加“凝汽器故障”信号触发条件：即发生2台循环水泵同时停泵故障(取信号判断),尽快触发“凝汽器故障”信号，送控制逻辑信号用于反应堆紧急停堆、跳机，从而保证各工况下均能满足核岛的安全排放要求。按上述计算分析思路，对该项目瞬态计算程序进行调整，设定循环水泵停泵后延时某一固定时间后送出凝汽器故障信号，触发汽轮机跳机、核岛反应堆紧急停堆，可满足核岛的安排排放要求，如图3所示。

图2 CPR1000典型设计凝汽器压力瞬态计算结果

(初始状态额定工况，循环水低潮位，循环水泵停泵后凝汽器压力触发凝汽器故障信号)

图3凝汽器压力瞬态计算结果

(初始状态TMCR工况，循环水低潮位，循环水泵停泵后延时18s触发凝汽器故障信号)

2.2凝汽器水位瞬态分析

图4阳江项目凝汽器弹性基础示意图

由于该项目凝汽器采用弹性基础，如图4所示，增加了凝汽器水位闭锁旁路的逻辑设计，在西门子最初的凝汽器水位控制设计方案中，汽轮机跳机、闭锁旁路为同一水位定值，即凝汽器水位上升至某一设定值后，同时触发汽轮机跳机同时禁止旁路蒸汽排入凝汽器，此种设计虽然有效地保护了凝汽器及汽轮机，但无法满足核岛蒸汽的排放时间要求，影响后续核岛的安全运行。

由于CPR1000核电站核岛设计对旁路系统可用性存在要求，该项目凝汽器水位闭锁旁路设定值需与汽轮机跳机设定值分开，间隔宽度需根据凝汽器水装量截面积、汽轮机排汽量等参数确定，经分析，选取汽轮机满负荷、凝结水泵全部停运为设计计算工况，此工况下凝汽器水位上升速度最快，凝汽器水位从汽轮机跳机设定值上升至闭锁旁路水位设定值，时间间隔需大于12s,相关公式为：

Lbypasstrip−LturbinetripmturbineρS>12s (6)

式中，Lbypasstrip为凝汽器闭锁旁路水位定值，m; Lturbinetrip为凝汽器跳机水位定值，m; mturbine为汽轮机旁路蒸汽排汽量，kg/s;ρ为凝结水密度，kg/m3; S为凝汽器水装量截面积，m2。

利用式(6)对阳江项目凝汽器水位闭锁旁路设定值与汽轮机跳机设定值间隔宽度进行计算，最终确定图5所示的凝汽器水位控制设定值。

3、凝汽器故障信号及不可用信号控制逻辑优化

根据上述凝汽器压力及水位的瞬态计算与分析，优化凝汽器故障信号、凝汽器不可用信号相关控制逻辑，并与CPR1000核电项目凝汽器故障信号进行对照，见表1。此项目凝汽器故障信号、凝汽器不可用信号相关控制逻辑优化主要体现在：

图5阳江项目凝汽器水位控制设定值

(1)凝汽器压力控制保护为满足核岛蒸汽安全排放的要求，将循环水泵停泵信号引入凝汽器故障信号控制逻辑，发生此类故障，通过提前触发汽机跳机及反应堆跳堆，延长反应堆跳堆后的蒸汽排放时间，从而满足核岛蒸汽安全排放的时间要求。故障延时时间，根据各工况的凝汽器瞬态计算结果最终确定。

(2)针对TCS系统故障同时发出汽轮机跳机、闭锁旁路指令特殊工况，设计了延时12s判断闭锁旁路的控制逻辑。主要控制过程：当凝汽器压力高于汽轮机跳机设定值，TCS送出的凝汽器压力触发汽轮机跳机信号直接产生凝汽器故障信号，送核岛反应堆紧急停堆控制保护；产生凝汽器故障信号后的12s内，禁止凝汽器不可用信号闭锁旁路系统；在凝汽器真空低跳机产生的“凝汽器故障”信号12s后，如果TCS送出的凝汽器压力闭锁旁路控制要求同时存在，将产生凝汽器不可用信号，控制逻辑将停止向凝汽器排放核岛蒸汽；当凝汽器液位跳机值被触发，TCS系统送汽轮机跳机信号至DCS,DCS直接产生凝汽器故障信号，送核岛反应堆紧急停堆控制保护；产生凝汽器故障信号后的12s内，禁止凝汽器不可用信号闭锁旁路系统；在凝汽器液位产生的“凝汽器故障”信号12s后，如果TCS送出的凝汽器压力闭锁旁路控制要求同时存在，将产生凝汽器不可用信号，控制逻辑将停止向凝汽器排放核岛蒸汽。

表1凝汽器故障信号、凝汽器不可用信号控制逻辑对比

4、结束语

综上，基于该项目较CPR1000典型设计的诸多差异，通过对凝汽器水位、凝汽器压力进行瞬态分析和计算，对凝汽器故障信号、凝汽器不可用信号相关控制逻辑进行了适应性调整和改进设计，在确保凝汽器、汽轮机等重要设备的运行控制符合设备本身的设计要求前提下，修改后的凝汽器故障、凝汽器不可用控制逻辑设计方案能够满足各工况下核岛蒸汽的安全排放要求，此项目技术方案为CPR1000以及华龙一号核电站类似技术问题的解决提供了借鉴，相关分析结果和控制逻辑已在部分CPR1000以及华龙一号核电站中成功应用。

参考文献：

[1]广东核电培训中心编900MW压水堆核电站系统与设备(上册)[M].北京:原子能出版社, 2007.

[2]姜成仁，丁佳鹏核电厂凝汽器故障信号定值的计算与分析[J]核动力工程, 2009,30(52).39-44.

[3]杨世铭。陶文铨传热学[M].北京:高等教育出版社, 1998.

文章来源：丁佳鹏.核电站凝汽器瞬态分析及控制逻辑优化[J].汽轮机技术,2023,65(04):314-316+279.