CPR1000主给水泵设计输入选择及裕量取值分析

2010-06-28胡友情

电力勘测设计 2010年5期

胡友情

(中广核工程有限公司，广东深圳 518000)

1 概述

核电厂常规岛主给水泵是二回路热力系统中重要的设备之一，其设计输入对电厂运行的经济性、稳定性和安全性有着重要影响。然而，对于核电厂常规岛主给水泵的设计，我国国内目前还没有相应的技术规范进行统一规定，需要设计人员逐个项目进行专题研究或说明。

对于核电厂给水泵驱动方式、容量选择及配置数量等方面的分析，国内诸多文献已有研究，但对核电厂给水泵设计输入选择及裕量取值方面的分析则鲜有见刊。本文结合CPR1000核电厂工程设计的实际情况，对核电厂给水泵设计计算的输入参数选择及裕量取值要求进行探讨和分析。

对于CPR1000核电厂而言，主给水系统包括电动主给水泵系统(APA)、高压给水加热器系统(AHP)及给水流量控制系统(ARE)三个部分，是常规岛热力循环中的重要组成部分。其中，电动主给水泵系统主要由三台50%额定容量电动给水泵组成，在电厂启动、运行及热备用期间，通过这套设备把给水输送到蒸汽发生器(SG)并维持设计水位。因此，主给水泵的设计对核电厂运行的经济性、稳定性和安全性至关重要。

在CPR1000核电厂的设计中，每台机组配置3×50%额定容量电动给水泵，两台运行一台备用。正常运行工况下，经除氧器混和加热后的饱和除氧水分两路由两台给水泵升压，汇集到给水母管后再次分两路进入并联的两列高压加热器(6号和7号加热器)，经高加加热后汇入给水联箱，再在给水调节系统分三路支管进行调节，每条支管都设有各自的旁路，之后三路给水管线并联送入核岛，最终进入蒸汽发生器。主给水系统流程示意图参见图1。主给水系统核岛与常规岛的设计分界位于图1中A点处。设计分界处的参数由核岛提出要求，常规岛在选定主给水泵参数时予以满足，即常规岛在进行主给水泵设计参数确定时将核岛侧设备及管路的运行情况做实时考虑。

图1 CPR1000核电厂主给水系统流程示意图

2 给水泵设计输入选择

常规岛主给水泵设计输入的选择，很大程度上取决于主给水管道在核岛与常规岛设计分界处的接口参数及核岛对常规岛给水泵运行的技术要求。CPR1000核电厂核岛一回路反应堆冷却剂系统(RCP)在进行设计时需考虑最佳估算流量、热工设计流量、机械设计流量三种工况，各工况的具体定义如下：

2.1 最佳估算流量

最佳估算流量是电站实际运行条件下最可能的流量。此流量是根据对反应堆、蒸汽发生器和主管道的流动阻力的最佳估算，以及根据对反应堆冷却剂泵扬程—流量能力的最佳估算来确定的。虽然最佳估算流量是运行中的最可能的流量，但在热工和机械设计中采用更保守的流量。

2.2 热工设计流量

热工设计流量是用于反应堆堆芯热工性能、蒸汽发生器热工性能等总体性能设计，确定电站额定参数的依据。由于设计阶段系统阻力和主泵特征的不确定性，为了提供必需的裕度，热工设计流量需计及反应堆、蒸汽发生器和主管道流动阻力、反应堆冷却剂泵扬程的负偏差。热工设计流量大约比最佳估算流量小4%，在电站投入运行时要进一步证实热工设计流量。

2.3 机械设计流量

机械设计流量是用于反应堆压力容器内的堆内构件和燃料组件机械设计的流量。为了确保设计的保守性，机械设计流量应计及系统阻力的负偏差和泵扬程的正偏差。机械设计流量比最佳估算流量约大4%。

对于CPR1000核电厂，在核岛与常规岛设计分界处与上述各流量对应工况下的接口参数详见表1。

表1 CPR1000核电厂核岛与常规岛设计分界处给水接口参数(SG零堵管、正常排污)

此流量为3台SG总流量，且该流量包括正常排污量4.77 kg/s×3=14.31 kg/s。

在进行电厂系统设计时使用的一个通用原则是系统设计压力、温度、阻力计算等采用系统最可能运行的值或最可能出现的最大值。遵循这一原则，基于最佳估算流量是一回路系统最有可能的流量，在二回路系统进行性能设计时，选用该流量对应的工况是合理的。热工设计流量是在计及反应堆、蒸汽发生器和主管道的流动阻力、反应堆冷却剂泵扬程以及用于测量流量方法的误差等多项因素的负偏差后的流量，是系统设计的保守小流量，如果将该流量对应的工况作为二回路主给水泵设计输入的基础，则会引起主给水泵扬程、流量等与一回路正常运行最可能出现的参数不匹配。机械设计流量是作为系统部件机械设计基础的保守大流量，显然不应作为二回路设计输入。

3 流量及阻力裕量取值分析

裕量取值优化是核电厂提高全厂运行效率、节省厂用电量的重要措施之一。如何使裕量取值既能满足电厂最大连续出力运行要求，又能达到节能降耗的效果，在进行给水泵设计时需分析和研究。

CPR1000核电厂主给水系统在进行主给水泵流量、扬程等参数选择时，首先要满足核蒸汽供应系统基础流量及扬程的要求，然后再参照有关设计规范的需要，另行考虑一定的裕量。目前，国内还没有相应的行业规范对核电厂给水泵选型时流量及压力裕量取值予以明确，各CPR1000项目现行参照使用的《火力发电厂设计技术规程》在编制时并未对核电厂的发电特点作相应考虑，故相关技术条款在CPR1000核电厂的给水系统设计中并不完全适用。下面将根据CPR1000核电厂的特点，对相关裕量取值作进一步分析。

3.1 流量裕量的选择

根据《火力发电厂设计技术规程》10.3.2条规定，给水泵出口总容量应满足汽包炉为锅炉最大连续蒸发量的110%，直流炉为锅炉最大连续蒸发量的105%。在该规范相应的条文解释中对相关流量裕量考虑的因素作了进一步明确(见表2)：对于汽包炉，裕量包括锅炉的连续排污损失1.5%～2%、系统汽水泄漏损失0.4%、汽包水位波动(包括锅炉抢水)2%～5%、给水泵老化引起的出力降低4%～5%，共计7.9%～12.4%，一般取10%；对于直流炉，由于没有汽包和连续排污，故其裕量可取5%。在CPR1000核电厂中，主给水泵在进行流量设计选择时，该裕量取值偏保守，参照了常规火电汽包炉的方式，即选择10%作为流量裕量。

表2 常规火力发电厂不同炉型流量损失项比较

从表2不难看出，对核电厂而言，锅炉连续排污(蒸汽发生器最大连续排污量已计入给水泵基础流量)、汽包水位波动两项不宜作为裕量，仅需考虑给水泵老化的贡献。因此，主给水泵在进行流量设计时，选择5%作为流量裕量是能满足系统设计要求的。

3.2 阻力裕量的选择

根据《火力发电厂设计技术规程》10.3.8条规定，从除氧器给水箱出口到省煤器进口介质流动总阻力(按锅炉最大连续蒸发量时的给水量计算)，对于汽包炉应另加20%裕量，对于直流炉则另加10%裕量。在CPR1000核电厂中，主给水泵在进行阻力设计选择时，从保守的角度考虑，取值参照常规火电汽包炉方式，即选择20%裕量。

根据阻力与流量的平方成正比的关系，对于常规火力发电厂汽包炉而言，将给水系统的阻力按锅炉最大连续蒸发量计算时，当把包括10%裕量的给水泵出口总容量视为总给水量，则给水系统阻力增加裕量为：