CPR1000核电站主给水系统稳态及瞬态工况分析

王晓东，黄 涛

(中国能源建设集团广东省电力设计研究院，广州 510663)

对于各种用途的反应堆，最基本的要求是安全。在确保安全的前提下，还要尽可能维持反应堆的经济性。因此，在核电站设计过程中，需要合理分析一切可能发生的潜在事故，提出一套科学、严谨、完整的方法，用以指导和改进一回路和二回路相关系统的设计。常规岛侧主给水系统与核岛关联密切，全面分析核电站主给水系统的稳态及瞬态工况，可以得出稳态和瞬态工况下的压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程和幅度，为核岛的给水控制系统和一回路控制系统的设计与安全分析提供必要的基础数据。同时也为二回路合理确定主给水系统的设计参数提供依据，从而确保核电站投产后的安全、稳定、经济运行。

1 系统描述

CPR1000核电站主给水系统通常采用3×50%电动调速给水泵，2台运行1台备用。除氧器的除氧水经给水泵升压后，经过并联的2列高压加热器后合并为1路，通过给水调节系统进入蒸汽发生器。主给水系统流程见图1。

图1 CPR1000核电站主给水系统流程

2 稳态工况分析

首先，建立主给水系统在额定工况下正常运行时的稳态模型，为瞬态分析提供基础。给水系统的范围从除氧器到蒸汽发生器，采用Flowmaster软件建立计算模型。主要设备模型以及计算中所需的重要设置如下:除氧器处于正常水位;给水泵以额定工况下的数据及曲线作为计算输入;给水控制阀的特性(即压损对应开度曲线)和开度、时间均输入到模型中;蒸汽发生器以水箱组件模拟。

稳态分析时，给水系统各部件按照额定工况设定运行状态，目的是为了检查计算模型中压力和流量元件的设定与厂家资料、系统参数相比是否合理，从而考察模型中的各组件是否能够正确地反映主给水系统的运行要求。

3 瞬态工况分析

经多个工程与核岛方的配合经验，主给水系统瞬态分析主要包括8种工况(起始的分析时间均为t=0 s)。

a.工况1:给水系统初始正常运行，有1台正常运行的给水泵在t=10 s时发生跳泵事件，同时备用泵启动。为描述方便，对3台给水泵设定如下:M1为正常运行泵中的1台，且不会发生跳泵事件;M2为正常运行泵中的1台，在瞬态过程中发生跳泵事件;M3为备用泵。

在此瞬态工况中，主要控制泵的逻辑，给水系统计算模型中其他组件相对于稳态工况的设定均假设为不变。M1设置:t=10 s时，速度开始升高，直至升到最高转速。M2设置:t=10 s时跳泵。M3设置:t=10 s时，收到M2的跳泵信号，备用泵开始启动。

采用Flowmaster瞬态计算后得出每台泵流量随时间的关系曲线、在给水系统典型节点处的压力随时间的关系曲线。此外，通过工况1的计算，还可以得出，在跳泵和备用泵启动的瞬态过程中给水流量相比稳态时的损失，以及通过一台泵加速另一台泵启动并加速到最高转速的方法，可以得到将跳泵瞬态过程中损失的流量补充回来的时间。

b.工况2:给水系统初始正常运行，2台运行的给水泵中的1台发生跳泵事件，并且没有备用泵启动。给水系统初始正常运行，在t=10 s时，运行中的1台泵跳闸停运。由于跳泵后备用泵不启动，给水流量将会减少，机组负荷会随之降低，经瞬态分析后得出流量、压力随时间的变化曲线。将上述曲线提供给核岛设计方，供核岛设计方输入到核岛对应瞬态计算模型中，从而分析在此瞬态工况下蒸汽发生器的水位是否能满足控制要求，以及反应堆功率如何适应调整等。

c.工况3:给水系统初始在80%、90%负荷运行，2台运行的给水泵中的1台发生跳泵事件，并且没有备用泵启动。给水系统初始分别在80%、90%负荷状态下运行。在t=10 s时，1台运行的给水泵跳泵，并且无备用泵启动，另外1台运行泵升至最高转速。计算获取如下曲线:泵转速和流量随时间变化、泵后各点压力随时间变化、去往每个蒸汽发生器管路的流量变化、其他典型节点位置压力随时间变化。上述流量曲线均提供给核岛方面，核岛方面将根据流量与压力曲线，输入到核岛方面的计算模型中，从而计算得出在此瞬态工况下是否会发生跳堆。

d.工况4:给水系统初始正常运行，在t=10 s时，去往1台蒸汽发生器的主给水管发生破裂后给水流量变化。假设断裂是位于控制阀门组的下游处通往1台蒸汽发生器的给水管线上，所有蒸汽发生器管线上的止回阀作用，并能防止任何的倒流流量。

根据计算分析，得到泵后总管流量随时间的变化曲线、破口上游管段的给水流量变化曲线以及未发生双端断裂的1条给水管流量变化曲线;通过计算得出任意时段内破口处的给水泄漏量。以上曲线及给水泄漏总量提供给核岛，作为核岛方面进行此瞬态安全评估分析的输入。

e.工况5:给水系统正常运行，在t=0 s时主蒸汽管发生破裂，蒸汽发生器内的压力发生变化后，导致去蒸汽发生器的给水流量变化。假定主蒸汽管道破裂后，0 ～10 s，卸压速率为 0.15 Mpa/s，10 s后卸压速率为0.06 Mpa/s;0～10 s，卸压速率为 0.2 Mpa/s，10 s后卸压速率为 0.06 Mpa/s。t=10 s 时发生跳泵;除氧器压力在瞬态时假定恒定不变;当蒸汽发生器压力降至一定量级时，除氧器重力自动注水至蒸汽发生器;高压加热器不隔离。通过计算可以得出:在蒸汽发生器泄压率0.15 Mpa/s下，送往主蒸汽管道破裂的对应蒸汽发生器给水最大可能发生的流量;在蒸汽发生器泄压率0.2 Mpa/s下，输送到主蒸汽管道破裂的对应蒸汽发生器给水最大可能发生的流量。上述数据提供给核岛，作为核岛方面进行此瞬态安全评估分析的输入。

f.工况6:给水系统正常运行，在t=0 s时主蒸汽管发生破管使蒸汽发生器内压力发生变化，导致去蒸汽发生器的给水温度变化。假设在主蒸汽管道破口工况下，主给水流量变化曲线同工况5，对于工况6，按照核岛需求，根据工况5中蒸汽发生器卸压速率为0.15 Mpa/s(0～10 s)时的给水流量变化来计算给水温度变化。在t=10 s时跳泵，同时高压加热器的抽汽全部隔离。给水流量控制系统(ARE)总管在计算时间内依靠加热器的给水管束来提供流量，即不同时考虑给水管束破裂等意外工况。根据工况5中的流量和从除氧器到蒸汽发生器入口不同参数段的容积信息，计算并绘制工况6给水温度的变化曲线。

g.工况7:给水系统初始正常运行，主控制阀从60%开度到全开后的给水流量变化，具体分蒸汽发生器不带负荷与满负荷2种工况计算。蒸汽发生器不带负荷，假设蒸汽发生器 处于“no load”状态;1个ARE主路阀门开启至1，其余阀门均保持关闭;所有的蒸汽发生器压力下降速率是0.1 Mpa/s;2台给水泵均为超速状态;除氧器压力保持不变。计算得到不同蒸汽发生器压力下，高压加热器出口集管的给水流量。蒸汽发生器满负荷，假设蒸汽发生器处于“full load”状态;1个流量系统主阀保持全开，另外2个流量系统主阀保持60%开度，其余旁路阀均全开状态;所有的蒸汽发生器压力下降速率均为0.0125 Mpa/s;2台给水泵均为超速状态;除氧器压力保持不变。计算得到不同蒸汽发生器压力下，高压加热器出口集管的给水流量，上述数值是在给水泵的最高转速情况下的给水流量，即极限流量，属于保守分析。将以上给水流量均提供给核岛设计方，作为核岛瞬态安全评估分析的输入。

h.工况8:在合同瞬态(甩负荷至厂用电、停机不停堆、停机停堆)期间的给水温度变化。计算在合同瞬态情况下进入到除氧器凝结水的流量;绘制进入除氧器的给水温度随时间的变化曲线;计算除氧器内压力变化曲线;计算在高压给水系统、高压加热器和至蒸汽发生器的管道介质驻留的瞬态时间。将计算结果提供给核岛方作为下一步分析的输入。

4 结论

根据CPR1000核电站核岛的要求，本文对核岛所需要的主给水系统的稳态及瞬态工况计算平台、边界条件、设定方法等进行了总结，据此可以获得机组在不同瞬态工况时主给水系统的流量和压力等参数的变化情况，这些数据可为核岛的给水控制系统和一回路控制系统的设计与安全分析提供必要的输入依据，确保核电站投产后的安全稳定运行。