MSR疏水箱水位控制故障分析及改进

钱玉刚,高　颖（中核核电运行管理有限公司,　浙江　嘉兴314300）

MSR疏水箱水位控制故障分析及改进

钱玉刚,高颖
（中核核电运行管理有限公司,浙江嘉兴314300）

摘要：结合电站运行中出现的MSR一、二级加热蒸汽流量以及MSR一级再热疏水箱、二级再热疏水箱液位异常波动现象，在原因分析的基础上结合广核MSR疏水箱液位波动的经验反馈，利用电站停机小修的机会采取了相应的措施[1]。在处理过程中，考虑到原控制系统的缺点，提出了新的水位控制系统改造方案并在大修期间实施，投入使用后，效果良好。

关键词：水位;波动;经验反馈;措施;水位控制系统

汽水分离再热器（MSR）作为核电站常规岛部分的重要设备，其主要功能是对高压缸排气进行汽水分离再热以提供给低压缸作功的合格蒸汽，它是通过设置一级分离再热器和二级再热器来完成其功能。用来加热的蒸汽疏水通过疏水箱收集后疏入对应的加热器[2]。从电站第七个燃料循环运行开始以后，包括以后的C8，C9，C12循环发现（C12循环尤为严重），一、二级疏水箱液位波动明显，同时加热蒸汽流量波动也很大，直接影响到该级的热效率和机组的安全运行。

1　问题的提出

1.1故障现象

2009年4月第11次换料检修结束，升负荷至满功率后不久，困扰多次的1、2#MSR一级再热疏水箱水位相继开始波动，至6月后1#MSR二级再热疏水箱水位也开始波动。因为MSR二级再热的加热蒸汽为新蒸汽，二级再热蒸汽流量波动后主蒸汽流量也略有波动，甚至还影响到了一回路的平均温度的变化，导致了T4棒频繁移动。

1.2 运行中的检查试验

1.2.1测量仪表检查

仪控人员现场检查MSR一级、二级再热疏水箱的液位测量变送器和用于疏水箱水位调节的基地式调节仪，发现液位测量变送器送出的至主控室的液位信号波动与基调仪因水箱水位变化而产生的输出气压波动情况一致，直接排除了液位变送器故障的可能。（事后发现MSR一级、二级再热蒸汽流量也在波动更验证了这一推论）。两套测量原理不同的液位测量装置均测出疏水箱水位正处于一种波动的状态，故测量仪表出错的可能性较低。

1.2.2控制系统调节参数调整

因原水位控制系统为开环调节系统，因此可调节的参数只有比例带一个，仪控人员对水位控制器的比例带进行了调整：

调整后因效果不明显，将所有设置恢复到原始设置。

原有控制系统为一简单的基地式调节仪，控制回路是开环调节，在水位出现波动时，系统响应时间较长，稳定性差，很难减缓疏水箱的水位波动。

2　疏水箱水位波动原因分析

卧式汽水分离再热器的热交换是：加热蒸汽在管内水平流动凝结放热，被加热蒸汽沿竖直方向流动穿过管束。由于加热蒸汽与被加热蒸汽的温差沿管束高度逐渐减小，所以在外侧的传热管的热负荷要比内侧传热管高二倍左右。在蒸汽流量大体相同的条件下，蒸汽在外侧管内发生完全凝结，并将成为过冷[3]。

加热蒸汽在管内流型的变化如下图所示。在外侧管内，管内出现了塞状流现象，这会引起动态流动不稳定。凝结水在管内周期性累积，直到管子的压力梯度足以将凝结水柱以高速推出管外，由此形成间歇的管内温度脉动（这时疏水箱的压力会间歇的波动，水箱水位也会间歇的波动），这会导致管束热变形和交变热应力造成管端部分发生裂纹。

为了改善管内流动状况，采取了加热蒸汽在管内不完全凝结的方法来实现凝结水的排放，并用不凝结的少量蒸汽来清除管内的凝结水，这部分蒸汽称为“扫汽蒸汽”。在结构上，将再热器管束分成两部分：主管束和扫汽管束。主管束出口还保持相当的含汽率(25%～30%)，这部分蒸汽再次进入扫汽管束时，进行凝结放热。在扫汽管束出口，仍维持有一定含汽率(8%～12%)，这部分蒸汽与凝结水一起疏至高压加热器，蒸汽占总加热汽量的2%～3%，当然形成了附加的热量损失。但运行经验表明，它使管内流动状态根本好转，可避免上述的凝结水流出的不稳定现象。

经过多次的检修、分析，种种迹象均表明，该次水位波动是由MSR内部问题引起，基本可以确认由以下三种原因引起。

（1）扫汽隔板的螺栓松动，致使加热蒸汽与扫汽短路。

（2）再热蒸汽隔板螺栓的松动使加热蒸汽与疏水部分短路。

（3）流量分配板的螺栓松动改变了其流量特性。

2.1扫汽隔板的螺栓松动，致使加热蒸汽与扫汽短路

加热蒸汽与扫气短路后，加热蒸汽直接透过扫气隔板进入扫气冷凝器，由于泄漏进去的加热蒸汽未与被加热蒸汽进行热交换，所以压力与温度要高于从扫气管束排除的蒸汽，会导致扫气的不畅，这便违背了通过不凝结的少量蒸汽来清除管内的凝结水的设计初衷，从一定程度上导致了U型管内冷凝水塞状流的出现。

2.2 再热蒸汽隔板螺栓的松动使加热蒸汽与疏水部分短路

以一级再热器为例，在正常运行情况下，加热蒸汽进入加热管束，蒸汽流向，加热蒸汽在U型管管侧处与来自高压缸的排气进行热交换，温度和压力均有所降低，在热交换的过程中逐渐产生冷凝水，产生的冷凝水随着大部分加热蒸汽一起流入到一级再热疏水箱中[4]。

隔板发生泄漏以后，加热蒸汽未经过热交换直接透过隔板的缝隙漏到U型管的出口处，同时泄漏到一级再热疏水箱，致使一级疏水箱压力略比正常水位要高。

因为未经历过热交换的加热蒸汽压力压力要略高于完成了热交换的加热蒸汽，所以在加热蒸汽通过隔板直接泄漏到U型管加热蒸汽出口处时，在其出口处形成了一定的封压，致使U型管内的冷凝水无法顺利的从U型管流到疏水箱内（疏水不畅），而由于在稳定工况下，加热蒸汽在完成热交换以后产生的疏水量是一定的，冷凝水由于疏水不畅必然会在U型管内形成积水，这就加剧了U型管内的塞状流现象。在冷凝水逐渐积在U型管内形成塞状流的过程中，由于冷凝管在一定程度上被积水所堵塞，会导致加热蒸汽流动不通畅，但从电站计算机上的数据上显示，在MSR疏水箱水位波动的时候一级再热蒸汽流量约为35T/H～42T/H（2#MSR)，而在电站正常运行期间，一级再热蒸汽流量约为36T/H（2#MSR），约等于波动期间的低值，说明加热蒸汽在U型管内流动不通畅时，并未出现蒸汽流量下降的情况，这从一个侧面反映了，冷凝水在U型管内不断积攒的过程中，加热蒸汽在隔板处的泄漏更为的严重了（这就可以解释加热蒸汽在U型管内流通不通畅时还能保证其流量无明显下降），在这一过程中疏水箱上部的压力不断增加。

直到管子累计的压力梯度将凝结水柱以高速推出管外的过程中，U型管内的积水一扫而空。这时加热蒸汽便会在较短的时间内在U型管内的流动通畅，这样，加热蒸汽在隔板处的泄漏会减少，疏水箱的压力也会随之降低，疏水箱压力的降低会使疏水箱内的水发生膨胀，产生虚假水位。而在U型管内的冷凝水进入疏水箱的瞬间，会使U型管内蒸汽流通顺畅，蒸汽流量也随之增大。

在冷凝水疏尽后，泄漏过来的加热蒸汽又再次在U型管的出口处形成封压。以此形成了一个循环，导致疏水箱水位不停的波动。

2.3流量分配板的螺栓松动改变了其流量特性

再热器水动力不稳定的另一原因是流量分配的不均匀，由于U形管束中内外侧管长度不同，而加热蒸汽入口与出口汽室共同的压力差使外侧传热管汽流量少于内侧传热管，从而又加重了外侧传热管过冷而产生的“阻塞”现象。作为纠正措施，在管子进口装设不同孔径的节流圈，使其与热负荷相匹配。热负荷小的各排管子装小孔径的节流圈，以减少蒸汽流量。这样可使各排管子在出口处都有一定的不凝结蒸汽作为扫汽之用。但是由于流量分配板固定用螺栓的松动，致使流量分配板倾斜，改变了其流量特性，加重了由于外侧传热管过冷而产生的“阻塞”现象。

3　结论

在发现MSR新蒸汽疏水箱水位波动后，对疏水箱水位的波动的现象进行了仔细的分析，根据分析的结果有步骤地进行验证和检查，很快就发现了故障的原因。在分析和处理故障的过程中发现了原有控制系统的不足之处，作为一个重要的、复杂的水位调节系统，仅采用简单的开环控制回路来调节疏水箱的水位不足以满足其在异常工况下的工作要求。在MSR内部本体出现问题时，其抗干扰能力差的缺点很快就体现了出来，无论如何去调节、改变参数都不足以使得疏水箱水位波动的情况得到缓和。有鉴于此，我们提出了对MSR疏水箱控制方式的改造，通过这一次改造，我们将旧的、较为简单的疏水箱水位控制系统改成了较复杂，精度较高，抗干扰能力强的闭环控制系统，在系统实际投入使用后，收到了很好的使用效果和评价，提高了电站的安全运行系数和实际经济效益。

参考文献：

[1]邹先明.汽水分离再热器疏水箱水位波动的处理[Z].2002,10(02).

[2]秦山核电公司.秦山300MW核电厂系统培训教材汇编第二册二回路主辅系统[K].2005(07).

[3]张金玲,苗逎金.核电机组中的汽水分离再热器（MSR）[J].汽轮机技术,1994(08).

[4]凌星、黄素逸.核电站MSR一二级加热器蒸汽流量及其疏水箱水位波动大原因分析及处理[Z].2004.