非能动核电站蒸汽排放控制系统分析
2016-11-04贾宝峰
贾宝峰
(深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海 200241)
非能动核电站蒸汽排放控制系统分析
贾宝峰
(深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200241)
为了更深入地了解非能动核电站蒸汽排放控制系统,从蒸汽排放控制系统的组成、功能、基本原理及控制逻辑等方面,对非能动核电站与二代改进型核电站进行了对比分析,归纳得到了非能动核电站蒸汽排放控制的特点。分析结果表明,与二代改进型核电站相比,非能动核电站在蒸汽排放控制系统的控制逻辑、控制对象等方面均有所提升。
核电站非能动蒸汽排放控制系统控制逻辑平均温度压力控制控制对象热交换
0 引言
通常,压水堆核电厂由饱含水(冷却剂)介质的一回路和饱含蒸汽介质的二回路组成。核电厂的发电过程可简单描述为能量的转换过程。首先,核燃料在反应堆内裂变产生的热能在压力容器内传递给一回路的冷却剂,然后一回路与二回路在蒸汽发生器中进行热交换,最后由二回路产生的蒸汽驱动汽轮发电机发电。在核电厂的正常运行工况下,一回路产生的热能与二回路所需的热能是相互平衡的。但是,在某些特殊工况下,两个回路的能量会出现不平衡的情况,这就需要通过蒸汽排放控制系统将一回路产生的多余蒸汽引入凝汽器(或者排向大气),以此来维持两个回路的能量平衡。此外,在反应堆停堆以及计划内的电厂冷却期间,也可以通过蒸汽排放系统排出堆芯余热。由此可见,蒸汽排放控制系统在核电厂运行过程中起着非常重要的作用。
本文通过对非能动核电站蒸汽排放控制原理的分析及其与二代改进型核电站的对比,得出非能动核电站蒸汽排放控制的特点及两者之间的差异。
1 非能动核电站蒸汽排放控制系统
1.1控制系统概述
非能动核电站蒸汽排放控制系统的容量按额定蒸汽流量的40%进行设计。蒸汽排放系统能够处理超过10%但不大于50%满功率的甩负荷工况,或50%满功率水平以下的汽轮机脱扣工况。当反应堆在50%满功率以上时,如发生汽轮机脱扣或超过50%满功率的甩负荷,在快速降功率系统的配合下,蒸汽排放系统也能满足系统的设计需要。非能动核电站的蒸汽排放控制系统所控制的设备包括2组(共6个)蒸汽旁排阀和2个大气释放阀[1-5]。
凝汽器排放阀流程图如图1所示,其包括2组蒸汽旁排阀,每个凝汽器分别连接1个旁排阀。
图1 凝汽器排放阀流程图Fig.1 Flowchart of the process of thecondenser venting valve
1.2控制逻辑
非能动核电站蒸汽排放有平均温度和蒸汽压力两种控制模式。温度模式与压力模式的相互切换由操作员手动完成[1-5]。
1.2.1平均温度Tavg控制模式
蒸汽排放控制系统温度控制模式仅在反应堆功率运行的条件下,对蒸汽排放的相关设备进行控制。其主要作用是:在汽轮机快速甩负荷时,排放蒸汽发生器内产生的过量蒸汽。由于汽轮机甩负荷的速度比反应堆降功率的速度快,因此需要通过该控制系统来维持电厂的平稳过渡。
非能动核电站蒸汽排放平均温度控制功能框图如图2所示。当汽轮机发生较大、较快速的甩负荷(一般指短时间内大于10%满功率的阶跃降负荷)时,由反应堆冷却剂平均温度经超前/滞后补偿得到的值、汽轮机第一级压力转换的参考温度、汽机负荷补偿信号,计算得出控制偏差值,并经过甩负荷控制器来调节第1组和第2组旁路排放阀。如果该偏差大于某设定值(如图2中H1、H2),就快速开启对应的旁路排放阀。
图2 蒸汽排放平均温度模式控制功能框图Fig.2 Block diagram of the control function of the steamventing average temperature mode
1.2.2蒸汽压力控制模式
非能动核电站蒸汽排放压力控制及大气释放阀控制功能如图3所示。
图3 蒸汽压力控制模式及大气释放阀控制功能框图Fig.3 Block diagram of steam pressure control mode and theatmospheric relief valve control function
在电厂启动、低功率运行(汽机同步期间)、电厂停堆等情况下,蒸汽排放控制系统处于蒸汽压力控制模式,并能够按照当时的运行条件或操纵员选择的运行方式,对蒸汽排放的相关设备进行控制。蒸汽母管压力测量值与压力整定值算法单元的偏差通过PI(比例积分)控制器调节两组蒸汽旁排阀,使蒸汽母管压力维持在预设的整定值。
当蒸汽排放控制系统处于平均温度控制模式时,可通过调节蒸汽旁排阀的控制指令来自平均温度控制器。
将两个环路的主蒸汽压力测量值分别与蒸汽压力设定值进行比较,得出偏差;然后经PI控制器计算,得出各环路大气释放阀的控制指令。
2 二代改进型核电站蒸汽排放控制系统
2.1核电站概述
二代改进型核电站蒸汽排放控制系统的容量按100%额定蒸汽流量进行设计。蒸汽排放系统凝汽器排放阀能够处理核电厂100%甩负荷的工况,而不引起反应堆跳堆或触发大气释放阀和安全阀。在反应堆紧急停堆时,可防止蒸汽发生器超压。系统将阻止安全阀开启,逐步带出余热,使反应堆冷却剂平均温度达到零负荷温度,并允许核电厂热停堆;用手动冷却将余热排出,达到余热排出系统可以投入使用的工况。在汽轮机启动前,允许启动反应堆及二回路系统[6-8]。
在进行满功率甩负荷至厂用电、满功率停机不停堆、满功率停堆同时停机等大负荷变化时,需要向除氧器进行蒸汽排放。
当凝汽器排放不可用时,可通过大气排放阀排放蒸汽,使反应堆冷却剂冷却到余热排出系统可投用的工况。
2.2控制逻辑
二代改进型核电站的蒸汽排放控制系统也有2种控制模式,分别为平均温度Tavg控制模式和蒸汽压力控制模式[1-3、8]。
2.2.1平均温度Tavg控制模式
当蒸汽排放控制系统在平均温度控制模式时,有停堆和未停堆这2种情况。
①停堆时,根据冷却剂的平均温度的最大值与反应堆零功率时的冷却剂参考温度的差值,经过函数处理后,输出控制指令,调节各组排放阀。
②未停堆时,根据最终功率设定值、汽轮机第一级压力、冷却剂平均温度最大值,经过函数、超前/滞后等算法得到的控制指令,调节各组排放阀。
当蒸汽排放控制系统处于蒸汽压力控制模式时,输出切换到压力控制模式指令。
与非能动核电站相比,二代改进型核电站蒸汽排放控制系统根据反应堆的运行模式,采取不同的控制平均温度Tavg控制模式,需要控制的对象较多且控制逻辑较为复杂。
2.2.2蒸汽压力控制模式
当蒸汽排放控制系统处于压力控制模式时,只有排往凝汽器第1组和第2组的共6个阀门参与蒸汽排放控制,并根据蒸汽母管压力的测量值与蒸汽母管压力设定值的偏差,经过PI控制器参与蒸汽排放控制。排往凝汽器的第3组的6个阀门和排往除氧器的2个阀门,在蒸汽压力控制模式下都被闭锁,不参与蒸汽排放控制。
3个环路大气释放阀的控制指令由各环路的主蒸汽压力测量值与蒸汽压力设定值的偏差,经过PI控制器计算得出。
与非能动核电站相比,二代改进型核电站蒸汽排放控制系统的蒸汽压力控制模式仅需控制4组阀门中的2组,其余2组不参与控制,其控制策略基本相同。2种堆型的大气释放阀控制策略也基本相同。
3 两种核电站蒸汽排放控制系统的对比分析
3.1控制对象的数量及类型
非能动核电站与二代改进型核电站的蒸汽排放控制系统控制对象主要包括蒸汽旁排阀和大气释放阀,两者的数量及类型的对比如表1所示。
表1 蒸汽排放控制对象数量及类型对比表Tab.1 The comparision of the number andtype of steam venting control objects
相比二代改进型核电站,非能动核电站减少了3个除氧器排放阀、6个蒸汽旁排阀;此外,非能动核电站有2个二回路,而二代改进型核电站有3个二回路,非能动核电站减少了1个大气释放阀。
3.2旁排阀执行装置及控制方式
非能动核电站与2代改进型核电站的旁排阀执行装置对比如表2所示。
表2 旁排阀执行装置数量对比表Tab.2 The comparision actuators of the bypass valve
非能动核电站设置了3个闭锁电磁阀(1个控制级闭锁电磁阀由非安全级的电厂控制系统控制、2个保护级闭锁电磁由安全级的电厂保护与监视系统控制)。其中,来自非安全级的电厂控制系统的闭锁信号用于判断蒸汽排放的控制模式或汽轮机降功率的水平是否满足解除旁排阀闭锁;安全级的电厂保护与监视系统闭锁信号的主要作用是保护性闭锁各组蒸汽旁排阀,并手动解除第1阶段和第2阶段的蒸汽排放阀的闭锁。
二代改进型核电站只设置了2个保护级闭锁电磁阀,它们分别接收安全级DCS的A列、B列的闭锁信号。该信号用于判断是否满足各组排放阀的闭锁条件。
4 非能动核电站蒸汽排放控制系统技术特点
对于非能动核电站而言,由于蒸汽排放控制系统的容量是按额定蒸汽流量的40%进行设计的,所以,蒸汽排放控制对象的数量相对于二代改进型核电站减少了约50%,相应控制系统的结构也得到了简化,降低了工程造价。
在蒸汽排放阀的控制闭锁装置方面,相对于二代改进型核电站,非能动核电站为每个蒸汽排放阀增加了一个非安全级的闭锁装置,提高了蒸汽排放控制的可靠性。
非能动核电站的蒸汽排放控制系统与反应堆功率控制系统的配合,能够应对汽机在不超过满功率的汽轮机脱扣问题,实现了不超过50%额定负荷的阶跃甩负荷。此外,非能动核电站增加了快速降功率控制逻辑,能够处理50%满功率以上的汽轮机脱扣或大于50%额定负荷的阶跃甩负荷。蒸汽排放系统与快速降功率系统配合,能够满足电厂安全停堆、停机的设计要求。
5 结束语
通过对非能动核电站与二代改进型核电站的蒸汽排放控制原理、控制逻辑、控制对象的对比分析,总结了非能动核电站蒸汽排放控制系统的特点。非能动核电站蒸汽排放控制系统在逻辑控制、控制对象等方面均有所改进,较二代改进型核电站有所提升,对保障核电站更安全、经济地运行有着重要的意义。
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AnalysisoftheSteamVentingControlSysteminPassiveNuclearPowerPlant
Inordertofurtherunderstandthesteamventingcontrolsysteminpassivenuclearpowerplant,thecomposition,functions,basicprincipleandcontrollogicofsteamventingcontrolsysteminthepassivenuclearpowerplantandtheGen-IINPParecontrastedandanalyzed,thecharacteristicsofthesteamventingcontrolsystemofthepassivenuclearpowerplantisconcludedobtained.TheanalysisresultsshowthatcomparingwithGen-IINPP,thelogicalcontrolandcontrolobjectofthesteamventingcontrolsysteminpassivenuclearpowerplantareallupgraded.
NuclearpowerplantPassiveSteamdumpControlsystemControllogicAveragetemperaturePressurecontrolControlobjectHeatexchange
TH3;TP11
A< class="emphasis_italic">DOI
:10.16086/j.cnki.issn1000-0380.201610017
修改稿收到日期:2016-02-26。
作者贾宝峰(1977—),男,2000年毕业于华北电力大学生产过程自动化专业,获学士学位,工程师;主要从事核岛仪控系统方向的研究。