某船核动力装置二回路蒸汽排放系统设计

贺 军

（1上海交通大学 机械与动力工程学院 上海200240；2.中国船舶及海洋工程设计研究院 上海200011）

某船核动力装置二回路蒸汽排放系统设计

贺 军1,2

（1上海交通大学 机械与动力工程学院 上海200240；2.中国船舶及海洋工程设计研究院 上海200011）

蒸汽排放系统是核动力装置的重要安全系统之一。文中对蒸汽排放系统的功能、设计要素、排放类型、组成等内容进行简要分析，进而针对某船用核动力装置的蒸汽排放系统设计方案进行分析和验证，对船用核动力装置二回路系统设计技术具有一定的参考价值。

核动力装置；蒸汽排放；减温减压器；冷凝器

引 言

蒸汽排放系统是核动力装置专用安全体系中的重要系统，一般设置于核动力装置二回路系统。蒸汽排放系统是舰船核动力装置二回路系统的重要安全保障，无论是主机负荷急速变化，还是停堆阶段，都起到重要的作用。本文以某船用核动力装置为研究对象，分析蒸汽排放系统的设计方案。

1 蒸汽排放系统功能

核动力装置负荷大幅快速降低的过程中（如主机脱扣），蒸汽发生器中的蒸汽产量受到一回路系统控制和热惯性的滞后，不能及时跟随改变，导致二回路蒸汽压力急剧增加。若不能及时平衡负荷差，将影响核动力装置安全运行。

蒸汽排放系统根据排放功能不同，分为机动排放和安全排放［1］。

2 影响蒸汽排放系统设计的要素

2.1 控制系统的逻辑判断

控制系统属于一回路和二回路联合控制的范畴，需要考虑的情况十分复杂。仅从堆功率调节来说，控制系统需要首先判断二回路系统的超压程度，需要分级、分步采取控制措施。若在反应堆动态响应范围之内，应尽可能采取“堆跟机”的控制模式（反应堆功率伴随二回路主机功率进行变化），即通过反应堆功率控制来实现二回路主蒸汽管路的压力调节；若出现极端情况，则应灵活判断并在最短的时间内采用反应堆“掉棒”（使控制棒快速插入堆芯），启动蒸汽排放系统及相关保障措施，并保证在此种工况下不会触发“停堆”；若出现双重事故（如汽轮机脱扣的同时，冷凝器真空度保护或者蒸汽排放阀卡死），则应直接停堆以确保反应堆安全。

图1为某压水堆核电站的堆功率调节原理［2］。

2.2 一回路功率跟随能力

蒸汽排放技术其实是对“堆功率跟踪”的弥补，所以一回路功率跟随能力的大小直接影响了蒸汽排放系统的设计容量。目前“堆跟机”的最大功率追踪能力约为“1.5%Pe/s”，而“不停堆掉棒”的技术预期指标约为“10～20 s功率由100%降至20%～30%”。

2.3 冷凝器的允许真空度

若将排放蒸汽减温减压后排入冷凝器，则需要考虑冷凝器的允许真空度。当大量蒸汽同时涌入冷凝器后，势必会对冷凝器的真空度形成破坏，如果超出限定值，则会停止接收所排放的蒸汽［3］。

2.4 倒车汽轮机的设计

如前文所述，蒸汽排放系统投入运行的工况有机动工况和安全工况。为提高舰船的机动性，在紧急停车时，仅靠主机全卸负荷尚不能获得最短的停车距离。较为理想的设计方案应是在舰船主机降低至某一转速下，将部分蒸汽逐步通入倒车汽轮机中，以获得最大的倒车扭矩、最短的停车距离以及最合理的机动工况排放设计容量［4］，但是这种设计对主机组的设计、制造和可靠性有很高要求。经查阅大量规范和资料，倒航透平或倒航级组的基本要求通常必须能够通过全速正航所需要的大部分（85%）蒸汽流量，此时只能发出大约一半的有效功率，螺旋桨转速约为正航时最大转速的70%～80%。

在紧急停车的工况下，“何时可以将多余蒸汽排入倒车汽轮机，可以排多少容量、其与机组转速的关系如何？”这些均取决于主减速齿轮机组设计、轴系设计、航速、船体惯性、流场、工况等因素是十分复杂的，故本文不属此类极限工况下的理论最优化设计。

3 蒸汽排放系统排放类型

蒸汽排放系统在设计思路上分为三个不同方向：

（1）向冷凝器的蒸汽排放系统；

（2）向大气的蒸汽排放系统；

（3）向除氧器给水箱的蒸汽排放系统。

各种排放类型的优劣各不相同，鉴于本研究目标为船用核动力装置，排放至除氧器具有不可持续性且排放量也受一定限制，故选择“优先向冷凝器排放，应急向舷外大气排放”的方案较为合理。

4 蒸汽排放系统组成

蒸汽排放系统主要由排放控制器，减温减压器，冷凝器三个主要部件及管路附件组成。

4.1 排放控制器

决定了排放系统的控制逻辑，主要控制了在何种情况下蒸汽排放系统开始工作。通常情况下，排放压力由核动力装置设计参数决定，排放容量一般在产汽量的30%～50%。此外，为保护冷凝器，当真空度过低时，需自动关闭排放阀。

4.2 减温减压器

为保护冷凝器而设立的，一般都采用节流孔板降压和喷水降温。此时需要考虑三个问题，即减温减压器的结构形式，喷水的来源问题，以及由于排放时减压器后的蒸汽速度已经达到临界速度，所导致的冲蚀及振动问题。

4.3 冷凝器

排放蒸汽一般都是排向冷凝器中。冷凝器必须能够将这些热量充分导入冷却水中，而不会对系统产生较大的影响，因此需要进行热平衡计算对蒸汽排放系统对于冷凝器的影响进行估计。

5 某船核动力装置蒸汽排放系统设计方案

5.1 系统原理

根据以上分析，结合国内外核动力船舶的设计经验，考虑到本方案中研究对象的二回路蒸汽参数与“陆奥”接近，拟采用与“陆奥”相似的多级减温减压系统（见图2）减小甩负荷或者大负荷扰动对系统造成的冲击，其级数应当根据减噪要求确定。减温水采用主凝水管道的分支，减温减压后的蒸汽排入冷凝器。考虑到其对系统安全的重要性，每台主汽轮机分别设立两套蒸汽排放系统，蒸汽排放系统控制阀直接与主机速关阀或主机脱扣信号联锁，蒸汽排放阀也可根据二回路主蒸汽管道内的压力自动开启。

蒸汽排放系统的工作原理见图3。

（1）当蒸汽发生器由于甩负荷或者其他原因使得其压力超过许用压力，控制器控制蒸汽排放阀门打开，主蒸汽进入减温减压器。

（2）主蒸汽进行节流减压和喷水降温，其中减温水来源为凝水泵后的冷凝水分支。

（3）减压减温后的水直接排入冷凝器中，由外界冷却水带走其热量。

5.2 设计方案

蒸汽排放系统由每个主机组主蒸汽管上接出一分支管，经主排放阀及多级节流减压器将蒸汽由初压减至符合冷凝器真空度要求的压力。主排放阀由压力信号自动控制，当蒸汽母管超压时，主排放阀自动打开；当冷凝器真空度过低时（以冷凝器设计为准），自动关闭排放阀。

每条排放管路由1套蒸汽排放阀组（2大阀、1小阀）、1套冷却水调节阀组（1大阀、1小阀）及减温减压装置（作为共用冷凝器内部部件）组成参见图4。

启停工况和主机低速等工况，多余蒸汽连续排放通过控制蒸汽排放阀组中的小阀实现，此时对应开启冷却水调节阀组中的小阀，从凝水泵出口引入冷却水，通过减温减压装置将排放蒸汽控制在要求参数内。

机动及安全排放的大负荷变化时，快速开启蒸汽排放阀组中的大阀（两台大阀互为备用），以保证系统管路设备的安全，此时对应开启冷却水调节阀组中的大阀进行喷水减温。

5.3 热平衡验证

5.3.1 热平衡验证原则

蒸汽排放方案的热平衡验证主要是基于冷却水的保障能力核算，估算原则如下：

（1）甩负荷后，全部蒸汽通过多级减温减压器之后膨胀到冷凝器的设计压力，以此确定减温水流量；

（2）排入冷凝器的饱和蒸汽通过循环水凝结为对应的饱和水［5］，以此确定循环水温升；

（3）在温升不变化的条件下，确定循环水的流量；

（4）冷凝器设计时的计算温升为10℃；

（5）以一套主机组的蒸汽排放方案为验证对象。

在设立计算原则后，分别校验主机组100%蒸汽排放容量（下页表1）和冷凝器最大可排放容量（表2），作为对蒸汽排放系统设计的验证。

表1 100%蒸汽排放容量

5.3.2 100%蒸汽排放容量冷却水量及热平衡验证

由表1可以看出：

（1）主冷凝水需要约27.2 t/h的凝水来满足蒸汽排放系统的冷却水量需求，计算中没有考虑热交换效率等因素，因为混合加热的热损失很少，且对减温水量的需求是降低趋势，故可认为计算结果是可信的。由此可见，减温减压所需冷却水量远小于排放量。

（2）在主机组负荷全甩（约300 t/h）的情况下，对冷却水的流量超过设计值，而在保证冷却水流量的情况下，冷凝器的设计温升将达到11℃，也超越设计原则。可见若蒸汽排放系统设计容量达到主机组全负荷，则会超出冷凝器设计负荷，如果持续排放一段时间可能会引起冷凝器末端温度升高，从而产生汽化风险。

表2 最大可排放容量

因此，针对主机组100%甩负荷工况若全部采用蒸汽排放系统和冷凝器来消化，可能存在一定风险，且100%蒸汽排放容量冗余过大（国外舰船的排放量一般在30%～50%），增大冷凝器面积和冷却水量的同时，也会增加海水门和相关附件的尺寸质量，对全船资源造成一定浪费。

5.3.3 最大可排放容量冷却水量及热平衡验证

由表2可以看出，目前冷凝器的设计可以满足87%以下的主机组功率甩负荷，冷却水量需求约23.75 t/h。

5.4 小 结

综上所述，本方案中蒸汽排放系统的设计容量应低于主机组约87%功率的负荷突甩，即268.75 t/h，此时仅靠蒸汽排放系统即可保证系统稳定不超压。若提高设计容量可能需要进一步开展冷凝器水室、一回路动态响应等参数的研究，但其实意义并不大。因为本船设计中一个反应堆的产汽量同时要供应两台主机组，其瞬间同时故障的概率本就极低，可以将故障主机组的多余汽量排入其他未满负荷运行的主机组、汽发机组或者废汽总管，且尚未考虑一回路功率跟踪能力。根据国内外相关资料，反应堆正常跟踪能力即可在9s降低到87%主机组负荷，所以蒸汽排放容量无需达到100%主机组全负荷耗汽量。

6 结 论

本文简单介绍船用核动力装置二回路蒸汽排放系统的功能、设计要素、排放类型、组成等内容，针对某船用核动力装置二回路的蒸汽排放系统提出设计方案；结合主流设备技术指标提出该系统的排放容量和排放压力，并验证设计方案的热力平衡特性。需要注意的是，由于船用反应堆的型式和参数不同，蒸汽排放系统的排放类型和组成因而也存在巨大差异。若想充分了解并掌握蒸汽排放技术，还需多学习不同反应堆一回路和二回路的联合控制技术，不断总结、归纳各型蒸汽排放的控制策略，从而研究出其中通用的技术。

［1］彭敏俊，王兆祥. 船舶核动力装置［M］. 北京：原子能出版社，2011.

［2］广东核电培训中心. 900 MW压水堆核电站系统与设备［M］. 北京：原子能出版社，2005.

［3］劳氏船级社. 船舶入级规范和规则［R］. 2004.

［4］中国人民解放军总装备部.舰船通用规范［R］. 2000.

［5］严家騄，余晓福，王永青. 水和水蒸汽热力性质图表［M］. 北京：高等教育出版社，2012.

MARIC中标3 000总吨级破冰调查船

4月18日，中国船舶及海洋工程设计研究院（MARIC）在国家海洋局北海分局3 000总吨级破冰调查船设计招标中成功中标，获得一型破冰调查船的设计订单。该项目是国家海洋局北海分局用于黄海和渤海海域破冰，进行冰区海洋环境监视、海冰测量以及兼顾冰区救助等任务计划新建的一型多用途破冰科考调查船，夏季可进行深远海调查（包括极地冰区调查作业）。该船在船舶首尾双向破冰、科考调查作业能力，以及实验室、甲板作业面积等方面都提出较高的指标要求，由于设定吨位有限，这对任何设计方来说都是巨大的挑战。

凭借长期对破冰船及科考船的深入研究经验和设计研发业绩，MARIC终于凭借综合实力击败强劲对手获得订单。这也是其继“雪龙”号改造设计、“雪龙二号”设计中标后，再次承接破冰科考船的设计任务。此次成功中标，再次巩固了MARIC在国内极地破冰科考船设计领域的领先地位。

Design of steam discharge system on nuclear-powered ship

HE Jun1,2
(1. School of Mechanical and Power Engineering, Shanghai Jiaotong University, Shanghai 200240, China; 2. Marine Design & Research Institute of China, Shanghai 20001 1, China)

Steam discharge system is one of the most important security system of the nuclear power unit. This research simply discusses the function, design factors, discharge types and component of the steam discharge system. Then, it analyzes and validates the design scheme of the steam discharge system of a marine nuclear power unit. It can provide reference for the design technology of the second-loop system on the marine nuclear power unit.

nuclear power unit; steam discharge; desuperheater and decompressor; condenser

U664.15

A

1001-9855（2017）03-0048-06

10.19423 / j.cnki.31-1561 / u.2017.03.048

2016-11-02；

2016-12-18

贺 军（1984-），男，高级工程师。研究方向：轮机、核动力装置设计与维修。