AP1000与M310改进型压水堆二回路给水系统比较分析.pdf

第3 5 卷 第4期 2 0 1 3年 4月 华 电技 术 Hu a d i a n Te c h n o l o g y Vo 1 ． 3 5 No ． 4 Ap r ． 2 01 3 A P I O 0 0与 M 3 1 0改进 型压水 堆二 回路 给水 系统比较分析 成军， 杨建军 ( 中国核电工程有限公司 河北分公司， 河北 石家庄0 5 0 0 2 1 ) 摘要： 以三代 A P 1 0 0 0型与 M3 1 0改进型压水堆核电站二回路给水系统为例， 对给水泵调节阀组配置及主给水泵配置 方式进行了比较， 分析了 A P 1 0 0 0型核电站二回路给水系统配置的优缺、 点， 为三代核电站的自主设计建造提供参考。 关键词： A P I O 0 0 压水堆 ； M 3 1 0 压水堆； 二回路给水系统； 给水泵 ； 比较分析 中图分类号： T L4 2 1 ． 1 文献标志码 ： B 文章编号： 1 6 7 4—1 9 5 1 ( 2 0 1 3 ) 0 4— 0 0 6 9—0 3 0 引言 压水堆核电站二回路主给水系统的功能是把除 氧器中的水抽出并加压， 经高压加热器后将温度、 压 力和水质合格的给水送到蒸汽发生器并将蒸汽发生 器水位维持在给定范围， 它是保证核岛安全运行的 重要热工系统。主给水流量丧失事故作为 R C C— P I I 类工况事故( 中等频率事故) ， 是核电站设计基准事 故之一。主给水泵失效是二回路正常给水流量丧失 的主要原因， 该工况将导致辅助给水等安全相关系 统投运， 甚至反应堆停堆等一系列动作。因此， 选用 合适的二回路主给水调节系统， 合理配置主给水泵 的台数和容量， 对核电站正常、 安全运行至关重要。 A P 1 0 0 0型三代压水堆机组是从美国引进的， 常规岛 主给水系统采用 3 3 3 ％容量的电动定速给水泵， 主给水调节阀未设置小流量旁路阀， 这与我国目前 主流核电机组给水泵 的配置差别很大 ， 在这方面至 今没有全面的分析资料 。本文从机组给水系统调节 阀设置 、 蒸汽发生器和稳压器容积 、 主给水泵配置和 反应堆降负荷能力等方面对 A P 1 0 0 0与 M 3 1 0改进 型压水堆二回路给水系统的配置进行比较分析。 1 给水调节系统比较分析 与常规 电站一样 ， 压水 堆核 电站二回路 主给水 调节系统也分为定速给水泵给水调节系统和变速给 水泵给水调节系统 2类 。国内引进 的 M3 1 0型核电 机组 ( 如大亚湾和岭澳一期核 电项 目) ， 二回路主给 水泵采用汽动给水泵。利用小汽轮机驱动给水泵 ， 可通过调节汽轮机转速间接调节给水泵转 速 ， 快速 实现给水流量的调节， 这种驱动装置在低负荷时的 收稿 日期 ： 2 0 1 2—1 1— 2 0 ； 修回 日期 ： 2 0 1 3—0 3— 0 8 效率较高。但采用 汽轮机驱动给水泵时 ， 由于小汽 轮机的润滑油系统、 电动液压油系统等辅助系统的 配置， 使得整个给水泵系统 比较复杂， 占地面积庞 大， 初投资和维修费用相对较高。随着电动机制造 技术的发展和大型液力偶合器调速装置的使用， 我 国设计建造的核电站二 回路大多采用电动调速泵。 目前 ， 我国在役核电机组中岭澳二期 、 秦山二期 以及在建 M 3 1 0改进堆型机组， 二回路都采用电动 调速给水泵配置。调速给水泵给水调节系统是在给 水管道阻力特性曲线基本不变的情况下 ， 通过改变 给水泵转速来改变给水泵的运行特性 曲线 ， 进而实 现给水流量调节以及蒸汽发生器水位控制 的 目的。 采用这种调节方式， 当机组在部分负荷运行时， 单台 给水泵基本运行在对应转速的高效区， 没有大压差 调节阀引起的压力损失， 运行经济性高于定速给水 泵并联运行时的情况。而用定速给水泵给水调节系 统进行调节是最简单 的一种给水调节控制方式 ， 其 压力调节主要通过安装在给水泵出 口的大压差调节 阀来实现， 实质是在给水泵特性曲线保持不变的情 况下， 通过调整阀门开度调节给水流量和控制蒸汽 发生器水位。这种调节方式使得主给水系统控制和 流量调节机构相对简单， 缺点是低负荷时主给水调 节 阀组存在较大的节流损失 。 对于 M3 1 0改进型机组 ， 二 回路主 给水系统采 用 2台 5 0 ％容量 电动调速给水泵组并联运行 ， l台 该型给水泵备用的方式进行调节。反应堆启动期间 需要投运辅助给水系统、 启动给水系统和主给水系 统， 其流程如图1 所示。机组冷态启动初期， 首先由 辅助给水系统( A S G ) 从辅助给水箱向蒸汽发生器供 水； 当反应堆功率升至2 ％额定功率时， 切换至启动 给水系统投入， 从除氧器向蒸汽发生器供水； 机组功 率在2 ％ 一 3 ％额定功率时， 根据主给水系统的水质 7 0 华 电技 术 第 3 5卷 图 1 M3 1 0改进型压水堆二 回路给水 系统流程示意 图 适时切换至主给水泵组运行。之所以设置辅助给水 当流量小于 1 8 ％时， 给水通过旁路调节阀组进行控 系统和启动给水系统 ， 是因为该堆型原始设计是将 制 ， 当流量大于 1 8 ％时 ， 切换 至主给水调节 阀组进 辅助给水系统兼做启动给水系统， 而辅助给水系统 行调节， 旁路调节阀组全开。低负荷工况下， 通过液 具有核安全功能 ， 为 了保证辅助给水系统在任何情 力调速装置对泵的转速进行调节 ， 进而调节 给水 流 况下都能实现其安全功能 ， 增设 了启动给水系统 ； 但 量 ， 运行灵 活性好 ， 效率高。 由于蒸汽发生器初始充水时对给水温度要求严格 ， A P 1 0 0 0型机组设 有主给水 系统和启动 给水 系 仅用启动给水系统从除氧器吸水不能满足机组启动 统， 其二回路给水系统流程如图 2所示。当机组启 需要 ， 因此 ， 机组的给水系统功能由 3个系统共 同完 动时 ， 给水通过主给水泵流经启动 给水管道的模式 成。机组切换至启动给水系统后， 进入蒸汽发生器 来保持蒸汽发生器液位， 将除氧水箱作为水源； 如果 的流量靠主给水流量控制系统调节阀门开度和给水 此时主给水泵不可用， 则通过启动给水泵由凝结水 泵转速实现 。主给水 流量控制系统包含 了 9 0 ％ 额 贮存箱吸水 经启动给水调节 阀组后 进入蒸汽 发生 定给水流量的大流量调节阀组和 1 8 ％额定给水流 器。启动给水系统设2台5 ％容量的启动给水泵和 量的小流量旁路阀组， 而且主给水流量调节阀和旁 2 个最大流量为 5 ％额定流量的调节阀组。机组启 路调节阀的控制范围都不小于 1 0 ％阀门设计流量； 动过程中， 若 2台机组启动给水泵运行， 需要在堆芯 启动给 水泵 2 图 2 A P 1 0 0 0型压水堆二 回路给水 系统流 程示意图 第4期 成军， 等： A P 1 0 0 0与 M 3 1 0改进型压水堆二回路给水系统比较分析 7 l 热功率升至 5 ． 9 ％额定功率之前开启主给水泵从启 动给水管线供水； 在堆芯热功率升至 1 0 ． 0 ％额定功 率之前完全切换至由主给水调节阀组供水。由于启 动给水系统能够 向蒸汽发生器供水 至 1 0 ． 0 ％额定 功率 ， 同时主给水调节 阀和启动给水调节 阀的调节 范围 ≥5 ％ ， 大 于 M 3 1 0改进 堆 型调节 阀 的调 节范 围， 在小流量工况 ( 5 ％ ～1 0 ％额定流量 ) 下也能够 精确调节流量； 加之主给水泵为 3 3 ％的较小容量， 不存在 M 3 1 0改进型压水堆核电机组在低负荷时单 纯通过调节 阀门开度不能满足控制给水流量要求 的 问题 ， 采用定速泵就能够满足反应堆安全启动和停 机的需要 。 目前 ， 我国核电机组都承担基本负荷 ， 除了启动 和停机时机组的负荷变化较大外， 其余大部分时间 机组的负荷变化不大， 采用电动定速给水泵长期运 行 ， 可省去因液力偶合器 而造成的 8 ％ ～1 0 ％的能 量损失， 从经济性角度考虑是一种不错的选择。 稳压器容积约为 5 9 m ， 是 M 3 1 0型机组的 1 ． 5倍。 由于蒸汽发生器和稳压器容积补偿能力增加 ， 瞬态 响应能力相应增强 ， 有利于限制单 台给水泵出现故 障这一事件的发展 ， 进而减少 因失去二 回路主给水 而发生非计划停堆事件的概率。从反应堆堆芯降负 荷能力来说， 当 1 台泵故障时， 能够通过控制棒下插 动作使堆芯负荷从 1 0 0 ％ 额定负荷快速降至 7 0 ％ 额定负荷而不停堆来适应给水系统流量的变化， 避 免非计划停堆的发生。因此， 采用无备用泵的方案 提供 了一种全新的设计思路 。 表 2 M3 1 0改进型与 A P 1 0 0 0堆型蒸汽发生器 和稳压容量比较 蒸汽发生器 堆 型—— 型号 传 热面移l／m 二次侧容移I／m 稳压器容 m 2 给水泵配置比较分析 3 结论 国内在建核 电机组 不 同给水泵配置方式 见表 1 。从表 1 可以看出， 与 M 3 1 0改进型核电站二 回路 主给水系统给水泵配 置方式不 同， 国内正在建设的 三代核电站 A P 1 0 0 0和 E P R1 0 0 0二 回路给水泵都采 用 3 3 ％ 的容 量配 置 ； 不 同 的是 ， A P 1 0 0 0采用 3 3 3 ％定速给水泵 ， 而 E P R 1 0 0 0采用 43 3 ％ 电动调 速泵 。二 回路主给水泵 台数和容量的选择 ， 在很大 程度上取决于反应堆的运行方式和机组控制系统 。 表 1 国内在建核电机组不同给水泵配置方式 根据相关资料可知 ， 当二 回路有 1台主给水泵 故障解列后 ， A P 1 0 0 0核电机组反应堆将在短时间内 从满负荷运行迅速降至 7 0 ％额定负荷运行。这是 因为 ， 与 M3 1 0堆型相 比， A P 1 0 0 0蒸汽发生 器和稳 压容量大很多， 具体参数见表 2 。同是百万千瓦等 级核 电机组 ， M3 1 0的蒸汽发生器 ( S G) 为 5 5 ／ 1 9型 ， 传热面积约为 5 4 0 0 In ， 二次侧总容积约为 1 4 5 111 ， 而 A P I O 0 0蒸汽发生器 ( S G) 为 A 1 2 5型， 传热 面积 约为 1 1 5 0 0 m ， 接近 M 3 1 0蒸汽发生器的 2 ． 1 倍， 二 次侧水容积约为 1 0 3 m ， 蒸汽容积约为 1 4 8 n l ， 总容 积为 2 5 1 m ； M3 1 0稳压器容积为 3 9 I l l ， 而 A P 1 0 0 0 与国内 M3 1 0改进 型 压 水堆 核 电机 组 相 比， A P I O 0 0型三代压水堆核电机组 的二 回路给水系统 设置了主给水调节系统和启 动给水调节系统， 主给 水系统和启动给水系统各配备 l 路调节范围较大的 调节阀组 ， 没有典型 M 3 1 0改进型机组 的辅助给水 系统和主给水旁路调节阀组； 同时采用 3 3 3 ％容 量电动定速泵而未设置备用泵， 机组启动程序简单， 设备少。给水系统简化配置能够缩小常规岛厂房占 地面积， 减少初期投资， 使调节控制系统相对简单， 满足核电站安全运行的要求， 是一种全新的设计思 路， 值得借鉴。但这种配置方式存在以下问题， 有待 进 一步解 决 。 ( 1 ) 由于未设置备用泵， 当单台给水泵故障时， 机组需降到7 0 ％额定负荷运行， 对于百万千瓦等级 机组来说， 将显著降低电厂的发电收入。设计寿命 6 0年的核电站 ， 在整个寿期内若 因单台给水泵故障 导致机组降负荷运行， 按照给水泵满足“ 给水泵不 可用时间 <1 2 h ／ ( 年 机 ) ” 和“ 给水泵跳闸次数 < 0 ． 5次／ ( 年 机) ” 的运行指标来计算 ， 至少会损失 4 3 2 0万元 的发 电收入。这超过 了单 台给水泵 3 0 0 0 万元左右的价格 ， 若增加 1台备用泵 ， 按照前置泵加 压力级泵 的形式 ， 需要 的厂房长度约为 1 0 ． 5 i n ， 需 要考虑增加整个汽轮机厂房的长度或者对汽汽轮机 厂房整体布置进行优化设计。因此， 要求主给水泵 及其电动机、 密封部件、 增速齿轮箱和润滑油系统等 都具有高度的可靠性。 ( 2 ) 目前我国核电机组容量占( 下转第7 5页) 第4期 张思成， 等： A P 1 0 0 0电站保护和安全监控系统预运行测试分析 7 5 3 预运行测试潜在问题分析 3 ． 1 P MS房间分散 问题 ． 由于 P MS测试房间相对分散 ， 且房间之 间并无 为测试配置的电缆贯穿孔 ， 这将对序列 间及机柜 间 的测试造成一定程度的影响。为预运行测试和后续 电厂维护考虑 ， 在后续机组的设计和建造 中， 建议通 过以下 2种方法加以解决 。一是可以考虑在房 间之 间预留一定数量的电缆贯穿孔洞。这种方法要求房 间设计施工 阶段充分考虑房间防火要求 、 房间彼此 隔离要求以及墙壁承重要求等内容 ， 从而确保这种 改造不会对房间和系统的运行造成影响。二是事先 敷设一定数量的试验 电缆 ， 并 预留出端接 口。这种 方法需要在设计阶段从电缆桥架的布置 、 电缆敷设 、 电缆抗干扰 、 电缆 长度对测试 的影响及试验前 电缆 的连续性检查等多个方面进行考虑和评估。 3 ． 2 P MS响应时间测试 问题 对部分 P M S 响应时间进行测试， 其阀门由 P M S 发送控制信号， 而反馈信号直接送回到电厂控制系 统( P L S ) 。对于这部分测试 ， 设计方并未明确给 出 测试方法 ， 结合实际情况分析后 ， 建议采用以下 2种 方法解决 。一 是 通 过 P MS的事 件顺 序 记 录机 柜 ( S O E ) 将触发信号传递到P L S 侧， 通过 O v a t i o n 历史 站 中的趋势图工具 ， 将 P MS触发信号和现场阀门反 馈信号同时调出， 进而计算出响应时间， 但此种方法 需要进 一 步 探讨 P L S的扫描 周 期 是 否 能够 满 足 P MS响应时间的要求 ， 以及是否能够完整地扫描到 P MS的动作和反馈情 况。二是通过 D a t a L o g g e r同 时连接 P M S的触发信号和阀门的反馈信号， 该种方 法类似于其他指令和反馈 均位于 P MS内部的做法 ， 但 由于 P MS和 P L S房间布置比较远 ( 部分机柜在常 规岛侧) ， 故该 方法需要事先布置足够长 的测试 电 缆。在实施时需要考虑过长的测试电缆引入现场会 造成干扰的情况 ， 以及 电缆对测试 回路信号的强度 的影响情况等， 其在实际调试中的可行性有待后续 验证。 4 预运行测试 的意义 P MS预运行测试在 电厂冷态 下进行 ， 其测试成 功与否对 电厂后 续调试有着 至关重要 的影 响。首 先 ， 预运行测试作为工厂测试 的补充 ， 可以对设备 出 厂后的设计变更 、 修改等进行补充测试。其次， 在工 厂测试阶段， P M S 并未直接与现场仪表、 断路器和 阀门等设备进行连接， 信号测试完全通过仿真的形 式进行 ， 而预运行测试则可通过实际带载设备进一 步验证系统运行情况， 发现系统存在的问题。最后， 设备出厂后， 经过长途运输、 装卸及安装后， 难免会 出现一些 问题 ， 通过预运行测试 ， 可以对设备安装后 的运行情况进行检查， 确保 P MS 设备和系统功能的 完整性。总之 ， P MS预运行测试从 P MS设备组成 、 系统功能、 系统接 口和通信、 软件逻辑、 报警和显示 等多个方面对系统进行了验证， 为电厂后续调试和 运行打下 了基础。 参考文献 ： [ 1 ] 中国核工业集团公司． A P I O 0 0核电厂系统与设备 [ M] ． 北京： 原子能出版社 ， 2 0 1 0 ． ( 本文责编： 白银 雷) 作者简介： 张思成( 1 9 8 5 一) ， 男 ， 辽宁大连人， 助理工程师， 从事仪 控保护方面的工作( E - m a i l ： z h a n g s c l @y a h o o ． c o m． c n ) 。 o●o● ● ●o●o● ●● o● ● ●0● ●0●0● o● ●0●● 0●o● ● ●o● ●0●o●◇●o● ● ●o●o●o● ● >●o●o● ●o● ●． > ●o● ● ●o● ( 上接第7 1页) 电力总装机容量的比例较小， 一般 只要求核电站承担基本负荷 ， 但随着我国核电行业 的发展， 核电机组占总装机容量的比例会越来越高， 若将来要求核电站长期带部分负荷运行或者负荷变 化较大 ， 定速泵的运行经济性不如调速泵。 参考文献 ： [ 1 ] 林诚格． 非能动安全先进压水堆核电技术 [ M] ． 北京 ： 原 子能出版社 ， 2 0 1 0 ． [ 2 ] 广东核电培训中心． 9 0 0 MW压水堆核电站系统与设备 [ M] ． 北京 ： 原子能出版社 ， 2 0 0 7 ． [ 3 ] 欧阳中华， 胡劲松． M 3 1 0型核 电站给水泵配置优化探讨 [ J ] ． 核动力工程， 2 0 0 6 ， 2 7 ( 2 ) ： 7 8—8 2 ． [ 4 ] 陈济东． 大亚湾核电站系统及运行 [ M] ． 北京： 原子能出 版社 ， 1 9 9 4 ． [ 5 ] 李二飞 ， 沈文龙．A P I O 0 0核电工程项 目建设经验反馈体 系分析[ J ] ． 华电技术， 2 0 1 1 ， 3 3 ( 1 1 ) ： 1 7—1 8 ． ( 本文责编： 白银 雷) 作者简介 ： 成军( 1 9 7 5 一) ， 男 ， 湖南湘潭人， 高级工程师， 从事发电 厂热能动力设计方面的工作( E - m a i l ： c h e n g j u n @c n p e ． c c ) 。 杨建军( 1 9 8 4 一) ， 男， 河北唐山人， 助理工程师 ， 工学硕 士， 从事核电站常规岛设计审查方面的工作( E - m a i l ： y a n ~ j @ c n p e ． C C ) o