壓水堆核電廠再熱汽溫及影響因素分析

閆順林，趙丹陽，劉小旺

(華北電力大學 能源動力與機械工程學院，河北 保定071003)

0 引言

截至2014 年4 月，全球在役核電機組435臺，其中我國核電機組在運21 臺，在建28 臺，總數量居世界第四，并力爭在2020 年核電裝機容量達到4 000 萬kW，比例達到電力裝機總容量的5%以上［1］。隨著核電機組的增多，如何確保機組安全經濟運行越來越成為一個重要的課題［2，3］。

核電機組的再熱蒸汽溫度是核電廠重要的監測數據，再熱汽溫與機組相對內效率、熱耗率和汽輪機理想內功率密切相關。目前對核電機組汽溫特性的研究并不完善，研究核電機組再熱汽溫的特性及影響因素，具有非常實際的意義。本文以壓水堆核電機組為例，推導了該機組再熱汽溫的數學模型，并分析了相關影響因素，對核電廠再熱汽溫的控制具有一定的指導意義。

1 再熱汽溫模型的建立

1.1 壓水堆汽水分離再熱器系統

壓水堆核電機組是利用低濃縮鈾作為核燃料，將裂變能量通過介質傳輸給蒸汽，從而推動汽輪發電機組發電。核電機組的再熱蒸汽系統與傳統火電再熱系統有著很大不同，因此火電再熱蒸汽的數學模型并不適應核電機組的再熱系統［4］。

核電機組采用的是汽水分離再熱器系統，再熱蒸汽是抽取自高壓缸排汽，此時的蒸汽濕度已達到12%左右，從而排汽需要先經過汽水分離器以降低蒸汽濕度，從而減少濕蒸汽對汽輪機零部件的腐蝕［5，6］。為了進一步提高核電機組經濟性，現代核電汽輪機一般采用二級再熱設計。第一級再熱的加熱蒸汽來自高壓缸抽汽，第二級再熱的加熱蒸汽取自蒸汽發生器產生的新蒸汽。與非再熱系統相比，單級再熱可使經濟性提高1．5%～2%，二級再熱可使經濟性提高1．8%～2．5%左右［7，8］。

圖1 為核電廠汽水分離再熱器系統。

圖1 汽水分離再熱器系統

圖1 中，Gmj為高壓缸排氣流量，kg/s;Gcs為高壓缸排氣由汽水分離器脫除的水分流量，kg/s;為再熱蒸汽的流量，kg/s;，分別為再熱蒸汽進出口焓值，J/g;Gs1為高壓缸抽汽流量，kg/s ;，分別為高壓缸抽汽在第一級再熱器進出口的焓值，J/g;Gs2為來自蒸汽發生器的新蒸汽流量，kg/s;，分別為新蒸汽在第二級再熱器進出口焓值，J/g。

1.2 再熱系統數學模型

根據圖1 所示的系統模型，由能量守恒定律得:

為了保證機組安全運行，汽水分離器應去除濕蒸汽中98%的水分，因此引入汽水分離器除水系數，即:

將(1)、(3)式聯立可得:

對(4)式兩邊取對數并求取全微分得:)

引入壓力與溫度關系式:

將以上各式聯立可以得到再熱汽溫與其各個影響因素的相對變化量的數學模型為:

其中:

式中a 的計算式為:

2 再熱蒸汽溫度影響因素分析

根據核電再熱蒸汽溫度與其影響因素的數學關系模型，下面將對各個因素進行定性分析［11］。

從數學模型式(7)可以看出，再熱器入口蒸汽焓值與再熱汽溫呈正相關，當再熱蒸汽焓值升高，其他影響因素不變時，由于再熱蒸汽的吸熱量不變，從而導致再熱汽溫的升高。

(2)高壓缸抽汽量Gs1

高壓缸抽汽是再熱系統中第一級加熱蒸汽，再熱汽溫與高壓缸抽汽量的變化方向一致。在高壓缸抽汽焓值、再熱蒸汽量與再熱蒸汽焓值不變的情況下，隨著高壓缸抽汽量的增加，再熱蒸汽溫度也隨之升高。

(3)蒸汽發生器的新蒸汽量Gs2

來自蒸汽發生器的新蒸汽是第二級加熱蒸汽，由于新蒸汽的參數較高，因此其抽汽量的大小對再熱汽溫的影響也較大。在其他影響因素不變的情況下，隨著新蒸汽量的增加，再熱蒸汽的吸熱量也隨之增加，引起再熱汽溫的升高。

(6)除水系數αcs

除水系數αcs表示經汽水分離器脫除的再熱蒸汽中水分份額，水分脫除的多少直接受再熱蒸汽濕度、設備運行狀況的影響。當αcs值較大時，即表示飽和蒸汽占比越大，因此在總換熱量不變的情況下，再熱蒸汽的吸熱份額就越大，從而再熱蒸汽的溫度升高也越多。

(7)高壓缸排汽量Gmj

高壓缸排汽量Gmj的大小直接決定了再熱蒸汽量的多少。高壓缸排汽量Gmj增大，即再熱蒸汽量增加，若維持其他因素不變，則再熱蒸汽總吸熱量不變，從而導致再熱汽溫降低。

(8)運行壓力p

運行壓力p 主要通過影響高壓缸排汽溫度來影響再熱汽溫［12］。運行壓力p 越高，蒸汽飽和溫度也就越高，對應的蒸汽焓值也就越大，從而做功能力也越強。

3 算例分析

3.1 模型計算

以西屋公司的AP1000 型核電機組為例，運用上述數學模型進行分析計算［13］。可利用多個運行工況來驗證該數學模型的合理性及找到各因素對再熱汽溫的影響程度，決定選取該1 000 MW 機組的100%，75%兩種工況進行計算。計算所得各影響因素的相對敏感度如表1 所示，圖2表示同一工況下各相對敏感度的條形圖。

表1 AP1000 核電機組再熱汽溫各影響因素系數表

圖2 同一負荷下各敏感度絕對值條形圖

3.2 結果分析

通過驗證對比100%，75%兩種工況下計算結果可以發現，相同的影響因素對再熱汽溫的影響趨勢是一致的，表明所推得的數學模型有一定的合理性。根據表1、圖2 可以得到如下分析:

(1)從表1 的計算結果可以看出，再熱器進口蒸汽焓值、高壓缸抽汽量、來自蒸汽發生器的新蒸汽流量、高壓缸抽汽比焓降、新蒸汽比焓降、除水系數、運行壓力與再熱汽溫成正相關關系;高壓缸排氣流量與再熱汽溫為負相關關系。

(2)再熱器進口蒸汽焓值的系數C1最大，比其他影響因素大一個數量級，表明其對再熱蒸汽溫度影響程度最大。再熱器進口蒸汽抽取自高壓缸排汽，在實際生產中應提高機組運行水平，使高壓缸排汽參數處于合理的水平。C6的值最小，比其他影響系數小1～2 個數量級，這主要是由于汽水分離器的除水效率一般處在10%～12%，同時蒸汽的濕度較小，所以除水前后的蒸汽參數不會發生太大變化，對再熱汽溫的影響也相對較小。

(3)C2，C3，C4，C5的數值是相同的，說明高壓缸抽汽量、新蒸汽流量、高壓缸抽汽比焓降、新蒸汽比焓降對再熱汽溫的影響程度相同。滿負荷下，這些擾動量每變化一個單位，再熱汽溫的相對量變化約0．34 個單位。

4 結論

(1)本文建立并推導了核電機組的再熱蒸汽溫度與其影響因素的數學模型，分析了各影響因素及其對再熱汽溫的影響程度，此模型對實際生產具有一定的指導意義。

(2)通過計算100%，75%兩種工況下再熱汽溫影響因素的敏感度系數，得到了不同擾動量對再熱汽溫的影響程度。兩組數據均表明，再熱器蒸汽進口焓值對再熱汽溫影響程度最大，因此在實際運行中應著重注意對進口蒸汽焓的控制。

(3)核電機組一般不參與調峰控制，常以滿負荷運行，再熱汽溫較火電機組相比也更容易控制。目前對核電機組再熱汽溫數學模型的研究較少，隨著我國核電機組的逐年增加，從而對再熱汽溫控制的研究也會逐漸深入。

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