MSR疏水箱水位控制故障分析及改進

錢玉剛,高　穎（中核核電運行管理有限公司,　浙江　嘉興314300）

MSR疏水箱水位控制故障分析及改進

錢玉剛,高穎
（中核核電運行管理有限公司,浙江嘉興314300）

摘要：結合電站運行中出現的MSR一、二級加熱蒸汽流量以及MSR一級再熱疏水箱、二級再熱疏水箱液位異常波動現象，在原因分析的基礎上結合廣核MSR疏水箱液位波動的經驗反饋，利用電站停機小修的機會采取了相應的措施[1]。在處理過程中，考慮到原控制系統的缺點，提出了新的水位控制系統改造方案并在大修期間實施，投入使用后，效果良好。

關鍵詞：水位;波動;經驗反饋;措施;水位控制系統

汽水分離再熱器（MSR）作為核電站常規島部分的重要設備，其主要功能是對高壓缸排氣進行汽水分離再熱以提供給低壓缸作功的合格蒸汽，它是通過設置一級分離再熱器和二級再熱器來完成其功能。用來加熱的蒸汽疏水通過疏水箱收集后疏入對應的加熱器[2]。從電站第七個燃料循環運行開始以后，包括以后的C8，C9，C12循環發現（C12循環尤為嚴重），一、二級疏水箱液位波動明顯，同時加熱蒸汽流量波動也很大，直接影響到該級的熱效率和機組的安全運行。

1　問題的提出

1.1故障現象

2009年4月第11次換料檢修結束，升負荷至滿功率后不久，困擾多次的1、2#MSR一級再熱疏水箱水位相繼開始波動，至6月后1#MSR二級再熱疏水箱水位也開始波動。因為MSR二級再熱的加熱蒸汽為新蒸汽，二級再熱蒸汽流量波動后主蒸汽流量也略有波動，甚至還影響到了一回路的平均溫度的變化，導致了T4棒頻繁移動。

1.2 運行中的檢查試驗

1.2.1測量儀表檢查

儀控人員現場檢查MSR一級、二級再熱疏水箱的液位測量變送器和用于疏水箱水位調節的基地式調節儀，發現液位測量變送器送出的至主控室的液位信號波動與基調儀因水箱水位變化而產生的輸出氣壓波動情況一致，直接排除了液位變送器故障的可能。（事后發現MSR一級、二級再熱蒸汽流量也在波動更驗證了這一推論）。兩套測量原理不同的液位測量裝置均測出疏水箱水位正處于一種波動的狀態，故測量儀表出錯的可能性較低。

1.2.2控制系統調節參數調整

因原水位控制系統為開環調節系統，因此可調節的參數只有比例帶一個，儀控人員對水位控制器的比例帶進行了調整：

調整后因效果不明顯，將所有設置恢復到原始設置。

原有控制系統為一簡單的基地式調節儀，控制回路是開環調節，在水位出現波動時，系統響應時間較長，穩定性差，很難減緩疏水箱的水位波動。

2　疏水箱水位波動原因分析

臥式汽水分離再熱器的熱交換是：加熱蒸汽在管內水平流動凝結放熱，被加熱蒸汽沿豎直方向流動穿過管束。由于加熱蒸汽與被加熱蒸汽的溫差沿管束高度逐漸減小，所以在外側的傳熱管的熱負荷要比內側傳熱管高二倍左右。在蒸汽流量大體相同的條件下，蒸汽在外側管內發生完全凝結，并將成為過冷[3]。

加熱蒸汽在管內流型的變化如下圖所示。在外側管內，管內出現了塞狀流現象，這會引起動態流動不穩定。凝結水在管內周期性累積，直到管子的壓力梯度足以將凝結水柱以高速推出管外，由此形成間歇的管內溫度脈動（這時疏水箱的壓力會間歇的波動，水箱水位也會間歇的波動），這會導致管束熱變形和交變熱應力造成管端部分發生裂紋。

為了改善管內流動狀況，采取了加熱蒸汽在管內不完全凝結的方法來實現凝結水的排放，并用不凝結的少量蒸汽來清除管內的凝結水，這部分蒸汽稱為“掃汽蒸汽”。在結構上，將再熱器管束分成兩部分：主管束和掃汽管束。主管束出口還保持相當的含汽率(25%～30%)，這部分蒸汽再次進入掃汽管束時，進行凝結放熱。在掃汽管束出口，仍維持有一定含汽率(8%～12%)，這部分蒸汽與凝結水一起疏至高壓加熱器，蒸汽占總加熱汽量的2%～3%，當然形成了附加的熱量損失。但運行經驗表明，它使管內流動狀態根本好轉，可避免上述的凝結水流出的不穩定現象。

經過多次的檢修、分析，種種跡象均表明，該次水位波動是由MSR內部問題引起，基本可以確認由以下三種原因引起。

（1）掃汽隔板的螺栓松動，致使加熱蒸汽與掃汽短路。

（2）再熱蒸汽隔板螺栓的松動使加熱蒸汽與疏水部分短路。

（3）流量分配板的螺栓松動改變了其流量特性。

2.1掃汽隔板的螺栓松動，致使加熱蒸汽與掃汽短路

加熱蒸汽與掃氣短路后，加熱蒸汽直接透過掃氣隔板進入掃氣冷凝器，由于泄漏進去的加熱蒸汽未與被加熱蒸汽進行熱交換，所以壓力與溫度要高于從掃氣管束排除的蒸汽，會導致掃氣的不暢，這便違背了通過不凝結的少量蒸汽來清除管內的凝結水的設計初衷，從一定程度上導致了U型管內冷凝水塞狀流的出現。

2.2 再熱蒸汽隔板螺栓的松動使加熱蒸汽與疏水部分短路

以一級再熱器為例，在正常運行情況下，加熱蒸汽進入加熱管束，蒸汽流向，加熱蒸汽在U型管管側處與來自高壓缸的排氣進行熱交換，溫度和壓力均有所降低，在熱交換的過程中逐漸產生冷凝水，產生的冷凝水隨著大部分加熱蒸汽一起流入到一級再熱疏水箱中[4]。

隔板發生泄漏以后，加熱蒸汽未經過熱交換直接透過隔板的縫隙漏到U型管的出口處，同時泄漏到一級再熱疏水箱，致使一級疏水箱壓力略比正常水位要高。

因為未經歷過熱交換的加熱蒸汽壓力壓力要略高于完成了熱交換的加熱蒸汽，所以在加熱蒸汽通過隔板直接泄漏到U型管加熱蒸汽出口處時，在其出口處形成了一定的封壓，致使U型管內的冷凝水無法順利的從U型管流到疏水箱內（疏水不暢），而由于在穩定工況下，加熱蒸汽在完成熱交換以后產生的疏水量是一定的，冷凝水由于疏水不暢必然會在U型管內形成積水，這就加劇了U型管內的塞狀流現象。在冷凝水逐漸積在U型管內形成塞狀流的過程中，由于冷凝管在一定程度上被積水所堵塞，會導致加熱蒸汽流動不通暢，但從電站計算機上的數據上顯示，在MSR疏水箱水位波動的時候一級再熱蒸汽流量約為35T/H～42T/H（2#MSR)，而在電站正常運行期間，一級再熱蒸汽流量約為36T/H（2#MSR），約等于波動期間的低值，說明加熱蒸汽在U型管內流動不通暢時，并未出現蒸汽流量下降的情況，這從一個側面反映了，冷凝水在U型管內不斷積攢的過程中，加熱蒸汽在隔板處的泄漏更為的嚴重了（這就可以解釋加熱蒸汽在U型管內流通不通暢時還能保證其流量無明顯下降），在這一過程中疏水箱上部的壓力不斷增加。

直到管子累計的壓力梯度將凝結水柱以高速推出管外的過程中，U型管內的積水一掃而空。這時加熱蒸汽便會在較短的時間內在U型管內的流動通暢，這樣，加熱蒸汽在隔板處的泄漏會減少，疏水箱的壓力也會隨之降低，疏水箱壓力的降低會使疏水箱內的水發生膨脹，產生虛假水位。而在U型管內的冷凝水進入疏水箱的瞬間，會使U型管內蒸汽流通順暢，蒸汽流量也隨之增大。

在冷凝水疏盡后，泄漏過來的加熱蒸汽又再次在U型管的出口處形成封壓。以此形成了一個循環，導致疏水箱水位不停的波動。

2.3流量分配板的螺栓松動改變了其流量特性

再熱器水動力不穩定的另一原因是流量分配的不均勻，由于U形管束中內外側管長度不同，而加熱蒸汽入口與出口汽室共同的壓力差使外側傳熱管汽流量少于內側傳熱管，從而又加重了外側傳熱管過冷而產生的“阻塞”現象。作為糾正措施，在管子進口裝設不同孔徑的節流圈，使其與熱負荷相匹配。熱負荷小的各排管子裝小孔徑的節流圈，以減少蒸汽流量。這樣可使各排管子在出口處都有一定的不凝結蒸汽作為掃汽之用。但是由于流量分配板固定用螺栓的松動，致使流量分配板傾斜，改變了其流量特性，加重了由于外側傳熱管過冷而產生的“阻塞”現象。

3　結論

在發現MSR新蒸汽疏水箱水位波動后，對疏水箱水位的波動的現象進行了仔細的分析，根據分析的結果有步驟地進行驗證和檢查，很快就發現了故障的原因。在分析和處理故障的過程中發現了原有控制系統的不足之處，作為一個重要的、復雜的水位調節系統，僅采用簡單的開環控制回路來調節疏水箱的水位不足以滿足其在異常工況下的工作要求。在MSR內部本體出現問題時，其抗干擾能力差的缺點很快就體現了出來，無論如何去調節、改變參數都不足以使得疏水箱水位波動的情況得到緩和。有鑒于此，我們提出了對MSR疏水箱控制方式的改造，通過這一次改造，我們將舊的、較為簡單的疏水箱水位控制系統改成了較復雜，精度較高，抗干擾能力強的閉環控制系統，在系統實際投入使用后，收到了很好的使用效果和評價，提高了電站的安全運行系數和實際經濟效益。

參考文獻：

[1]鄒先明.汽水分離再熱器疏水箱水位波動的處理[Z].2002,10(02).

[2]秦山核電公司.秦山300MW核電廠系統培訓教材匯編第二冊二回路主輔系統[K].2005(07).

[3]張金玲,苗逎金.核電機組中的汽水分離再熱器（MSR）[J].汽輪機技術,1994(08).

[4]凌星、黃素逸.核電站MSR一二級加熱器蒸汽流量及其疏水箱水位波動大原因分析及處理[Z].2004.