非能動(dòng)核電站蒸汽排放控制系統(tǒng)分析

賈寶峰

(深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司上海分公司，上海　200241)

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非能動(dòng)核電站蒸汽排放控制系統(tǒng)分析

賈寶峰

(深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司上海分公司，上海200241)

為了更深入地了解非能動(dòng)核電站蒸汽排放控制系統(tǒng)，從蒸汽排放控制系統(tǒng)的組成、功能、基本原理及控制邏輯等方面，對非能動(dòng)核電站與二代改進(jìn)型核電站進(jìn)行了對比分析，歸納得到了非能動(dòng)核電站蒸汽排放控制的特點(diǎn)。分析結(jié)果表明，與二代改進(jìn)型核電站相比，非能動(dòng)核電站在蒸汽排放控制系統(tǒng)的控制邏輯、控制對象等方面均有所提升。

核電站非能動(dòng)蒸汽排放控制系統(tǒng)控制邏輯平均溫度壓力控制控制對象熱交換

0　引言

通常，壓水堆核電廠由飽含水(冷卻劑)介質(zhì)的一回路和飽含蒸汽介質(zhì)的二回路組成。核電廠的發(fā)電過程可簡單描述為能量的轉(zhuǎn)換過程。首先，核燃料在反應(yīng)堆內(nèi)裂變產(chǎn)生的熱能在壓力容器內(nèi)傳遞給一回路的冷卻劑，然后一回路與二回路在蒸汽發(fā)生器中進(jìn)行熱交換，最后由二回路產(chǎn)生的蒸汽驅(qū)動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)發(fā)電。在核電廠的正常運(yùn)行工況下，一回路產(chǎn)生的熱能與二回路所需的熱能是相互平衡的。但是，在某些特殊工況下，兩個(gè)回路的能量會出現(xiàn)不平衡的情況，這就需要通過蒸汽排放控制系統(tǒng)將一回路產(chǎn)生的多余蒸汽引入凝汽器(或者排向大氣)，以此來維持兩個(gè)回路的能量平衡。此外，在反應(yīng)堆停堆以及計(jì)劃內(nèi)的電廠冷卻期間，也可以通過蒸汽排放系統(tǒng)排出堆芯余熱。由此可見，蒸汽排放控制系統(tǒng)在核電廠運(yùn)行過程中起著非常重要的作用。

本文通過對非能動(dòng)核電站蒸汽排放控制原理的分析及其與二代改進(jìn)型核電站的對比，得出非能動(dòng)核電站蒸汽排放控制的特點(diǎn)及兩者之間的差異。

1　非能動(dòng)核電站蒸汽排放控制系統(tǒng)

1.1控制系統(tǒng)概述

非能動(dòng)核電站蒸汽排放控制系統(tǒng)的容量按額定蒸汽流量的40%進(jìn)行設(shè)計(jì)。蒸汽排放系統(tǒng)能夠處理超過10%但不大于50%滿功率的甩負(fù)荷工況，或50%滿功率水平以下的汽輪機(jī)脫扣工況。當(dāng)反應(yīng)堆在50%滿功率以上時(shí)，如發(fā)生汽輪機(jī)脫扣或超過50%滿功率的甩負(fù)荷，在快速降功率系統(tǒng)的配合下，蒸汽排放系統(tǒng)也能滿足系統(tǒng)的設(shè)計(jì)需要。非能動(dòng)核電站的蒸汽排放控制系統(tǒng)所控制的設(shè)備包括2組(共6個(gè))蒸汽旁排閥和2個(gè)大氣釋放閥[1-5]。

凝汽器排放閥流程圖如圖1所示，其包括2組蒸汽旁排閥，每個(gè)凝汽器分別連接1個(gè)旁排閥。

圖1　凝汽器排放閥流程圖Fig.1　Flowchart of the process of thecondenser venting valve

1.2控制邏輯

非能動(dòng)核電站蒸汽排放有平均溫度和蒸汽壓力兩種控制模式。溫度模式與壓力模式的相互切換由操作員手動(dòng)完成[1-5]。

1.2.1平均溫度Tavg控制模式

蒸汽排放控制系統(tǒng)溫度控制模式僅在反應(yīng)堆功率運(yùn)行的條件下，對蒸汽排放的相關(guān)設(shè)備進(jìn)行控制。其主要作用是：在汽輪機(jī)快速甩負(fù)荷時(shí)，排放蒸汽發(fā)生器內(nèi)產(chǎn)生的過量蒸汽。由于汽輪機(jī)甩負(fù)荷的速度比反應(yīng)堆降功率的速度快，因此需要通過該控制系統(tǒng)來維持電廠的平穩(wěn)過渡。

非能動(dòng)核電站蒸汽排放平均溫度控制功能框圖如圖2所示。當(dāng)汽輪機(jī)發(fā)生較大、較快速的甩負(fù)荷(一般指短時(shí)間內(nèi)大于10%滿功率的階躍降負(fù)荷)時(shí)，由反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度經(jīng)超前/滯后補(bǔ)償?shù)玫降闹怠⑵啓C(jī)第一級壓力轉(zhuǎn)換的參考溫度、汽機(jī)負(fù)荷補(bǔ)償信號，計(jì)算得出控制偏差值，并經(jīng)過甩負(fù)荷控制器來調(diào)節(jié)第1組和第2組旁路排放閥。如果該偏差大于某設(shè)定值(如圖2中H1、H2)，就快速開啟對應(yīng)的旁路排放閥。

圖2　蒸汽排放平均溫度模式控制功能框圖Fig.2　Block diagram of the control function of the steamventing average temperature mode

1.2.2蒸汽壓力控制模式

非能動(dòng)核電站蒸汽排放壓力控制及大氣釋放閥控制功能如圖3所示。

圖3　蒸汽壓力控制模式及大氣釋放閥控制功能框圖Fig.3　Block diagram of steam pressure control mode and theatmospheric relief valve control function

在電廠啟動(dòng)、低功率運(yùn)行(汽機(jī)同步期間)、電廠停堆等情況下，蒸汽排放控制系統(tǒng)處于蒸汽壓力控制模式，并能夠按照當(dāng)時(shí)的運(yùn)行條件或操縱員選擇的運(yùn)行方式，對蒸汽排放的相關(guān)設(shè)備進(jìn)行控制。蒸汽母管壓力測量值與壓力整定值算法單元的偏差通過PI(比例積分)控制器調(diào)節(jié)兩組蒸汽旁排閥，使蒸汽母管壓力維持在預(yù)設(shè)的整定值。

當(dāng)蒸汽排放控制系統(tǒng)處于平均溫度控制模式時(shí)，可通過調(diào)節(jié)蒸汽旁排閥的控制指令來自平均溫度控制器。

將兩個(gè)環(huán)路的主蒸汽壓力測量值分別與蒸汽壓力設(shè)定值進(jìn)行比較，得出偏差；然后經(jīng)PI控制器計(jì)算，得出各環(huán)路大氣釋放閥的控制指令。

2　二代改進(jìn)型核電站蒸汽排放控制系統(tǒng)

2.1核電站概述

二代改進(jìn)型核電站蒸汽排放控制系統(tǒng)的容量按100%額定蒸汽流量進(jìn)行設(shè)計(jì)。蒸汽排放系統(tǒng)凝汽器排放閥能夠處理核電廠100%甩負(fù)荷的工況，而不引起反應(yīng)堆跳堆或觸發(fā)大氣釋放閥和安全閥。在反應(yīng)堆緊急停堆時(shí)，可防止蒸汽發(fā)生器超壓。系統(tǒng)將阻止安全閥開啟，逐步帶出余熱，使反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度達(dá)到零負(fù)荷溫度，并允許核電廠熱停堆；用手動(dòng)冷卻將余熱排出，達(dá)到余熱排出系統(tǒng)可以投入使用的工況。在汽輪機(jī)啟動(dòng)前，允許啟動(dòng)反應(yīng)堆及二回路系統(tǒng)[6-8]。

在進(jìn)行滿功率甩負(fù)荷至廠用電、滿功率停機(jī)不停堆、滿功率停堆同時(shí)停機(jī)等大負(fù)荷變化時(shí)，需要向除氧器進(jìn)行蒸汽排放。

當(dāng)凝汽器排放不可用時(shí)，可通過大氣排放閥排放蒸汽，使反應(yīng)堆冷卻劑冷卻到余熱排出系統(tǒng)可投用的工況。

2.2控制邏輯

二代改進(jìn)型核電站的蒸汽排放控制系統(tǒng)也有2種控制模式，分別為平均溫度Tavg控制模式和蒸汽壓力控制模式[1-3、8]。

2.2.1平均溫度Tavg控制模式

當(dāng)蒸汽排放控制系統(tǒng)在平均溫度控制模式時(shí)，有停堆和未停堆這2種情況。

①停堆時(shí)，根據(jù)冷卻劑的平均溫度的最大值與反應(yīng)堆零功率時(shí)的冷卻劑參考溫度的差值，經(jīng)過函數(shù)處理后，輸出控制指令，調(diào)節(jié)各組排放閥。

②未停堆時(shí)，根據(jù)最終功率設(shè)定值、汽輪機(jī)第一級壓力、冷卻劑平均溫度最大值，經(jīng)過函數(shù)、超前/滯后等算法得到的控制指令，調(diào)節(jié)各組排放閥。

當(dāng)蒸汽排放控制系統(tǒng)處于蒸汽壓力控制模式時(shí)，輸出切換到壓力控制模式指令。

與非能動(dòng)核電站相比，二代改進(jìn)型核電站蒸汽排放控制系統(tǒng)根據(jù)反應(yīng)堆的運(yùn)行模式,采取不同的控制平均溫度Tavg控制模式，需要控制的對象較多且控制邏輯較為復(fù)雜。

2.2.2蒸汽壓力控制模式

當(dāng)蒸汽排放控制系統(tǒng)處于壓力控制模式時(shí)，只有排往凝汽器第1組和第2組的共6個(gè)閥門參與蒸汽排放控制，并根據(jù)蒸汽母管壓力的測量值與蒸汽母管壓力設(shè)定值的偏差，經(jīng)過PI控制器參與蒸汽排放控制。排往凝汽器的第3組的6個(gè)閥門和排往除氧器的2個(gè)閥門，在蒸汽壓力控制模式下都被閉鎖，不參與蒸汽排放控制。

3個(gè)環(huán)路大氣釋放閥的控制指令由各環(huán)路的主蒸汽壓力測量值與蒸汽壓力設(shè)定值的偏差，經(jīng)過PI控制器計(jì)算得出。

與非能動(dòng)核電站相比，二代改進(jìn)型核電站蒸汽排放控制系統(tǒng)的蒸汽壓力控制模式僅需控制4組閥門中的2組，其余2組不參與控制，其控制策略基本相同。2種堆型的大氣釋放閥控制策略也基本相同。

3　兩種核電站蒸汽排放控制系統(tǒng)的對比分析

3.1控制對象的數(shù)量及類型

非能動(dòng)核電站與二代改進(jìn)型核電站的蒸汽排放控制系統(tǒng)控制對象主要包括蒸汽旁排閥和大氣釋放閥，兩者的數(shù)量及類型的對比如表1所示。

表1　蒸汽排放控制對象數(shù)量及類型對比表Tab.1　The comparision of the number andtype of steam venting control objects

相比二代改進(jìn)型核電站，非能動(dòng)核電站減少了3個(gè)除氧器排放閥、6個(gè)蒸汽旁排閥；此外，非能動(dòng)核電站有2個(gè)二回路，而二代改進(jìn)型核電站有3個(gè)二回路，非能動(dòng)核電站減少了1個(gè)大氣釋放閥。

3.2旁排閥執(zhí)行裝置及控制方式

非能動(dòng)核電站與2代改進(jìn)型核電站的旁排閥執(zhí)行裝置對比如表2所示。

表2　旁排閥執(zhí)行裝置數(shù)量對比表Tab.2　The comparision actuators of the bypass valve

非能動(dòng)核電站設(shè)置了3個(gè)閉鎖電磁閥(1個(gè)控制級閉鎖電磁閥由非安全級的電廠控制系統(tǒng)控制、2個(gè)保護(hù)級閉鎖電磁由安全級的電廠保護(hù)與監(jiān)視系統(tǒng)控制)。其中，來自非安全級的電廠控制系統(tǒng)的閉鎖信號用于判斷蒸汽排放的控制模式或汽輪機(jī)降功率的水平是否滿足解除旁排閥閉鎖；安全級的電廠保護(hù)與監(jiān)視系統(tǒng)閉鎖信號的主要作用是保護(hù)性閉鎖各組蒸汽旁排閥，并手動(dòng)解除第1階段和第2階段的蒸汽排放閥的閉鎖。

二代改進(jìn)型核電站只設(shè)置了2個(gè)保護(hù)級閉鎖電磁閥，它們分別接收安全級DCS的A列、B列的閉鎖信號。該信號用于判斷是否滿足各組排放閥的閉鎖條件。

4　非能動(dòng)核電站蒸汽排放控制系統(tǒng)技術(shù)特點(diǎn)

對于非能動(dòng)核電站而言，由于蒸汽排放控制系統(tǒng)的容量是按額定蒸汽流量的40%進(jìn)行設(shè)計(jì)的，所以，蒸汽排放控制對象的數(shù)量相對于二代改進(jìn)型核電站減少了約50%，相應(yīng)控制系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)也得到了簡化，降低了工程造價(jià)。

在蒸汽排放閥的控制閉鎖裝置方面，相對于二代改進(jìn)型核電站，非能動(dòng)核電站為每個(gè)蒸汽排放閥增加了一個(gè)非安全級的閉鎖裝置，提高了蒸汽排放控制的可靠性。

非能動(dòng)核電站的蒸汽排放控制系統(tǒng)與反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)的配合，能夠應(yīng)對汽機(jī)在不超過滿功率的汽輪機(jī)脫扣問題，實(shí)現(xiàn)了不超過50%額定負(fù)荷的階躍甩負(fù)荷。此外，非能動(dòng)核電站增加了快速降功率控制邏輯，能夠處理50%滿功率以上的汽輪機(jī)脫扣或大于50%額定負(fù)荷的階躍甩負(fù)荷。蒸汽排放系統(tǒng)與快速降功率系統(tǒng)配合，能夠滿足電廠安全停堆、停機(jī)的設(shè)計(jì)要求。

5　結(jié)束語

通過對非能動(dòng)核電站與二代改進(jìn)型核電站的蒸汽排放控制原理、控制邏輯、控制對象的對比分析，總結(jié)了非能動(dòng)核電站蒸汽排放控制系統(tǒng)的特點(diǎn)。非能動(dòng)核電站蒸汽排放控制系統(tǒng)在邏輯控制、控制對象等方面均有所改進(jìn)，較二代改進(jìn)型核電站有所提升，對保障核電站更安全、經(jīng)濟(jì)地運(yùn)行有著重要的意義。

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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。

作者賈寶峰(1977—)，男，2000年畢業(yè)于華北電力大學(xué)生產(chǎn)過程自動(dòng)化專業(yè)，獲學(xué)士學(xué)位，工程師；主要從事核島儀控系統(tǒng)方向的研究。