核电站凝汽器故障信号定值设置分析

黄美华， 苏 鸿

(深圳中广核工程设计有限公司， 广东深圳 518172)

核电站凝汽器故障信号定值设置分析

黄美华， 苏 鸿

(深圳中广核工程设计有限公司， 广东深圳 518172)

某核电厂在调试期间，因凝汽器压力定值设置不合理触发凝汽器故障信号。从核电厂核岛、常规岛工艺、仪控专业全面分析了问题原因。利用传热学原理、凝汽器瞬态计算软件，进行了详细计算和风险判断，最终给出优化设计方案。解决方案有效提高了核电厂反应堆、汽轮机运行安全性和经济性。

凝汽器； 故障； 压力定值； 优化设计

某核电厂6台百万级核电机组，1～4号机组采用CPR1000堆型，5～6号机组采用ACPR1000堆型。每台机组两个低压缸，配两个凝汽器，循环水泵采用2台50%配置方案。

2013年12月29日，1号机组冲转过程中，汽轮机高压缸1号瓦振动高导致机组跳机。机组惰走过程中，凝汽器真空破坏阀两次自动打开，凝汽器压力维持在30～45 kPa。真空破坏阀打开对凝汽器传热系数有重要影响，空气使凝汽器换热恶化，真空快速上升。真空达到阈值触发凝汽器故障信号和凝汽器不可用信号，导致紧急停堆和闭锁核岛往凝汽器排放蒸汽，某些事故工况下存在核岛一回路超温超压风险。

笔者对CPR1000系列堆型“凝汽器故障”“凝汽器不可用”信号设计进行简要说明，分析该电厂当前逻辑设计风险。根据传热学基本原理，就几种特殊工况进行凝汽器瞬态计算分析，给出合理设计优化方案，最大限度地保证汽轮机设备安全情况下，通过合理设置凝汽器故障定值，避免了不必要的跳堆事件发生，提高了核电厂的安全性和可用率。

1 信号设置的目的和原理

核电厂主蒸汽系统将蒸汽发生器产生的主蒸汽送往下游相关设备和系统，包括汽轮发电机组、通往凝汽器和大气的蒸汽旁路系统、除氧器、辅助蒸汽转换器等。CPR1000系列百万级核电厂3个蒸汽发生器通过3条主蒸汽管道送往常规岛厂房内的主蒸汽母管，再分配到各用户。每条蒸汽管道设置7个弹簧式安全阀，其中2个起跳压力整定值为8.5 MPa，5个整定值为8.7 MPa。为避免安全阀频繁动作(核电厂二类事件)，需要设置“凝汽器故障”作为触发紧急停堆的信号，并在紧急停堆后允许核岛继续向凝汽器排放蒸汽10～12 s。凝汽器压力上升到一定值时，触发“凝汽器不可用”信号，闭锁汽轮机旁路蒸汽阀，禁止向凝汽器排放[1]。

汽轮机旁路排放系统(GCT)通常包括三个部分：向凝汽器排放系统、向除氧器排放系统和向大气排放系统[2]。对于某些核电厂，向凝汽器排放系统设计流量约为74%主蒸汽流量(核岛名义热功率在2 905 MW下的主蒸汽流量，下同)。而该核电厂取消了向除氧器排放系统设计，使排凝汽器的旁路蒸汽流量达到85%主蒸汽流量。由此可见，该核电厂凝汽器某些工况下的工作条件更恶劣，“凝汽器故障”“凝汽器不可用”信号的合理设置，对堆、机运行安全至关重要。

2 当前设计及其风险分析

2.1 紧急停堆逻辑设计

汽轮机跳机会使一、二回路功率瞬时失衡，使一回路温度和压力迅速上升，一定条件下必须紧急停堆。反应堆紧急停堆(简称跳堆)保护有几个方面[2]，其中因汽轮机跳机触发的情况如下：

(1) 当堆功率超过10%额定核功率时，如果汽轮机跳机信号(分A、B列两列冗余信号送核岛，每一列3取2送出一个跳机信号，任何一列信号存在都发出跳机信号给核岛)存在；同时“凝汽器故障”(分A、B两列，取或门)，或“凝汽器不可用”(分A、B两列，取或门)、或汽轮机旁路蒸汽调节阀手动闭锁信号存在，或者一回路平均温度低于284 ℃时，则发出跳堆信号。

(2) 当堆功率超过40%额定核功率时，如果汽轮机“跳机”，延时1 s，并且主蒸汽旁路GCT(核岛)不可用信号存在，发出跳堆信号。

该核电厂汽轮机跳机保护引发的跳堆逻辑关系可简化为图1。

图1 汽轮机跳机引发的跳堆保护逻辑示意图

2.2 跳机逻辑设计

该核电厂汽轮机保护系统跳机信号的产生有：

(1) 发电机瓦温高(>107 ℃)。

(2) 发电机瓦振高(>10.5 mm/s)。

(3) 汽轮机轴瓦温度高(>130 ℃)。

(4) 汽轮机轴瓦振动高(>10.5 mm/s)。

(5) 凝汽器压力高(30 kPa)。

(6) 凝汽器液位高高(>3 125 mm)。

上述信号任意一个条件成立，则触发跳机，上述信号同时与凝汽器真空破坏阀控制、凝汽器故障、凝汽器不可用信号逻辑设计密切相关。

2.3 凝汽器故障、不可用逻辑设计

2.3.1 凝汽器故障

凝汽器故障信号生成示意图见图2。

图2 凝汽器故障信号生成示意图

“凝汽器故障”信号采用冗余设计，分A、B两列，由GCT产生并送往核岛反应堆保护系统。以A列为例(B列与A列相同)，当任意一列凝汽器(两个凝汽器)热井水位达到高Ⅱ值；或凝汽器压力高于30 kPa；或失去控制电源；或核岛任一列低压缸喷淋阀闭锁信号消失15 s，同时喷淋阀开启信号发出10 s后，阀后水压小于定值时，发出“凝汽器故障”信号。

2.3.2 凝汽器不可用

凝汽器不可用信号生成示意图见图3。

图3 凝汽器不可用信号生成示意图

当凝汽器热井任意一列水位达到高Ⅲ值，同时凝汽器液位高高信号持续12 s；或凝汽器压力高于30 kPa触发跳机延时12 s，同时高于60 kPa；或失去控制电源；或核岛任一列低压缸喷淋阀闭锁信号消失15 s，同时喷淋阀开启信号发出10 s后，阀后水压小于定值，延时12 s，发出“凝汽器不可用”信号。

2.4 凝汽器真空破坏阀控制逻辑设计

当汽轮机、发电机任意一个轴瓦振动高于10.5 mm/s(指同一个轴瓦上的两个绝对振动值同时高)；或汽轮机任意一个轴瓦温度高于130 ℃(指同一个轴瓦上的两个温度同时高,下同)；或发电机任意一个轴瓦温度高于107 ℃；或事故油泵运行持续5 s；且在机组转速高于180 r/mim，同时凝汽器压力低于相应定值时(图4中B、C区域分界线)，自动打开真空破坏阀。凝汽器真空破坏阀启闭条件与凝汽器压力、汽轮机转速密切相关(见图4)。当达到一定条件时，真空破坏阀自动关闭，凝汽器真空破坏阀自动打开控制示意图见图5。

图4 凝汽器真空破坏阀工作区域图

图5 凝汽器真空破坏阀自动打开控制逻辑示意图

A域为真空破坏阀保护关闭；B区域为缓冲带，真空破坏阀启闭状态取决于其工作情况和机组状态；C区域允许打开真空破坏阀；额定转速为1 500 r/min。

2.5 风险分析

从上述逻辑设计分析可以看出：当核电厂在核功率大于10%额定核功率(约为厂用电工况)情况下，汽轮发电机组中14个轴瓦温度、轴承绝对振动测点中任意一个或以上超过了定值，会触发汽轮机跳机，此时凝汽器真空处于图4中C区域，真空破坏阀自动打开，紧急停机过程中，凝汽器真空会很快升高到30 kPa，触发凝汽器故障信号，导致反应堆保护系统动作触发跳堆。也就是说在机组正常运行中，任意一个轴瓦温度、轴承振动高触发跳机，会触发不必要的跳堆。在相关设计准则中，此工况不需要跳堆。汽轮发电机组瓦温、瓦振高触发跳堆逻辑关系见图6。

图6 瓦温、轴振触发跳堆逻辑关系图

3 解决方案分析计算

为解决当前逻辑设计触发不必要的跳堆风险，有必要进行优化和改进，解决的思路如下：

(1) 提高触发凝汽器故障信号真空压力定值。

(2) 修改真空破坏阀工作范围，其关闭压力整定值小于凝汽器故障阈值。

(3) 取消真空破坏阀自动控制逻辑，改为操作员判断，手动操作。

笔者采用第一种解决思路，重点对触发凝汽器故障定值进行深入分析计算。

3.1 空气影响下凝汽器传热系数的计算

当真空破坏阀打开后，空气会进入凝汽器，对管束传热系数影响显著，在相关文献中有介绍详细分析计算方法[3-5]。笔者选择包络性简化计算，采用凝汽器变工况进行总传热系数的推算。

当发生真空破坏阀打开的情况下，汽轮机停机过程中，凝汽器压力在21.5～45 kPa。此时汽轮机主调节阀关闭，进凝汽器热负荷主要是核岛排凝汽器蒸汽。根据表面式换热器设计计算原理可推导出凝汽器总传热系数[6]：

(1)

ts=f(Ps)

(2)

式中：K为凝汽器总传热系数，w/(m2·K)；m为循环水质量流量，kg/s；cp为冷却水比定压热容，J/(kg·K)；F为凝汽器有效换热面积，m2；Q为凝汽器热负荷，W；t1为冷却水入口温度，℃；ts为凝汽器饱和蒸汽温度，℃；Ps为凝汽器饱和蒸汽压力，Pa；f(x)为水蒸气饱和压力与饱和温度函数关系。

进入凝汽器空气量与核岛排入蒸汽量相比很小，计算中凝汽器饱和蒸汽压力仍取凝汽器压力。根据式(1)、式(2)以及边界条件，如冷却水量、冷却水入口水温、停机中核岛蒸汽排放参数等，可计算出真空破坏阀打开、凝汽器压力维持在45 kPa时的凝汽器总传热系数。计算结果表明：此时传热系数仅为正常工作时的27.9%，可见真空阀打开，空气对凝汽器传热系数影响显著。

3.2 凝汽器瞬态计算

笔者根据文献介绍过的凝汽器瞬态计算方法和软件[1]，对该核电厂循环冷却水泵失电、不同凝汽器故障定值等边界条件进行凝汽器瞬态计算，以便选择最佳凝汽器故障定值方案。

3.2.1 计算初始数据

凝汽器瞬态计算初始数据包括凝汽器特性参数、机组部分运行参数、循环冷却水泵停泵瞬态流量(见表1)。循环水泵跳泵后流量变化曲线见图7。

表1 某电厂凝汽器相关特性参数

图7 循环水泵跳泵后流量变化曲线

3.2.2 计算结果

计算结果见表2。

表2 典型工况凝汽器瞬态计算结果表

工况1：机组夏季工况运行(凝汽器背压7.8 kPa)，2台循环水泵失电停运，凝汽器压力升高到30 kPa时跳机，同时达到凝汽器故障定值，触发跳堆。凝汽器压力上升到60 kPa时凝汽器不可用。

工况2：机组夏季工况运行(凝汽器背压7.8 kPa)，2台循环水泵失电停运，2 s后发出“凝汽器故障”信号，触发跳机、跳堆。凝汽器压力达到60 kPa时发出“凝汽器不可用”信号。

工况3：凝汽器真空破坏阀意外打开，凝汽器压力升高到30 kPa触发跳机，压力上升到41 kPa时循环水泵失电，2 s之后，凝汽器压力达到50 kPa，发出“凝汽器故障”信号，触发跳堆，旁路蒸汽持续排放12 s之后，发出“凝汽器不可用”信号。

3.3 结果分析

(1) 根据循环水泵瞬态流量特性、凝汽器结构特性、堆-机运行控制方式等实际情况，循环水泵失电停泵信号必须作为触发凝汽器故障信号条件之一，以保证某些工况下核岛对常规岛凝汽器排放时间要求。

(2) 凝汽器故障压力定值提高到50 kPa，同时满足核岛反应堆紧急停堆后持续往凝汽器排放12 s要求条件，技术上可行。

3.4 优化方案风险分析及选择

计算工况3结果可知：极端工况下凝汽器瞬间压力峰值达到81 kPa，对应饱和蒸汽温度约为94 ℃。根据汽轮机供应商提供的技术文件，当凝汽器排汽温度达90 ℃时进行喷淋，当达到110 ℃时触发跳机。由此可见，采取提高凝汽器压力定值解决方案对汽轮机低压缸、凝汽器设备安全运行风险可接受。优化后的凝汽器故障、凝汽器不可用逻辑设计方案见图8。

图8 凝汽器故障、不可用优化设计方案

4 结语

(1) 凝汽器故障、不可用信号逻辑合理设计对CPR1000堆型核电站反应堆、汽轮发电机组安全可靠、经济运行有十分重要的影响。

(2) 循环水泵停泵流量变化对凝汽器真空影响显著，凝汽器故障、凝汽器不可用逻辑设计中，需要结合具体项目循环水泵瞬态流量进行凝汽器瞬态计算，以确定是否采用停泵信号作为触发凝汽器故障条件之一。

(3) 为了最大程度保护汽轮机低压缸和凝汽器本体设备，紧急情况下，0%～100%额定转速下有条件破坏真空停机运行策略技术上可行。在CPR1000堆型核电厂中，还需要综合考虑对反应堆安全方面的影响。

致谢：非常感谢中广核工程有限公司调试部门提供的调试数据，阳江核电有限公司提供的分析参考资料。

[1] 姜成仁, 丁佳鹏. 核电厂凝汽器故障信号定值的计算与分析[J]. 核动力工程, 2009, 30(增刊): 39-44.

[2] 广东核电培训中心. 900 MW压水堆核电站系统与设备(上册)[M]. 北京: 原子能出版社, 2007.

[3] 种道彤, 刘继平, 严俊杰, 等. 漏空气对凝汽器传热性能影响的实验研究[J]. 中国电机工程学报, 2005, 25(4): 152-157.

[4] 干昌琦, 田鹤年. 凝气器漏入空气量的计算与试验研究[J]. 电站辅机, 2003(3): 46-50.

[5] 陈晓珊, 张卫会. 考虑空气量影响时蒸汽凝结放热系数的计算方法分析[J]. 汽轮机技术, 2002, 44(6): 333-335.

[6] 杨世铭, 陶文铨. 传热学[M]. 北京: 高等教育出版社, 1998.

Analysis on the Setting of Condenser Malfunction Setpoint in Nuclear Power Station

Huang Meihua, Su Hong

(China Nuclear Power Design Co., Ltd., (Shenzhen), Shenzhen 518172, Guangdong Province, China)

During the commissioning of a certain nuclear power station, the condenser malfunction is activated due to unreasonable setting of the condenser pressure setpoint. The causes were fully analyzed from the aspects of nuclear/conventional island design as well as relevant I&C specialties. Based on the heat-transfer principle and required software, detailed calculation and risk judgment were carried out, and subsequently an optimal design scheme was proposed, which can effectively improve the operation safety and economic performance of relevant nuclear power reactors and steam turbines.

condenser; malfunction; pressure setpoint; design optimization

2016-04-25；

2016-05-24

黄美华(1973—)，男，高级工程师，主要从事核电厂常规岛系统设计与设备选型，设计管理工作。

E-mail: huangmeihua@cgnpc.com.cn

TK264.1

A

1671-086X(2017)01-0043-05