压水堆核电厂再热汽温及影响因素分析

闫顺林，赵丹阳，刘小旺

(华北电力大学 能源动力与机械工程学院，河北 保定071003)

0 引言

截至2014 年4 月，全球在役核电机组435台，其中我国核电机组在运21 台，在建28 台，总数量居世界第四，并力争在2020 年核电装机容量达到4 000 万kW，比例达到电力装机总容量的5%以上［1］。随着核电机组的增多，如何确保机组安全经济运行越来越成为一个重要的课题［2，3］。

核电机组的再热蒸汽温度是核电厂重要的监测数据，再热汽温与机组相对内效率、热耗率和汽轮机理想内功率密切相关。目前对核电机组汽温特性的研究并不完善，研究核电机组再热汽温的特性及影响因素，具有非常实际的意义。本文以压水堆核电机组为例，推导了该机组再热汽温的数学模型，并分析了相关影响因素，对核电厂再热汽温的控制具有一定的指导意义。

1 再热汽温模型的建立

1.1 压水堆汽水分离再热器系统

压水堆核电机组是利用低浓缩铀作为核燃料，将裂变能量通过介质传输给蒸汽，从而推动汽轮发电机组发电。核电机组的再热蒸汽系统与传统火电再热系统有着很大不同，因此火电再热蒸汽的数学模型并不适应核电机组的再热系统［4］。

核电机组采用的是汽水分离再热器系统，再热蒸汽是抽取自高压缸排汽，此时的蒸汽湿度已达到12%左右，从而排汽需要先经过汽水分离器以降低蒸汽湿度，从而减少湿蒸汽对汽轮机零部件的腐蚀［5，6］。为了进一步提高核电机组经济性，现代核电汽轮机一般采用二级再热设计。第一级再热的加热蒸汽来自高压缸抽汽，第二级再热的加热蒸汽取自蒸汽发生器产生的新蒸汽。与非再热系统相比，单级再热可使经济性提高1．5%～2%，二级再热可使经济性提高1．8%～2．5%左右［7，8］。

图1 为核电厂汽水分离再热器系统。

图1 汽水分离再热器系统

图1 中，Gmj为高压缸排气流量，kg/s;Gcs为高压缸排气由汽水分离器脱除的水分流量，kg/s;为再热蒸汽的流量，kg/s;，分别为再热蒸汽进出口焓值，J/g;Gs1为高压缸抽汽流量，kg/s ;，分别为高压缸抽汽在第一级再热器进出口的焓值，J/g;Gs2为来自蒸汽发生器的新蒸汽流量，kg/s;，分别为新蒸汽在第二级再热器进出口焓值，J/g。

1.2 再热系统数学模型

根据图1 所示的系统模型，由能量守恒定律得:

为了保证机组安全运行，汽水分离器应去除湿蒸汽中98%的水分，因此引入汽水分离器除水系数，即:

将(1)、(3)式联立可得:

对(4)式两边取对数并求取全微分得:)

引入压力与温度关系式:

将以上各式联立可以得到再热汽温与其各个影响因素的相对变化量的数学模型为:

其中:

式中a 的计算式为:

2 再热蒸汽温度影响因素分析

根据核电再热蒸汽温度与其影响因素的数学关系模型，下面将对各个因素进行定性分析［11］。

从数学模型式(7)可以看出，再热器入口蒸汽焓值与再热汽温呈正相关，当再热蒸汽焓值升高，其他影响因素不变时，由于再热蒸汽的吸热量不变，从而导致再热汽温的升高。

(2)高压缸抽汽量Gs1

高压缸抽汽是再热系统中第一级加热蒸汽，再热汽温与高压缸抽汽量的变化方向一致。在高压缸抽汽焓值、再热蒸汽量与再热蒸汽焓值不变的情况下，随着高压缸抽汽量的增加，再热蒸汽温度也随之升高。

(3)蒸汽发生器的新蒸汽量Gs2

来自蒸汽发生器的新蒸汽是第二级加热蒸汽，由于新蒸汽的参数较高，因此其抽汽量的大小对再热汽温的影响也较大。在其他影响因素不变的情况下，随着新蒸汽量的增加，再热蒸汽的吸热量也随之增加，引起再热汽温的升高。

(6)除水系数αcs

除水系数αcs表示经汽水分离器脱除的再热蒸汽中水分份额，水分脱除的多少直接受再热蒸汽湿度、设备运行状况的影响。当αcs值较大时，即表示饱和蒸汽占比越大，因此在总换热量不变的情况下，再热蒸汽的吸热份额就越大，从而再热蒸汽的温度升高也越多。

(7)高压缸排汽量Gmj

高压缸排汽量Gmj的大小直接决定了再热蒸汽量的多少。高压缸排汽量Gmj增大，即再热蒸汽量增加，若维持其他因素不变，则再热蒸汽总吸热量不变，从而导致再热汽温降低。

(8)运行压力p

运行压力p 主要通过影响高压缸排汽温度来影响再热汽温［12］。运行压力p 越高，蒸汽饱和温度也就越高，对应的蒸汽焓值也就越大，从而做功能力也越强。

3 算例分析

3.1 模型计算

以西屋公司的AP1000 型核电机组为例，运用上述数学模型进行分析计算［13］。可利用多个运行工况来验证该数学模型的合理性及找到各因素对再热汽温的影响程度，决定选取该1 000 MW 机组的100%，75%两种工况进行计算。计算所得各影响因素的相对敏感度如表1 所示，图2表示同一工况下各相对敏感度的条形图。

表1 AP1000 核电机组再热汽温各影响因素系数表

图2 同一负荷下各敏感度绝对值条形图

3.2 结果分析

通过验证对比100%，75%两种工况下计算结果可以发现，相同的影响因素对再热汽温的影响趋势是一致的，表明所推得的数学模型有一定的合理性。根据表1、图2 可以得到如下分析:

(1)从表1 的计算结果可以看出，再热器进口蒸汽焓值、高压缸抽汽量、来自蒸汽发生器的新蒸汽流量、高压缸抽汽比焓降、新蒸汽比焓降、除水系数、运行压力与再热汽温成正相关关系;高压缸排气流量与再热汽温为负相关关系。

(2)再热器进口蒸汽焓值的系数C1最大，比其他影响因素大一个数量级，表明其对再热蒸汽温度影响程度最大。再热器进口蒸汽抽取自高压缸排汽，在实际生产中应提高机组运行水平，使高压缸排汽参数处于合理的水平。C6的值最小，比其他影响系数小1～2 个数量级，这主要是由于汽水分离器的除水效率一般处在10%～12%，同时蒸汽的湿度较小，所以除水前后的蒸汽参数不会发生太大变化，对再热汽温的影响也相对较小。

(3)C2，C3，C4，C5的数值是相同的，说明高压缸抽汽量、新蒸汽流量、高压缸抽汽比焓降、新蒸汽比焓降对再热汽温的影响程度相同。满负荷下，这些扰动量每变化一个单位，再热汽温的相对量变化约0．34 个单位。

4 结论

(1)本文建立并推导了核电机组的再热蒸汽温度与其影响因素的数学模型，分析了各影响因素及其对再热汽温的影响程度，此模型对实际生产具有一定的指导意义。

(2)通过计算100%，75%两种工况下再热汽温影响因素的敏感度系数，得到了不同扰动量对再热汽温的影响程度。两组数据均表明，再热器蒸汽进口焓值对再热汽温影响程度最大，因此在实际运行中应着重注意对进口蒸汽焓的控制。

(3)核电机组一般不参与调峰控制，常以满负荷运行，再热汽温较火电机组相比也更容易控制。目前对核电机组再热汽温数学模型的研究较少，随着我国核电机组的逐年增加，从而对再热汽温控制的研究也会逐渐深入。

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