李国宝
(中核辽宁核电有限公司,辽宁 兴城 125100)
压水堆核电厂一回路是一个封闭系统,在机组运行中发生的种种瞬态,如果反应堆产生的功率和蒸汽发生器输出功率之间产生不平衡,将会使主系统的水温产生变化,使回路中和反应堆内的水热胀冷缩,从而一回路压力变化。为了避免一回路压力失控,设置了稳压器。
稳压器是压水堆核电站一回路的主要设备,起着控制一回路压力、防止一回路超压以及补偿一回路水容积变化的重要作用。在稳态运行时,稳压器维持一回路压力稳定在整定值附近;在正常功率变化及运行瞬态期间,稳压器将一回路的压力控制在允许范围以内,以保证反应堆安全,避免发生紧急停堆事件,也不会使稳压器安全阀动作。
三代非能动核电站的稳压器是一个包括上、下两个半球形封头的圆筒状容器。它采用碳钢材料制造,并在与一回路冷却剂接触的内表面上堆焊奥氏体不锈钢。在稳压器的顶部有一个喷淋管嘴和两个与安全阀和ADS 系统阀门相连接的管嘴。喷淋流量通过自动控制的气动阀来调节。喷淋流量来自主泵出口和CVS 辅助喷淋管线。
电加热器安装在下封头上的加热器套管内。加热器套管焊接在下封头上,并可以拆除以进行检查或维修。电加热器分为1 组比例式电加热器和4 组通断式电加热器,比例式功率连续可调,通断式只有投入和停运两种状态。
三代非能动核电站稳压器压力测量共设置4 个安全相关窄量程压力变送器和4 个安全相关宽量程压力变送器,这些仪表属于保护和安全监测系统(PMS),为了防止电厂控制系统(PLS)故障影响保护和安全监测系统,信号进行了单向隔离处理。
4 个窄量程压力仪表测量信号输入PLS 用于稳压器压力控制,同时这四个信号输入PMS,四取二逻辑,在压力超过限值时触发相应报警和保护功能。其压力控制和动作定值如表1 所示:
4 个宽量程压力仪表测量信号输入PMS 用于触发自动卸压系统第四级爆破阀开启,安全壳内换料水箱注射爆破阀开启以及正常余热排出系统热段吸入口隔离阀隔离功能。
在正常运行时,稳压器内下部是处于饱和状态的反应堆冷却剂,上部是饱和蒸汽。稳压器顶部布置有喷淋喷嘴,与一回路冷段相连,当需要降低压力时,喷淋阀开启,冷水通过喷嘴进入稳压器的汽空间,使蒸汽冷凝来降低压力。稳压器底部布置有电加热器,当需要升高压力时,电加热器通电,使稳压器液体加热蒸发,从而使压力升高。
图1 三代非能动稳压器压力控制逻辑
如图1 所示,三代非能动稳压器压力控制接收来自PMS 的稳压器压力信号,经过信号选择器得到压力测量信号,与压力参考值做比较,从而得到压力偏差信号,该偏差信号用来比例式电加热器控制、备用电加热器控制和喷淋阀的开度控制。
比例式电加热器在偏差为-103kPa 至103kPa 之间功率输出线性减小:从100%减小到0%;备用电加热器在偏差为-0.17MPa 时投入,在偏差小于-0.14MPa 时退出;喷淋阀的开度随偏差在0.17MPa 至0.52MPa 之间线性变化。汽机突然甩负荷或者快速降负荷但未引起反应堆停堆时,将产生100%开度信号送至稳压器喷淋阀。另外,为了防止喷淋突然投入造成喷淋喷嘴和波动管线的热瞬态,并保持稳压器与一回路水化学和硼浓度的一致性,三代非能动使用小流量旁路阀来保持连续的喷淋流量。
负荷调节模式下,满负荷运行时,稳压器压力控制策略会有相应变化,操纵员选择一组或两组备用电加热器连续运行,喷淋阀保持部分开启。
相比二代加核电站[2],三代非能动核电站稳压器容积增加了50%,由39.7m3增加到了59.5m3,从而增加了瞬态运行裕量,减少了反应堆非计划停堆次数,减少了安全阀的动作次数。另外由于采用了自动泄压系统,该设计消除了对快动作电动大流量卸压阀的需要,设计取消了原复杂的先导式安全阀,只采用较简单的弹簧加载式安全阀。
稳压器喷淋管线将主喷淋管线与辅助喷淋管线由同一个喷淋管嘴引入稳压器上封头,使得小的连续流即可保证喷淋管嘴不会产生热瞬态,与之相反,二代加电厂的辅助喷淋单独设置,没有连续喷淋流量流过,投入时会对管线产生很大的热冲击。另外,喷淋管线合二为一、三组先导式安全阀由两组自动卸压管线代替减少了稳压器上封头的开孔数,使得稳压器可以保持更好的强度,更大的运行可靠性。
三代非能动核电站化学和容积控制系统不是连续运行使得稳压器液位不能保持在固定的位置,而是在某一个区间内变化,因此对稳压器的压力必然也造成一定的影响。从而导致电加热器或喷淋的频繁启动,对设备的长期运行不利。
当机组处于负荷调节模式时,由于机组负荷受电网频率波动的影响,导致二回路带走的负荷不断变化,一二回路不平衡会导致稳压器压力来回波动,为了防止稳压器喷淋阀频繁启闭,并使之控制较为精细,三代非能动稳压器压力控制把负荷调节模式作为控制信号之一,使喷淋阀始终保持一定的开度,以达到更好的控制一回路压力并保护喷淋阀的目的。
三代非能动稳压器压力控制,从系统结构到程序设计,与二代加核电相比都有很大不同,其结构更加简单,但是控制稍微复杂一些,由于还没有投入运行的三代非能动机组,故其运行的可操作性和可靠性有待在今后的工作中进一步验证。
[1]顾军,主编.三代非能动核电厂系统与设备[M].北京:原子能出版社,2010.
[2]广东核电培训中心,编.900MW 压水堆核电站系统与设备[M].北京:原子能出版社,2005.