司 锐, 黄美华
(深圳中广核工程设计有限公司, 广东深圳 518000)
蒸汽发生器蒸汽压力变化下汽轮机限负荷参数定值分析计算
司 锐, 黄美华
(深圳中广核工程设计有限公司, 广东深圳 518000)
综合考虑反应堆超功率限制条件和汽轮机安全可靠运行因素,提出在蒸汽发生器出口蒸汽压力持续下降情况下,汽轮机限负荷参数定值分析计算方法,结合某电厂运行数据,利用Excel软件进行模拟计算,经实际验证结果良好。
核电站; 汽轮机; 限负荷参数; 堆芯功率; 蒸汽压力
随着国内压水堆CPR1000堆型投产机组运行堆年的增长,蒸汽发生器出口主蒸汽压力出现持续下降趋势,这种现象在国内外核电厂均普遍存在。由于该参数变化与一回路水力特性、蒸汽发生器结构特性、热力性能以及二回路水质,乃至一、二回路及其相关设备材料(存在溶解、化学反应产物进入水循环,并在蒸汽发生器内形成水垢的可能)有关,对于蒸汽发生器出口蒸汽压力随运行堆年变化机理和原因,目前国内外尚在研究分析中。在此背景下,电厂运行初期设置的汽轮机限负荷参数定值已不能满足日常运行要求,为保证电厂安全稳定运行,有必要对汽轮机限负荷参数定值进行重新分析计算。笔者通过对某在役电厂运行数据进行分析,综合考虑反应堆超功率限制条件和汽轮机安全可靠运行因素,总结出了在蒸汽发生器出口蒸汽压力持续下降情况下,汽轮机限负荷参数定值分析计算方法。
CPR1000堆型核电厂中,汽轮机设置两个限负荷参数,即蒸汽需求量(SD)和汽轮机进汽压力,用于防止反应堆堆芯热功率超过限值。SD是汽轮机调节系统中表征汽轮机在某功率下所需要的计算蒸汽流量,用于汽轮机进汽调节阀和隔离阀的开度控制,为动态值。SD值是汽轮机调节系统经一系列逻辑运算得到的百分数,主要计算基数为操作员输入的目标功率(MW)与额定功率(100%TMCR)之比,在闭环控制模式下加上机组实际功率与目标功率偏差相对变化量(百分数),同时加上频率偏差引起的功率补偿计算出的蒸汽流量百分比。该参数与主蒸汽压力、汽轮机热力特性、调节系统逻辑组态中的转化函数(含曲线拟合公式)、逻辑图中主调节阀组态特征曲线等有关。汽轮机进汽压力指第一压力级前蒸汽压力,或称高压缸入口蒸汽压力,也可以称为主调节阀阀后蒸汽压力。机组商运前,这两个限负荷参数定值由汽轮发电机组供应商根据理论计算预置。机组商运后,需要根据机组实际运行参数进行核算,重新设置,以满足相关运行程序要求。核电汽轮机限负荷参数定值计算在相关文献有介绍[1],根据运行经验,蒸汽发生器出口蒸汽压力在0~0.05 MPa,该计算方法能满足要求,但不能适用于主蒸汽压力变化超过0.1 MPa的情况。笔者根据某电厂1号机组主蒸汽压力变化大的特点和汽轮机高压调节阀组态特性,提出了新的汽轮机限负荷参数计算原则和方法,并成功应用于该电厂1号机组,验证结果良好。
某电厂汽轮机高压调节阀特性曲线见图1。
图1 高压调节阀流量VS开度曲线
根据调节阀通流计算公式可知:当调节阀前后压差减小,同样流量下,调节阀开度增大。因此,蒸发器出口主蒸汽压力降低、汽轮机性能不变情况下,相同功率平台下,调节阀开度增大。当主蒸汽压力降低到一定程度下,调节阀将进入不稳定区域,对汽轮机限负荷参数计算带来偏差,同时,汽轮机蒸汽进汽流量(调节阀通流量)与阀位线性关联性发生变化,从而使原拟合计算方法不能适用。
3.1 汽轮机限负荷定值设计改进要求
3.1.1 限负荷定值设置原则
(1) 满足核电站核岛运行安全要求:确保二回路汽轮机及相关回热系统设备故障情况下,一回路堆芯热功率不超设计功率的102%(即102%Pn)[1]。
(2) 在限负荷参数以下,确保汽轮机相关设备运行安全可靠。
(3) 最大限度提高核电站经济效益:限负荷参数定值不能过低,最大保证汽轮机各种工况下可达到最大合理功率[1]。
3.1.2 分析计算参数选用原则
(1) 数据真实性:堆-机稳定运行,各系统运行参数稳定,一回路和二回路热功率平衡。数据的采集,应取某个时间段内(如0.5~1 h)参数的平均值作为工况点参数,禁止采取瞬态数据[1]。
(2) 数据代表性:应采用机组在高负荷运行区域的稳态参数。因蒸汽发生器出口主蒸汽压力随负荷增高而降低,会影响SD计算值,建议在(95%~100%)Pn功率区间选用数据,(75%~95%)Pn功率参数做参考。
3.1.3 数据处理
某在役机组运行数据见表1。
表1 运行数据
(1) 真实性:由于参数测量仪表设备、元器件测量精度等方面原因,会存在测量误差、发生异常情况,同时机组运行实际工艺参数发生波动、流场压力场变化等原因,会导致读取的参数失真,需剔除或进行修正。
(2) 整理:根据采集的数据进行坏点剔除或者误差修正后,根据拟采用的数据计算模型按一定规律进行整理。
3.2 汽轮机限负荷参数定值计算方法改进
3.2.1 建立计算模型
数学模型包括线性、多项式、数幂等。一般来说,SD、压力参数与核岛热功率在一定范围内成线性关系;除非主蒸汽压力变化比较大,可能出现多项式或n次方的情况。
汽轮发电机组的“蒸汽需求量随机组出力曲线”及“进汽压力随机组出力曲线”实际运行数据见图2、图3。
图2 汽轮机蒸汽需求量随机组出力的变化
图3 汽轮机蒸汽进汽压力随机组出力的变化
通过图2和图3可知:在一定条件下,机组在高负荷区间运行,机组出力和蒸汽流量、进汽压力线性变化程度高,适合采用线性数学模型进行建模、计算和分析。
3.2.2 拟合计算
可利用Excel强大的数据处理、拟合功能;也可以采用回归方程进行手工计算。求出核岛热功率与SD、压力的函数关系式。
根据表1数据,采用线性关系拟合求出汽轮机蒸汽相对需求量、进汽压力和核岛热功率之间关系。
蒸汽需求量Y与核岛热功率X关系:
Y=0.041 9X-16.227
(1)
式中:Y表示汽轮机蒸汽需求量,%;X为核岛热功率,MW。
汽轮机进汽压力Z与核岛热功率X关系式:
Z=0.002 7X-1.600 9
(2)
式中:Z为汽轮机高压缸相对进汽压力,%,由汽轮机调节系统逻辑组态设定的转换公式(p-0.2)/6.08计算得出,其中p为实测高压缸进汽压力值MPa(A),0.2 MPa(A)为汽轮机空载(额定转速)对应的理论进汽压力值,6.08 MPa(A)为100%TMCR下进汽设计压力值;X为核岛热功率,MW。
表征机组出力参数的汽轮机蒸汽需求量、汽轮机高压缸进汽压力若采用百分比来表示,理论上同一功率平台对应数值应相等。实际运行中,蒸汽需求量是DCS动态计算调节参数,受到仪表设备特性、电网频率变化等因素影响;而汽轮机进汽压力值受主调节阀机械特性、实际组态等因素影响,导致两者会出现数值偏差,但两者趋势变化相同。从表1、图2和图3中机组运行参数及拟合曲线来看,充分体现出这两点特性。
3.2.3 限值选择
(1) 核岛安全性要求。
无法精确测量核电厂堆芯热功率,通常通过测量蒸汽发生器交换热量来计算核岛热功率。在核电厂堆-机调节和控制运行策略中,采用蒸汽发生器热功率表征核功率,其计算大致如下:
堆芯热功率102%Pn对应的蒸汽发生器输出热功率(即最大限值)为
2 895 MW×102%+10 MW=2 963 MW
其中,10 MW为核岛一回路主泵热功率。
实际上需要根据运行人员能力、运营管理水平、机组性能综合考虑一定余量,一般按2 940~2 950 MW蒸汽发生器输出功率进行设置SD、压力限值。
经过对机组商运以来的运行数据进行整理、计算和综合分析,汽轮机第一级前压力和蒸汽需求量(SD)限值设置见表2。
表2 汽轮机进汽压力限值和蒸汽需求量(SD)限值设置
可见,由于1号机组运行在汽轮机主调节阀不稳定区附近,通过运行数据拟合公式外延计算出的SD限值已经明显超过汽轮机主汽阀全开工况下最大值107%(某在役机组参数)。
(2) 汽轮机运行要求。
根据主汽阀全开工况下,SD最大值为107%,对应VWO工况核功率2 984 MW,利用表3数据进行差值运算,得出蒸汽需求量Y与核岛热功率X关系:
Y=0.025X+32.4
(3)
表3 运算数据
经过计算的SD限值见表4。
表4 计算结果
(3) 主汽阀设备稳定性要求。
主调节阀开度与蒸汽需求量的关系见图4。
图4 汽轮机蒸汽需求量随主汽阀阀门开度的变化
根据逻辑组态,当主调节阀开度在58%~62%和66%~70%时,斜率(阀位变化量/SD变化量)为8∶1,即SD微量扰动时,调节阀会出现比较大的阀位变化,调节阀工作不稳定。
考虑100%功率正常运行SD值已超过104%,在此仅需考虑主调节阀开度不要在66%~70%长时间运行。根据逻辑组态设定,66%阀门开度对应SD值为105.5%,根据拟合曲线此时核功率为2 905 MW。
根据机组运行数据,汽轮机进汽压力限值和蒸汽需求量(SD)限值设置见表5。
表5 限值设置 %
考虑汽轮机主蒸汽调节阀稳定,机组运行安全,建议机组按105.5%设置蒸汽需求量(SD)限值,按101.0%设置汽轮机进汽压力限值。
随着核电站运行年限的增加,核电站主设备性能、热力性能下降,一般的方法对汽轮机限负荷参数定值设置进行计算的结果已不能满足机组运行稳定性的要求,需要综合考虑核岛的运行限制、汽轮机运行和主汽阀设备稳定性等方面的要求。汽轮机限负荷参数定值设置,即汽轮机蒸汽需求量限值、进汽压力限值,需根据机组运行情况定期进行校核、修正。笔者所述方法适用于机组运行1年后,蒸汽发生器出口主蒸汽参数下降的在役核电机组限负荷参数计算。
[1] 黄美华, 李平洋. 核电站汽轮机限负荷参数定值设置研究分析[J]. 发电设备, 2015, 29(6): 423-427.
Analysis and calculation on Load Limit of a Steam Turbine at Varying Outlet Pressures of the Steam Generator
Si Rui, Huang Meihua
(China Nuclear Power Design Co., Ltd., (Shenzhen), Shenzhen 518000, Guangdong Province, China)
By comprehensively considering the overpower restriction and the security of a steam turbine, an analysis and calculation method was proposed for the setting of its load limit in the case of continuous decline of the steam generator outlet pressure. Based on the operation data of a power plant, simulated calculation was conducted, and the results were proved to be accurate.
nuclear power plant; steam turbine; load limit; core power; steam pressure
2016-07-18;
2016-08-24
司 锐(1985—),男,工程师,从事常规岛汽轮发电机组设计管理工作。E-mail: si_rui@cgnpc.com.cn
TL331
A
1671-086X(2017)03-0181-04