摘要：AP1000的核电站在额定功率的运行时，采取三台33%容量的电动泵来给水，没有备用泵。经过对70%与100%额定功率的平台蒸汽流量以及给水流量实施稳态平衡的计算，并且验证一台泵在跳闸以后，有两台泵可以保证电站70%的额定功率工作。同时分析了CENTS的程序建立，得出在这个瞬态下不需要迅速降低功率。
关键词：AP1000核电站；额定功率；单台给水泵；跳闸瞬态
1.前言
在核电站的主给水体系中，主要由蒸汽发生器（steam generator，SG）来提供给水，以确保电厂安全性与正常运行。在水系统出现各类危险的工况时，会影响到蒸汽发生器安全运行，继而影响到核电站反应堆与核岛回路，甚至于会引发反应堆跳堆。经模拟分析额定功率的运行过程中，给水泵具有跳闸的瞬态工况，能够获取瞬态时机组给水压力与流量等参数，以便对瞬态下电站运行安全性进行分析。
2.分析单台给水泵组的跳闸瞬态
2.1分析瞬态以后给水泵组的工况变化
在核电站正常运行的过程中，AP1000中主给水的控制阀主要采取三冲量的控制体系，主要把蒸汽发生器液位当作输入的信号，主要是通过改变阀门的开度，使蒸汽流量与给水流量相匹配，确保在特定的范围内蒸汽发生器液位可以浮动，通常主给水的调节阀中三冲量的控制体系从图一中可以看出。
在图二中，三台给水泵在额定功率下运行时，泵工作点主要是A点。当一台泵出现跳闸以后，泵具体工作点会从A点转移到B点，伴随给水的流量减小，当比蒸汽流量小时，蒸汽发生器水位会不断下降。经三冲量的调节，能够增大给水流量的调节阀实际开度，降低节流的阻力，减小运行时给水泵的出口背压，加大给水的总量，对蒸汽发生器液位下降进行缓和，而运行泵工作点会从B点转向C点。C点位置两台运行泵水量比额定的给水量大，产生给水泵流量最大的工况点。伴随给水流量提高、反应堆的功率与汽轮机的功率减小，蒸汽的发生率逐渐回升，可降低给水的调节阀实际开度，确保蒸水量的平衡，其运行泵工作点逐渐从C点转到D点，使得汽轮机的功率、给水实际流量、反应堆的功率以及蒸汽流量达到新平衡点[1]。
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2.2.1 70%的额定功率情况
主蒸汽的流量与主给水是5115t/h，而给水泵的出口温度是167摄氏度，泵出口的压力时6.5兆帕，密度是904.5kg/m3，在计算以后得出每一台给水泵所提供流量最大值是2623t/h。两台给水泵所提供流量最大值是5246t/h，也就是两台给水泵符合70%的额定功率主给水的流量5115t/h要求[2]。
2.2.2 100%的额定功率情况
主蒸汽的流量与主给水是6799t/h，泵出口的温度时179摄氏度，其压力时6.5兆帕，给水的密度是892kg/m3，在计算以后得出每一台给水泵所能提高流量最大值是2588t/h。三台给水泵所能提供能量最大值是7762t/h，裕量为14.2%。
2.3分析CENTS的模型中仿真数据
2.3.1 CENTS的程序概况
CENTS的程序能够用来对控制系统的响应与核电站的蒸汽供应体系进行模拟，能够对核电站异常或是正常工况下设备与系统响应参数进行计算。CENTS的程序非均匀以及非平衡模型，在两相与单相流体的分析中比较适用，主要包含自然对流与强迫对流等，程序能够对操作员的动态与各类故障进行模拟，例如：主蒸汽的管道破损、稳态的运行以及功率变化等，同时可以模拟系统与设备所致故障。
2.3.2分析模拟的结果
在工厂集成的测试过程中，实施Baseline 7型核电站的控制体系逻辑功能的试验时，通过CENTS的模型对100%的额定功率进行仿真，如果丧失一台给水泵时，按照测试的报告进行分析，具体如下：
在66秒时，给水泵出现跳闸，触动C-20的信号，换句话说，在核功率比较高时，给水泵出现跳闸，经Runback的功能可以维持汽机的200%Pe/min运行功率，在12秒以内会下降到70%。
在66秒时反应堆的功率控制体系会下插控制的棒组，在208秒时，功率会下降80%，在251秒时，功率会下降78%，在407秒时为70%，能匹配汽轮机的功率[3]。
在给水泵发生跳闸以后，会升高蒸汽的母管压力，在70秒时，蒸汽旁路的排放系统会产生动作，在79秒时打开旁排阀，在80秒时，会失去旁排阀信号。
在70秒时由于蒸汽旁路的排放系统开始动作，蒸汽发生器出现虚假的水位，蒸汽发生器窄量程液在251秒时，会降到35%，即正常的液位，比停堆液位的21%高，这时候主蒸汽的流量和主给水的流量实现平衡。因为核功率不断降低，会降低蒸汽流量，蒸汽发生器的液位会渐渐上升，然后在58%左右稳定。
在一台泵停运以后，会减少给水的流量，降低蒸汽发生器传热量，这会致使反应堆的冷却剂温度上升。到达136秒时，达到最高的温度，即304摄氏度，而伴随蒸汽流量与给水流量增加，使得冷却剂的温度开始降低，然后在298摄氏度左右稳定。
在这种瞬态下汽轮机的负荷开始降低，会降低蒸汽流量，使得蒸汽发生器传热量骤减，使得反应堆的冷却剂温度上升，在143秒的时候，温度趋于正常，并且有53.3%的液位到达正常的液位，但是比71%停堆的高液位低。而后因为反应堆的冷却剂温度下降，使得稳压器的液位下降，到42%时接近稳定。
2.4分析逻辑连锁与模拟机的验证结果
为了对出厂试验的报告结论进行验证，于模拟机上对工况瞬态进行验证时，得出机组监测状态为：在第三秒设置主给水泵跳闸，在12秒以内汽机功率可以下降到70%额定的功率；反应堆的控制系统在13秒下插控制的棒组，148秒核功率是80%，268秒核功率是70%；蒸汽发生器窄量程液在128秒时下降到最低的液位，是正常液位的40%，伴随液位逐渐回升，正常液位在57%稳定；在失去了一台主给水泵以后，另外两台给水泵的流量为82%。
按照模拟机的验证结果与逻辑连锁的分析，于额定功率的工况下丧失一台给水泵，不需要迅速进行降功率的动作，蒸汽旁排系统和反应堆的功率自控可以把一回路温度平均值维持于允许的范围中，这期间不会出现蒸汽发生器的窄量程液位低跳堆情况，裕量比较大。因为模拟机的模型比较理想化，没有考虑到外界扰动的因素影响，所以在预运行的试验过程中，要验证与测量给水泵的出口流量。
3.结论
综上，本次经对蒸汽流量与给水流量稳态的计算，对AP1000的核电站中额定功率单台给水泵的跳闸瞬态进行验证，同时分析CENTS的模拟结果，对电厂功率由100%降到70%过程进行验证，没有出现因蒸汽发生器的窄量程液位低信号而跳堆的情况。
参考文献：
[1]习磊朋，左元杰，宋心东.二回路主给水泵驱动方式对核电站经济性影响[J].城市建设理论研究（电子版），2016，06（08）：6879-6880.
[2]李翔，姚水永，张彦.核电站电动给水泵转速控制系统建模与仿真[J].控制工程，2015，22（03）：569-575.
[3]薛阳，杨雪莹，冯建彪.基于PSO算法的核电站主给水泵转速控制系统的优化与仿真[J].上海电力学院学报，2014，30（04）：303-305，310.
论文作者:代子星
论文发表刊物:《电力设备》2017年第10期
论文发表时间:2017/8/8
标签：蒸汽论文; 功率论文; 流量论文; 给水泵论文; 发生器论文; 核电站论文; 液位论文; 《电力设备》2017年第10期论文;