汽輪機接口設計的研究范文

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摘要:

針對核電廠反應堆和汽輪機接口設置不合理可能引發反應堆跳堆的問題，通過對反應堆、汽輪機保護及二者之間的接口進行研究，提出對凝汽器故障壓力限值進行優化改進，可有效解決真空破壞閥自動打開導致“凝汽器故障”并產生誤跳堆風險等問題。同時維持凝汽器真空破壞閥原始設計，最大限度地保證汽輪機安全可靠運行，提高核島反應堆可用性，為整個核電廠安全、經濟可靠運行提供了技術保障。

關鍵詞:

核電廠；常規島；核島；反應堆；汽輪機；接口優化；保護系統；自動控制；故障

為規范常規島汽輪機和核島之間儀控接口，電力標準《DL/T5423－2009，核電廠常規島儀表與控制系統》明確要求［1］:常規島與核島間儀控接口信號的形式和數量應滿足核電機組啟動、停止、正常運行、異常及事故工況監視和控制要求。核島和常規島間根據具體工程設置下列信號:(1)汽輪機保護狀態信號;(2)凝汽器故障保護和凝汽器可用信號;(3)給水泵和汽輪機旁路系統狀態反饋信號;(4)汽輪機實發功率和功率控制信號;(5)汽輪機頻率控制和負荷限制信號;(6)汽輪機流量限制信號;(7)發電機功率信號;(8)電網接入信號;(9)汽輪機壓力模式或負荷限制信號;(10)汽輪機快速降負荷信號。在核電廠調試運行期間，曾突發汽輪機1號瓦振動高導致跳機，之后連鎖真空破壞閥自動打開，凝汽器壓力快速上升，以至產生凝汽器故障;在產生凝汽器故障信號和反應堆核功率大于10%Pn(P10信號)的情況下，將導致反應堆跳堆，嚴重影響核電廠運行安全、可用性及經濟性。本文對反應堆和汽輪機之間的接口進行研究和改進，以滿足DL_T_5423標準的要求，確保核電廠的安全可靠運行。

1反應堆和汽輪機保護

1．1反應堆保護當產生汽輪發電機組軸瓦溫度嚴重、軸瓦振動嚴重、油路異常等工況時將觸發汽輪機跳機信號，自動打開真空破壞閥破壞真空以縮短汽輪機惰走時間。同時，為了降低鼓風效應對低壓缸末級葉片的影響，并考慮核島蒸汽旁路排放功能需求，控制系統需將凝汽器壓力控制在一定范圍，即真空破壞閥開啟后凝汽器壓力升高到一定限值后將自動關閉。在真空破壞閥打開后，由于空氣進入導致凝汽器換熱系數降低，壓力快速上升。根據汽輪機旁路系統(GCT)設計要求，凝汽器壓力在達到30kPaabs時將觸發凝汽器故障，在某些情況下可能導致凝汽器壓力升高較快并觸發不可用信號，不能保證核島旁路蒸汽足夠的排放時間，從而可能造成核電廠一回路超壓，影響反應堆安全。同時，根據核島反應堆保護要求，當產生汽輪機跳機C8信號、凝汽器故障、反應堆核功率大于10%Pn的P10信號時，反應堆保護系統將動作使反應堆跳堆。

1．2汽輪機保護從汽輪機安全角度考慮，當產生如下兩種情形之一時，必須自動打開真空破壞閥，破壞真空，以便快速提高汽輪機背壓，確保汽輪機在軸系出現問題時可以盡快降低轉速。(1)當GGR油系統供油不足或發生火災;(2)軸瓦振動高，或軸瓦溫度高引發汽輪機跳機。真空破壞閥打開后，必須按照一定規律自動關閉和打開，使背壓能受控地增加;避免在汽輪機高轉速的情況下凝汽器壓力升高過快，導致低壓缸末級葉片產生鼓風效應，損傷葉片。

1．2．1真空破壞閥的開啟和關閉式中:P為凝汽器壓力，kPaabs;n為汽輪機轉速，r/min;134．5和168．1來自于末級葉片尺寸要求的限制參數。

1．2．2對于真空破壞閥的允許打開條件(1)當0＜n＜1176r/min時，如果P＜35kPaabs，真空破壞閥允許打開;

1．2．3對于真空破壞閥的保護關閉條件(1)當0＜n＜1159r/min時，如果P＞45kPaabs，真空破壞閥保護關閉;圖3表示在軸瓦振動高導致跳機后凝汽器壓力、汽輪機轉速的變化趨勢。真空破壞閥的可控打開和關閉維持凝汽器壓力在45kPaabs附近。據1．1節知，在凝汽器壓力升高的過程中，如果壓力高于凝汽器故障的限值(30kPaabs)，同時反應堆功率高于10%Pn，將連鎖反應堆跳堆。從反應堆保護和汽輪機保護角度考慮，二者存在矛盾，有必要對軸系或油路異常導致凝汽器故障、并連鎖反應堆保護的接口進行優化和改進。

2改進措施

2．1修改現有凝汽器故障信號的產生邏輯當觸發C8跳機信號的同時，打開真空破壞閥，閉鎖凝汽器壓力超過30kPaabs，產生凝汽器故障信號邏輯。凝汽器故障信號邏輯修改示意圖如圖4所示。當軸系或油路異常導致跳機時，可以正常打開真空破壞閥，縮短汽輪機惰走時間，保護汽輪機本體設備。同時，在閉鎖情況下產生凝汽器故障信號邏輯，降低了誤跳堆風險。但該措施存在如下風險。(1)直接修改凝汽器故障邏輯，對反應堆保護影響很大，對核安全產生不利影響，從核安全角度考慮不可接受。(2)正常運行期間，如果汽輪機跳機并打開真空破壞閥，凝汽器壓力大于30kPaabs觸發跳堆的邏輯將被閉鎖，反應堆依照最終功率整定值維持30%Pn。如果凝汽器壓力繼續上升到60kPaabs，將直接閉鎖GCT-c排放，二回路失去排熱能力。此時，反應堆功率為30%Pn，但GCT-a排放能力只有15%，一、二回路可能超壓。

2．2修改真空破壞閥自動控制邏輯取消在軸系或油路異常后自動開啟真空破壞閥的邏輯，由操縱員手動打開或關閉。該措施可避免真空破壞閥自動開啟帶來的誤跳堆風險，但操縱員在汽輪機跳機后需要快速判斷是否開啟真空破壞閥，有損壞汽輪機本體設備的風險。

2．3修改凝汽器故障壓力限值在真空破壞閥自動打開的停機過程中，真空破壞閥通過不停地自動關閉和打開維持凝汽器在某個壓力范圍。據圖2可知，壓力上限為45kPaabs，此時已產生凝汽器故障信號。計算結果表明，當真空破壞閥打開后，凝汽器壓力維持在45kPaabs時，凝汽器總換熱系數僅為正常值的27．9%。現將凝汽器故障壓力定值由原來的30kPaabs提高到50kPaabs，這個值在凝汽器真空破壞閥保護關閉壓力區域。基于上述凝汽器換熱系數分析，真空破壞閥打開，空氣進入凝汽器，真空破壞閥在凝汽器壓力為45kPaabs時關閉，此時機組已跳機，由于跳機后一、二回路功率不平衡，核島通過汽輪機旁路系統向凝汽器排放蒸汽。循環水泵全部跳機2s后觸發凝汽器故障信號跳堆，此時凝汽器壓力將升至50kPaabs，跳堆12s后(此時凝汽器壓力為69．6kPaabs)閉鎖旁路蒸汽。閉鎖旁路蒸汽信號發出后，由于旁路閥關閉用時5s，旁路閥關閉過程中還有部分旁路蒸汽會進入凝汽器，因此凝汽器壓力會持續升高，峰值達到81kPaabs，壓力超過凝汽器本體設計允許值75kPaabs約4．7s。該值在凝汽器本身所能承受的壓力強度范圍之內。在凝汽器最惡劣工況下，凝汽器壓力變化計算結果如圖5所示。(1)根據核電廠循環水泵瞬態流量特性、凝汽器結構特性、堆機運行控制方式等實際情況，循環水泵失電停泵信號必須作為觸發凝汽器故障信號條件之一，以保證某些工況下核島對常規島凝汽器排放時間要求。(2)當凝汽器故障壓力定值為30kPaabs時，核電廠中凝汽器真空破壞閥在打開情況下可能導致誤跳堆事故。(3)當凝汽器故障壓力定值提高到50kPaabs，凝汽器不可用壓力定值提高到75kPaabs時，考慮空氣進入凝汽器壓力的影響，事故工況下，能滿足核島緊急停堆對凝汽器蒸汽排放時間要求，但是凝汽器壓力峰值比較高，可能帶來凝汽器和低壓缸末級葉片的安全運行風險。(4)當凝汽器故障壓力定值提高到50kPaabs，凝汽器不可用壓力定值維持60kPaabs，同時核島反應堆緊急停堆后持續往凝汽器排放12s要求滿足的情況下，事故工況下凝汽器壓力峰值相對較低、持續時間較短。在滿足反應堆緊急停堆向凝汽器排放蒸汽時間要求情況下，可最大程度保護汽輪機設備安全。根據上述分析，對最惡劣情況，凝汽器瞬間壓力峰值以及持續時間，汽輪機、凝汽器最終核算確認此工況下可接受。因此，凝汽器故障優化設計方案最終采取提高壓力定值，由原來的30kPaabs提高到50kPaabs。實施后效果如下。(1)保證汽輪機安全緊急停機。凝汽器故障壓力定值優化設計，保留了汽輪機廠對凝汽器真空破壞閥控制邏輯，保證機組緊急停機需要，最大程度地保證汽輪機某些工況下的安全緊急停機需要，防止事故擴大。(2)避免不必要的反應堆緊急停堆。凝汽器故障壓力定值優化設計，同時避免了因汽輪發電機組軸系瓦溫、瓦振參數中任意一個或以上觸發跳機跳堆風險，提高了安全性。(3)經濟性。誤跳堆一次，重新啟動機組與避免跳堆直接啟動機組相比，約多耗時3D時間，該項設計改進可避免一次誤跳堆造成的發電損失。從保證汽輪發電機組運行的安全性與可靠性、避免核島反應堆不必要的跳堆、采用最低工程改進成本等角度綜合考慮，修改凝汽器故障壓力限值的措施最為有效。

3結束語

通過研究對凝汽器壓力限值，妥善解決了核電廠在運期間所產生的凝汽器故障信號設置不合理可能導致跳機、跳堆的問題，從而使系統的設計完全滿足標準《DL_T_5423，核電廠常規島儀表與控制系統》要求，即常規島與核島間儀控接口信號的形式和數量應滿足核電機組啟動、停止、正常運行、異常及事故工況監視和控制要求。

參考文獻

［1］DL/T5423－2009核電廠常規島儀表與控制系統［S］．2009．

［2］廣東核電培訓中心．900MW壓水堆核電站系統與設備［M］．北京:原子能出版社，2007．

作者：王旭峰 張沖 單位：深圳中廣核工程設計有限公司