王曉東，黃 濤

(中國能源建設集團廣東省電力設計研究院，廣州 510663)

對于各種用途的反應堆，最基本的要求是安全。在確保安全的前提下，還要盡可能維持反應堆的經濟性。因此，在核電站設計過程中，需要合理分析一切可能發(fā)生的潛在事故，提出一套科學、嚴謹、完整的方法，用以指導和改進一回路和二回路相關系統(tǒng)的設計。常規(guī)島側主給水系統(tǒng)與核島關聯(lián)密切，全面分析核電站主給水系統(tǒng)的穩(wěn)態(tài)及瞬態(tài)工況，可以得出穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)工況下的壓力、溫度、流量等熱力參數隨時間的變化過程和幅度，為核島的給水控制系統(tǒng)和一回路控制系統(tǒng)的設計與安全分析提供必要的基礎數據。同時也為二回路合理確定主給水系統(tǒng)的設計參數提供依據，從而確保核電站投產后的安全、穩(wěn)定、經濟運行。

1 系統(tǒng)描述

CPR1000核電站主給水系統(tǒng)通常采用3×50%電動調速給水泵，2臺運行1臺備用。除氧器的除氧水經給水泵升壓后，經過并聯(lián)的2列高壓加熱器后合并為1路，通過給水調節(jié)系統(tǒng)進入蒸汽發(fā)生器。主給水系統(tǒng)流程見圖1。

圖1 CPR1000核電站主給水系統(tǒng)流程

2 穩(wěn)態(tài)工況分析

首先，建立主給水系統(tǒng)在額定工況下正常運行時的穩(wěn)態(tài)模型，為瞬態(tài)分析提供基礎。給水系統(tǒng)的范圍從除氧器到蒸汽發(fā)生器，采用Flowmaster軟件建立計算模型。主要設備模型以及計算中所需的重要設置如下:除氧器處于正常水位;給水泵以額定工況下的數據及曲線作為計算輸入;給水控制閥的特性(即壓損對應開度曲線)和開度、時間均輸入到模型中;蒸汽發(fā)生器以水箱組件模擬。

穩(wěn)態(tài)分析時，給水系統(tǒng)各部件按照額定工況設定運行狀態(tài)，目的是為了檢查計算模型中壓力和流量元件的設定與廠家資料、系統(tǒng)參數相比是否合理，從而考察模型中的各組件是否能夠正確地反映主給水系統(tǒng)的運行要求。

3 瞬態(tài)工況分析

經多個工程與核島方的配合經驗，主給水系統(tǒng)瞬態(tài)分析主要包括8種工況(起始的分析時間均為t=0 s)。

a.工況1:給水系統(tǒng)初始正常運行，有1臺正常運行的給水泵在t=10 s時發(fā)生跳泵事件，同時備用泵啟動。為描述方便，對3臺給水泵設定如下:M1為正常運行泵中的1臺，且不會發(fā)生跳泵事件;M2為正常運行泵中的1臺，在瞬態(tài)過程中發(fā)生跳泵事件;M3為備用泵。

在此瞬態(tài)工況中，主要控制泵的邏輯，給水系統(tǒng)計算模型中其他組件相對于穩(wěn)態(tài)工況的設定均假設為不變。M1設置:t=10 s時，速度開始升高，直至升到最高轉速。M2設置:t=10 s時跳泵。M3設置:t=10 s時，收到M2的跳泵信號，備用泵開始啟動。

采用Flowmaster瞬態(tài)計算后得出每臺泵流量隨時間的關系曲線、在給水系統(tǒng)典型節(jié)點處的壓力隨時間的關系曲線。此外，通過工況1的計算，還可以得出，在跳泵和備用泵啟動的瞬態(tài)過程中給水流量相比穩(wěn)態(tài)時的損失，以及通過一臺泵加速另一臺泵啟動并加速到最高轉速的方法，可以得到將跳泵瞬態(tài)過程中損失的流量補充回來的時間。

b.工況2:給水系統(tǒng)初始正常運行，2臺運行的給水泵中的1臺發(fā)生跳泵事件，并且沒有備用泵啟動。給水系統(tǒng)初始正常運行，在t=10 s時，運行中的1臺泵跳閘停運。由于跳泵后備用泵不啟動，給水流量將會減少，機組負荷會隨之降低，經瞬態(tài)分析后得出流量、壓力隨時間的變化曲線。將上述曲線提供給核島設計方，供核島設計方輸入到核島對應瞬態(tài)計算模型中，從而分析在此瞬態(tài)工況下蒸汽發(fā)生器的水位是否能滿足控制要求，以及反應堆功率如何適應調整等。

c.工況3:給水系統(tǒng)初始在80%、90%負荷運行，2臺運行的給水泵中的1臺發(fā)生跳泵事件，并且沒有備用泵啟動。給水系統(tǒng)初始分別在80%、90%負荷狀態(tài)下運行。在t=10 s時，1臺運行的給水泵跳泵，并且無備用泵啟動，另外1臺運行泵升至最高轉速。計算獲取如下曲線:泵轉速和流量隨時間變化、泵后各點壓力隨時間變化、去往每個蒸汽發(fā)生器管路的流量變化、其他典型節(jié)點位置壓力隨時間變化。上述流量曲線均提供給核島方面，核島方面將根據流量與壓力曲線，輸入到核島方面的計算模型中，從而計算得出在此瞬態(tài)工況下是否會發(fā)生跳堆。

d.工況4:給水系統(tǒng)初始正常運行，在t=10 s時，去往1臺蒸汽發(fā)生器的主給水管發(fā)生破裂后給水流量變化。假設斷裂是位于控制閥門組的下游處通往1臺蒸汽發(fā)生器的給水管線上，所有蒸汽發(fā)生器管線上的止回閥作用，并能防止任何的倒流流量。

根據計算分析，得到泵后總管流量隨時間的變化曲線、破口上游管段的給水流量變化曲線以及未發(fā)生雙端斷裂的1條給水管流量變化曲線;通過計算得出任意時段內破口處的給水泄漏量。以上曲線及給水泄漏總量提供給核島，作為核島方面進行此瞬態(tài)安全評估分析的輸入。

e.工況5:給水系統(tǒng)正常運行，在t=0 s時主蒸汽管發(fā)生破裂，蒸汽發(fā)生器內的壓力發(fā)生變化后，導致去蒸汽發(fā)生器的給水流量變化。假定主蒸汽管道破裂后，0 ～10 s，卸壓速率為 0.15 Mpa/s，10 s后卸壓速率為0.06 Mpa/s;0～10 s，卸壓速率為 0.2 Mpa/s，10 s后卸壓速率為 0.06 Mpa/s。t=10 s 時發(fā)生跳泵;除氧器壓力在瞬態(tài)時假定恒定不變;當蒸汽發(fā)生器壓力降至一定量級時，除氧器重力自動注水至蒸汽發(fā)生器;高壓加熱器不隔離。通過計算可以得出:在蒸汽發(fā)生器泄壓率0.15 Mpa/s下，送往主蒸汽管道破裂的對應蒸汽發(fā)生器給水最大可能發(fā)生的流量;在蒸汽發(fā)生器泄壓率0.2 Mpa/s下，輸送到主蒸汽管道破裂的對應蒸汽發(fā)生器給水最大可能發(fā)生的流量。上述數據提供給核島，作為核島方面進行此瞬態(tài)安全評估分析的輸入。

f.工況6:給水系統(tǒng)正常運行，在t=0 s時主蒸汽管發(fā)生破管使蒸汽發(fā)生器內壓力發(fā)生變化，導致去蒸汽發(fā)生器的給水溫度變化。假設在主蒸汽管道破口工況下，主給水流量變化曲線同工況5，對于工況6，按照核島需求，根據工況5中蒸汽發(fā)生器卸壓速率為0.15 Mpa/s(0～10 s)時的給水流量變化來計算給水溫度變化。在t=10 s時跳泵，同時高壓加熱器的抽汽全部隔離。給水流量控制系統(tǒng)(ARE)總管在計算時間內依靠加熱器的給水管束來提供流量，即不同時考慮給水管束破裂等意外工況。根據工況5中的流量和從除氧器到蒸汽發(fā)生器入口不同參數段的容積信息，計算并繪制工況6給水溫度的變化曲線。

g.工況7:給水系統(tǒng)初始正常運行，主控制閥從60%開度到全開后的給水流量變化，具體分蒸汽發(fā)生器不帶負荷與滿負荷2種工況計算。蒸汽發(fā)生器不帶負荷，假設蒸汽發(fā)生器 處于“no load”狀態(tài);1個ARE主路閥門開啟至1，其余閥門均保持關閉;所有的蒸汽發(fā)生器壓力下降速率是0.1 Mpa/s;2臺給水泵均為超速狀態(tài);除氧器壓力保持不變。計算得到不同蒸汽發(fā)生器壓力下，高壓加熱器出口集管的給水流量。蒸汽發(fā)生器滿負荷，假設蒸汽發(fā)生器處于“full load”狀態(tài);1個流量系統(tǒng)主閥保持全開，另外2個流量系統(tǒng)主閥保持60%開度，其余旁路閥均全開狀態(tài);所有的蒸汽發(fā)生器壓力下降速率均為0.0125 Mpa/s;2臺給水泵均為超速狀態(tài);除氧器壓力保持不變。計算得到不同蒸汽發(fā)生器壓力下，高壓加熱器出口集管的給水流量，上述數值是在給水泵的最高轉速情況下的給水流量，即極限流量，屬于保守分析。將以上給水流量均提供給核島設計方，作為核島瞬態(tài)安全評估分析的輸入。

h.工況8:在合同瞬態(tài)(甩負荷至廠用電、停機不停堆、停機停堆)期間的給水溫度變化。計算在合同瞬態(tài)情況下進入到除氧器凝結水的流量;繪制進入除氧器的給水溫度隨時間的變化曲線;計算除氧器內壓力變化曲線;計算在高壓給水系統(tǒng)、高壓加熱器和至蒸汽發(fā)生器的管道介質駐留的瞬態(tài)時間。將計算結果提供給核島方作為下一步分析的輸入。

4 結論

根據CPR1000核電站核島的要求，本文對核島所需要的主給水系統(tǒng)的穩(wěn)態(tài)及瞬態(tài)工況計算平臺、邊界條件、設定方法等進行了總結，據此可以獲得機組在不同瞬態(tài)工況時主給水系統(tǒng)的流量和壓力等參數的變化情況，這些數據可為核島的給水控制系統(tǒng)和一回路控制系統(tǒng)的設計與安全分析提供必要的輸入依據，確保核電站投產后的安全穩(wěn)定運行。