某船核動力裝置二回路蒸汽排放系統(tǒng)設計

賀 軍

（1上海交通大學 機械與動力工程學院 上海200240；2.中國船舶及海洋工程設計研究院 上海200011）

某船核動力裝置二回路蒸汽排放系統(tǒng)設計

賀 軍1,2

（1上海交通大學 機械與動力工程學院 上海200240；2.中國船舶及海洋工程設計研究院 上海200011）

蒸汽排放系統(tǒng)是核動力裝置的重要安全系統(tǒng)之一。文中對蒸汽排放系統(tǒng)的功能、設計要素、排放類型、組成等內容進行簡要分析，進而針對某船用核動力裝置的蒸汽排放系統(tǒng)設計方案進行分析和驗證，對船用核動力裝置二回路系統(tǒng)設計技術具有一定的參考價值。

核動力裝置；蒸汽排放；減溫減壓器；冷凝器

引 言

蒸汽排放系統(tǒng)是核動力裝置專用安全體系中的重要系統(tǒng)，一般設置于核動力裝置二回路系統(tǒng)。蒸汽排放系統(tǒng)是艦船核動力裝置二回路系統(tǒng)的重要安全保障，無論是主機負荷急速變化，還是停堆階段，都起到重要的作用。本文以某船用核動力裝置為研究對象，分析蒸汽排放系統(tǒng)的設計方案。

1 蒸汽排放系統(tǒng)功能

核動力裝置負荷大幅快速降低的過程中（如主機脫扣），蒸汽發(fā)生器中的蒸汽產量受到一回路系統(tǒng)控制和熱慣性的滯后，不能及時跟隨改變，導致二回路蒸汽壓力急劇增加。若不能及時平衡負荷差，將影響核動力裝置安全運行。

蒸汽排放系統(tǒng)根據(jù)排放功能不同，分為機動排放和安全排放［1］。

2 影響蒸汽排放系統(tǒng)設計的要素

2.1 控制系統(tǒng)的邏輯判斷

控制系統(tǒng)屬于一回路和二回路聯(lián)合控制的范疇，需要考慮的情況十分復雜。僅從堆功率調節(jié)來說，控制系統(tǒng)需要首先判斷二回路系統(tǒng)的超壓程度，需要分級、分步采取控制措施。若在反應堆動態(tài)響應范圍之內，應盡可能采取“堆跟機”的控制模式（反應堆功率伴隨二回路主機功率進行變化），即通過反應堆功率控制來實現(xiàn)二回路主蒸汽管路的壓力調節(jié)；若出現(xiàn)極端情況，則應靈活判斷并在最短的時間內采用反應堆“掉棒”（使控制棒快速插入堆芯），啟動蒸汽排放系統(tǒng)及相關保障措施，并保證在此種工況下不會觸發(fā)“停堆”；若出現(xiàn)雙重事故（如汽輪機脫扣的同時，冷凝器真空度保護或者蒸汽排放閥卡死），則應直接停堆以確保反應堆安全。

圖1為某壓水堆核電站的堆功率調節(jié)原理［2］。

2.2 一回路功率跟隨能力

蒸汽排放技術其實是對“堆功率跟蹤”的彌補，所以一回路功率跟隨能力的大小直接影響了蒸汽排放系統(tǒng)的設計容量。目前“堆跟機”的最大功率追蹤能力約為“1.5%Pe/s”，而“不停堆掉棒”的技術預期指標約為“10～20 s功率由100%降至20%～30%”。

2.3 冷凝器的允許真空度

若將排放蒸汽減溫減壓后排入冷凝器，則需要考慮冷凝器的允許真空度。當大量蒸汽同時涌入冷凝器后，勢必會對冷凝器的真空度形成破壞，如果超出限定值，則會停止接收所排放的蒸汽［3］。

2.4 倒車汽輪機的設計

如前文所述，蒸汽排放系統(tǒng)投入運行的工況有機動工況和安全工況。為提高艦船的機動性，在緊急停車時，僅靠主機全卸負荷尚不能獲得最短的停車距離。較為理想的設計方案應是在艦船主機降低至某一轉速下，將部分蒸汽逐步通入倒車汽輪機中，以獲得最大的倒車扭矩、最短的停車距離以及最合理的機動工況排放設計容量［4］，但是這種設計對主機組的設計、制造和可靠性有很高要求。經查閱大量規(guī)范和資料，倒航透平或倒航級組的基本要求通常必須能夠通過全速正航所需要的大部分（85%）蒸汽流量，此時只能發(fā)出大約一半的有效功率，螺旋槳轉速約為正航時最大轉速的70%～80%。

在緊急停車的工況下，“何時可以將多余蒸汽排入倒車汽輪機，可以排多少容量、其與機組轉速的關系如何？”這些均取決于主減速齒輪機組設計、軸系設計、航速、船體慣性、流場、工況等因素是十分復雜的，故本文不屬此類極限工況下的理論最優(yōu)化設計。

3 蒸汽排放系統(tǒng)排放類型

蒸汽排放系統(tǒng)在設計思路上分為三個不同方向：

（1）向冷凝器的蒸汽排放系統(tǒng)；

（2）向大氣的蒸汽排放系統(tǒng)；

（3）向除氧器給水箱的蒸汽排放系統(tǒng)。

各種排放類型的優(yōu)劣各不相同，鑒于本研究目標為船用核動力裝置，排放至除氧器具有不可持續(xù)性且排放量也受一定限制，故選擇“優(yōu)先向冷凝器排放，應急向舷外大氣排放”的方案較為合理。

4 蒸汽排放系統(tǒng)組成

蒸汽排放系統(tǒng)主要由排放控制器，減溫減壓器，冷凝器三個主要部件及管路附件組成。

4.1 排放控制器

決定了排放系統(tǒng)的控制邏輯，主要控制了在何種情況下蒸汽排放系統(tǒng)開始工作。通常情況下，排放壓力由核動力裝置設計參數(shù)決定，排放容量一般在產汽量的30%～50%。此外，為保護冷凝器，當真空度過低時，需自動關閉排放閥。

4.2 減溫減壓器

為保護冷凝器而設立的，一般都采用節(jié)流孔板降壓和噴水降溫。此時需要考慮三個問題，即減溫減壓器的結構形式，噴水的來源問題，以及由于排放時減壓器后的蒸汽速度已經達到臨界速度，所導致的沖蝕及振動問題。

4.3 冷凝器

排放蒸汽一般都是排向冷凝器中。冷凝器必須能夠將這些熱量充分導入冷卻水中，而不會對系統(tǒng)產生較大的影響，因此需要進行熱平衡計算對蒸汽排放系統(tǒng)對于冷凝器的影響進行估計。

5 某船核動力裝置蒸汽排放系統(tǒng)設計方案

5.1 系統(tǒng)原理

根據(jù)以上分析，結合國內外核動力船舶的設計經驗，考慮到本方案中研究對象的二回路蒸汽參數(shù)與“陸奧”接近，擬采用與“陸奧”相似的多級減溫減壓系統(tǒng)（見圖2）減小甩負荷或者大負荷擾動對系統(tǒng)造成的沖擊，其級數(shù)應當根據(jù)減噪要求確定。減溫水采用主凝水管道的分支，減溫減壓后的蒸汽排入冷凝器?？紤]到其對系統(tǒng)安全的重要性，每臺主汽輪機分別設立兩套蒸汽排放系統(tǒng)，蒸汽排放系統(tǒng)控制閥直接與主機速關閥或主機脫扣信號聯(lián)鎖，蒸汽排放閥也可根據(jù)二回路主蒸汽管道內的壓力自動開啟。

蒸汽排放系統(tǒng)的工作原理見圖3。

（1）當蒸汽發(fā)生器由于甩負荷或者其他原因使得其壓力超過許用壓力，控制器控制蒸汽排放閥門打開，主蒸汽進入減溫減壓器。

（2）主蒸汽進行節(jié)流減壓和噴水降溫，其中減溫水來源為凝水泵后的冷凝水分支。

（3）減壓減溫后的水直接排入冷凝器中，由外界冷卻水帶走其熱量。

5.2 設計方案

蒸汽排放系統(tǒng)由每個主機組主蒸汽管上接出一分支管，經主排放閥及多級節(jié)流減壓器將蒸汽由初壓減至符合冷凝器真空度要求的壓力。主排放閥由壓力信號自動控制，當蒸汽母管超壓時，主排放閥自動打開；當冷凝器真空度過低時（以冷凝器設計為準），自動關閉排放閥。

每條排放管路由1套蒸汽排放閥組（2大閥、1小閥）、1套冷卻水調節(jié)閥組（1大閥、1小閥）及減溫減壓裝置（作為共用冷凝器內部部件）組成參見圖4。

啟停工況和主機低速等工況，多余蒸汽連續(xù)排放通過控制蒸汽排放閥組中的小閥實現(xiàn)，此時對應開啟冷卻水調節(jié)閥組中的小閥，從凝水泵出口引入冷卻水，通過減溫減壓裝置將排放蒸汽控制在要求參數(shù)內。

機動及安全排放的大負荷變化時，快速開啟蒸汽排放閥組中的大閥（兩臺大閥互為備用），以保證系統(tǒng)管路設備的安全，此時對應開啟冷卻水調節(jié)閥組中的大閥進行噴水減溫。

5.3 熱平衡驗證

5.3.1 熱平衡驗證原則

蒸汽排放方案的熱平衡驗證主要是基于冷卻水的保障能力核算，估算原則如下：

（1）甩負荷后，全部蒸汽通過多級減溫減壓器之后膨脹到冷凝器的設計壓力，以此確定減溫水流量；

（2）排入冷凝器的飽和蒸汽通過循環(huán)水凝結為對應的飽和水［5］，以此確定循環(huán)水溫升；

（3）在溫升不變化的條件下，確定循環(huán)水的流量；

（4）冷凝器設計時的計算溫升為10℃；

（5）以一套主機組的蒸汽排放方案為驗證對象。

在設立計算原則后，分別校驗主機組100%蒸汽排放容量（下頁表1）和冷凝器最大可排放容量（表2），作為對蒸汽排放系統(tǒng)設計的驗證。

表1 100%蒸汽排放容量

5.3.2 100%蒸汽排放容量冷卻水量及熱平衡驗證

由表1可以看出：

（1）主冷凝水需要約27.2 t/h的凝水來滿足蒸汽排放系統(tǒng)的冷卻水量需求，計算中沒有考慮熱交換效率等因素，因為混合加熱的熱損失很少，且對減溫水量的需求是降低趨勢，故可認為計算結果是可信的。由此可見，減溫減壓所需冷卻水量遠小于排放量。

（2）在主機組負荷全甩（約300 t/h）的情況下，對冷卻水的流量超過設計值，而在保證冷卻水流量的情況下，冷凝器的設計溫升將達到11℃，也超越設計原則?？梢娙粽羝欧畔到y(tǒng)設計容量達到主機組全負荷，則會超出冷凝器設計負荷，如果持續(xù)排放一段時間可能會引起冷凝器末端溫度升高，從而產生汽化風險。

表2 最大可排放容量

因此，針對主機組100%甩負荷工況若全部采用蒸汽排放系統(tǒng)和冷凝器來消化，可能存在一定風險，且100%蒸汽排放容量冗余過大（國外艦船的排放量一般在30%～50%），增大冷凝器面積和冷卻水量的同時，也會增加海水門和相關附件的尺寸質量，對全船資源造成一定浪費。

5.3.3 最大可排放容量冷卻水量及熱平衡驗證

由表2可以看出，目前冷凝器的設計可以滿足87%以下的主機組功率甩負荷，冷卻水量需求約23.75 t/h。

5.4 小 結

綜上所述，本方案中蒸汽排放系統(tǒng)的設計容量應低于主機組約87%功率的負荷突甩，即268.75 t/h，此時僅靠蒸汽排放系統(tǒng)即可保證系統(tǒng)穩(wěn)定不超壓。若提高設計容量可能需要進一步開展冷凝器水室、一回路動態(tài)響應等參數(shù)的研究，但其實意義并不大。因為本船設計中一個反應堆的產汽量同時要供應兩臺主機組，其瞬間同時故障的概率本就極低，可以將故障主機組的多余汽量排入其他未滿負荷運行的主機組、汽發(fā)機組或者廢汽總管，且尚未考慮一回路功率跟蹤能力。根據(jù)國內外相關資料，反應堆正常跟蹤能力即可在9s降低到87%主機組負荷，所以蒸汽排放容量無需達到100%主機組全負荷耗汽量。

6 結 論

本文簡單介紹船用核動力裝置二回路蒸汽排放系統(tǒng)的功能、設計要素、排放類型、組成等內容，針對某船用核動力裝置二回路的蒸汽排放系統(tǒng)提出設計方案；結合主流設備技術指標提出該系統(tǒng)的排放容量和排放壓力，并驗證設計方案的熱力平衡特性。需要注意的是，由于船用反應堆的型式和參數(shù)不同，蒸汽排放系統(tǒng)的排放類型和組成因而也存在巨大差異。若想充分了解并掌握蒸汽排放技術，還需多學習不同反應堆一回路和二回路的聯(lián)合控制技術，不斷總結、歸納各型蒸汽排放的控制策略，從而研究出其中通用的技術。

［1］彭敏俊，王兆祥. 船舶核動力裝置［M］. 北京：原子能出版社，2011.

［2］廣東核電培訓中心. 900 MW壓水堆核電站系統(tǒng)與設備［M］. 北京：原子能出版社，2005.

［3］勞氏船級社. 船舶入級規(guī)范和規(guī)則［R］. 2004.

［4］中國人民解放軍總裝備部.艦船通用規(guī)范［R］. 2000.

［5］嚴家騄，余曉福，王永青. 水和水蒸汽熱力性質圖表［M］. 北京：高等教育出版社，2012.

MARIC中標3 000總噸級破冰調查船

4月18日，中國船舶及海洋工程設計研究院（MARIC）在國家海洋局北海分局3 000總噸級破冰調查船設計招標中成功中標，獲得一型破冰調查船的設計訂單。該項目是國家海洋局北海分局用于黃海和渤海海域破冰，進行冰區(qū)海洋環(huán)境監(jiān)視、海冰測量以及兼顧冰區(qū)救助等任務計劃新建的一型多用途破冰科考調查船，夏季可進行深遠海調查（包括極地冰區(qū)調查作業(yè)）。該船在船舶首尾雙向破冰、科考調查作業(yè)能力，以及實驗室、甲板作業(yè)面積等方面都提出較高的指標要求，由于設定噸位有限，這對任何設計方來說都是巨大的挑戰(zhàn)。

憑借長期對破冰船及科考船的深入研究經驗和設計研發(fā)業(yè)績，MARIC終于憑借綜合實力擊敗強勁對手獲得訂單。這也是其繼“雪龍”號改造設計、“雪龍二號”設計中標后，再次承接破冰科考船的設計任務。此次成功中標，再次鞏固了MARIC在國內極地破冰科考船設計領域的領先地位。

Design of steam discharge system on nuclear-powered ship

HE Jun1,2
(1. School of Mechanical and Power Engineering, Shanghai Jiaotong University, Shanghai 200240, China; 2. Marine Design & Research Institute of China, Shanghai 20001 1, China)

Steam discharge system is one of the most important security system of the nuclear power unit. This research simply discusses the function, design factors, discharge types and component of the steam discharge system. Then, it analyzes and validates the design scheme of the steam discharge system of a marine nuclear power unit. It can provide reference for the design technology of the second-loop system on the marine nuclear power unit.

nuclear power unit; steam discharge; desuperheater and decompressor; condenser

U664.15

A

1001-9855（2017）03-0048-06

10.19423 / j.cnki.31-1561 / u.2017.03.048

2016-11-02；

2016-12-18

賀 軍（1984-），男，高級工程師。研究方向：輪機、核動力裝置設計與維修。