汽水分離再熱器疏水控制優(yōu)化

蒲威

(四川東方電氣自動控制工程有限公司，四川 德陽， 618000)

汽水分離再熱器疏水控制優(yōu)化

蒲威

(四川東方電氣自動控制工程有限公司，四川 德陽， 618000)

文章針對國內(nèi)核電的發(fā)展形勢，首先介紹了中國目前在運(yùn)行的核電項目汽水分離器的疏水控制方式，分析了在運(yùn)行電廠在實際運(yùn)行中所遇到的問題，針對這些問題提出新的優(yōu)化設(shè)計方案，并對兩種方案進(jìn)行了比較，新的設(shè)計方案將運(yùn)用到新型國產(chǎn)化三代核電項目中。

核電，汽水分離再熱器，優(yōu)化，疏水

0 引言

當(dāng)前全球能源十分缺乏，為了響應(yīng)節(jié)能、環(huán)保、減排，世界各國都在大力加速發(fā)展核電能源，中國也將大力發(fā)展清潔能源，其中核電是全國今后電源結(jié)構(gòu)調(diào)整的主攻方向，投資規(guī)模也將大大超過常規(guī)電廠。國家對核電發(fā)展的戰(zhàn)略由 “適度發(fā)展”到 “積極發(fā)展”。在這樣的大背景下，中國的核電能源將獲得很好的發(fā)展機(jī)遇，尤其是第三代核電技術(shù)。

中國國產(chǎn)化第三代核電是在消化、吸收、全面掌握我國引進(jìn)的國外第三代先進(jìn)核電技術(shù)的基礎(chǔ)上，通過再創(chuàng)新開發(fā)出具有我國自主知識產(chǎn)權(quán)、功率更高，更可靠的大型壓水堆核電機(jī)組。三代核電有著更高的安全性，因此也對控制系統(tǒng)提出了更高的要求，本文針對已投運(yùn)機(jī)組汽水分離再熱控制方案所暴露的問題進(jìn)行了改進(jìn)設(shè)計，新的方案有著更高的控制精度，并且將運(yùn)用到國產(chǎn)化第三代核電設(shè)計中。

1 核電汽水分離再熱器

在核電廠中，汽輪機(jī)使用的蒸汽參數(shù)比較低。在經(jīng)過高壓缸做功以后，高壓缸末級的蒸汽濕度已經(jīng)較高。如果這種蒸汽仍然被送往中壓缸，將對中壓缸產(chǎn)生腐蝕和水錘，將大大縮短汽輪機(jī)組的使用壽命。為了避免以上的情況出現(xiàn)，我們在高壓缸和中壓缸之間增加了汽水分離再熱系統(tǒng)。高壓排汽被送到汽水分離再熱系統(tǒng)進(jìn)行分離和再熱，使進(jìn)入中壓缸的蒸汽為過熱蒸汽。減少了對葉片的腐蝕。同時，汽水分離再熱系統(tǒng)還起到合理分配負(fù)荷，減輕高壓缸負(fù)載的功能。

圖1 一級疏水箱的示意圖

圖1為汽輪機(jī)左側(cè)汽水分離器及其一級疏水箱的示意圖，由圖中可知汽輪機(jī)的高壓缸排汽進(jìn)入汽水分離再熱器，濕蒸汽經(jīng)過汽水分離器分離出水，再經(jīng)過一級再熱器和二級再熱器的加熱后變成過飽和蒸汽，再進(jìn)入中壓缸繼續(xù)做功。汽水分離器分離出的水排入殼體疏水箱 （圖中未畫出），一級再熱器加熱時產(chǎn)生的凝結(jié)水排入一級再熱疏水箱 （見圖1），二級再熱器加熱時產(chǎn)生的凝結(jié)水排入二級再熱疏水箱 （圖中未畫出），二級再熱疏水的原理和控制方式和一級疏水一樣，所以本文中都以一級疏水作為說明。

汽水分離器再熱器主要由以下部分組成：供氣管道和相應(yīng)的閥門；通風(fēng)管道和相應(yīng)的閥門；疏水箱、疏水閥及相應(yīng)的管道。以一級再熱器為例：一級再熱器的供氣來自于高壓缸7段抽氣，蒸汽進(jìn)入一級再熱器用于加熱高壓缸排氣，加熱后產(chǎn)生大量的凝結(jié)水，凝結(jié)水排入一級再熱疏水箱，剩余的少量蒸汽經(jīng)過連接在一級再熱疏水箱上面的通風(fēng)閥排入凝汽器或者高壓加熱器。疏水箱中的水經(jīng)過連接在疏水箱底部的疏水調(diào)節(jié)閥排入高壓加水器。通過調(diào)節(jié)疏水調(diào)節(jié)閥的開度將疏水箱的液位控制在合理的區(qū)間。

2 在運(yùn)核電典型疏水控制模式

目前國內(nèi)在運(yùn)核電項目中，如方家山核電，福清核電等。汽水分離再熱器的疏水控制都是一個典型的閉環(huán)控制模型，如圖2所示。

圖2 閉環(huán)控制流程圖

操作員或系統(tǒng)設(shè)置一個液位的設(shè)定值，疏水箱的實際液位由三個液位變送器采集，液位經(jīng)過三取均值運(yùn)算后與設(shè)定值取偏差，偏差值經(jīng)過PI控制器后計算出疏水閥開度，用于控制疏水箱液位。當(dāng)出現(xiàn)疏水箱水位波動時，水位擾動量經(jīng)過液位變送器反饋給PI控制器，最終使系統(tǒng)回到平衡狀態(tài)。

當(dāng)汽輪機(jī)功率、轉(zhuǎn)速等各項參數(shù)比較穩(wěn)定的時候，疏水箱水位變化比較慢，擾動量比較小，系統(tǒng)趨于穩(wěn)定。當(dāng)汽輪機(jī)在快速降負(fù)荷、甩負(fù)荷或者其他事故工況時，疏水箱水位變化劇烈，PI控制器來回震蕩，很容易造成液位極高報警或者跳機(jī)。圖3為福清核電一級疏水液位波動。圖中綠色為功率，黃色為疏水閥開度，藍(lán)色為疏水箱液位。

圖3 液位與功率關(guān)系

3 優(yōu)化后的控制模式

目前在運(yùn)核電項目典型疏水控制模式的不足主要表現(xiàn)為：當(dāng)水位劇烈波動時，液位信號作為反饋具有滯后性，再加上PI控制器的滯后導(dǎo)致液位容易突變。因此當(dāng)液位出現(xiàn)比較大的擾動量時，可以根據(jù)擾動量的大小計算出一個相應(yīng)的疏水調(diào)節(jié)閥開度，該閥門開度作為一個補(bǔ)償量加上PI控制器的輸出用于控制疏水控制閥?？刂屏鞒虉D見圖4。

根據(jù)圖4，疏水閥控制指令等于開環(huán)控制指令加上閉環(huán)控制指令，閉環(huán)控制與第3節(jié)保持一致。

圖4 增加前饋后的流程圖

根據(jù)物質(zhì)平衡原理， “MSR一級再熱疏水量”等于 “MSR一級再熱供汽質(zhì)量流量”減去 “MSR一級再熱通風(fēng)質(zhì)量流量”而控制系統(tǒng)主要通過調(diào)整調(diào)節(jié)閥開度 （對應(yīng)調(diào)節(jié)閥的Cv值）來控制疏水流量，Cv值是調(diào)節(jié)閥固有特性 （取決于閥門形式和閥門開度），而通過調(diào)節(jié)閥的疏水流量則取決于兩個因素：閥門開度和進(jìn)出口壓差。因此將再熱蒸汽流量信號、調(diào)節(jié)閥進(jìn)出口流量信號引入疏水調(diào)節(jié)閥的控制邏輯，作為開環(huán)控制回路的輸入，閥門開度計算方法如下：

將式（2）和式（3）帶入式（1）得到式（4）：

閥門開度=f（CV）

CV：閥門流量系數(shù)；

Qm：一級再熱蒸汽流量；

Cf：臨界流量系數(shù) （閥門特性決定）；

Gf：飽和疏水溫度對應(yīng)的密度；

ΔPS：閥門壓損；

P1：閥門入口壓力；

PS：根據(jù)疏水溫度計算的飽和壓力；

PC：水臨界點(diǎn)壓力。

4 結(jié)論

典型的閉環(huán)控制是將輸出量直接或間接反饋到輸入端形成閉環(huán)回路、參與控制的控制方式。由于干擾的存在，使得系統(tǒng)實際輸出偏離期望輸出，系統(tǒng)自身便利用負(fù)反饋產(chǎn)生的偏差所取得的控制作用再去消除偏差，使系統(tǒng)輸出量恢復(fù)到期望值，這正是反饋工作原理?？梢?，閉環(huán)控制具有較強(qiáng)的抗干擾能力。但是對于滯后較大的控制對象，反饋控制作用不能及時影響系統(tǒng)的輸出，常引起輸出量的過大波動。如果引起輸出量變化的干擾是可測量的，則用干擾信號直接控制輸出就能更迅速和有效地補(bǔ)償外擾對輸出的影響。理論上甚至可使這種影響完全消除。這種控制方式為開環(huán)控制。

優(yōu)化后的控制方案中，將單純的閉環(huán)控制模式改為復(fù)合控制模式，復(fù)合控制模式結(jié)合了閉環(huán)控制和開環(huán)控制的優(yōu)點(diǎn)，顯著減小擾動對系統(tǒng)的影響，有利于提高控制精度。

[1]魏先英,余耀.汽水分離再熱器疏水回路中疏水控制段的計算[J].核動力工程,1989,（8）:16-22.

[2]周紅梅,黃健.秦山核電三期汽水分離器（MSR）系統(tǒng)控制分析[J].山東電力技術(shù),2003,（3）：70-73.

Optimization of Separation Reheater's Hydrophobicity Control

Pu Wei

（Dongfang Electric Auto-control Engineering Co.,Ltd.,Deyang Sichuan,618000）

According to the development situation of the domestic nuclear power,the paper introduced the control mode of moisture separator reheater system of the current nuclear power project in China,and analyzed the problems which were encountered in practical application of running power plant.A new optimal design scheme was put forward to solve these problems,and two schemes were compared.The new design would be applied to the new domestic three generation nuclear power project.

nuclear,moisture separator reheater system,optimization,drain

TP273

A

1674-9987（2017）04-0077-04

10.13808/j.cnki.issn1674-9987.2017.04.017

蒲威 （1990-），男，畢業(yè)于河北工業(yè)大學(xué)電氣工程及自動化專業(yè)，現(xiàn)從事核電產(chǎn)品設(shè)計工作。并參與過福清核電、方家山核電、寧德核電等多個核電項目的產(chǎn)品設(shè)計工作。