海水潮位變化對濱海核電廠運行控制的影響研究

肖王挺，祁學(xué)靈

（中核核電運行管理有限公司，浙江 海鹽 314300）

0 引言

2021 年以來，受多種因素疊加影響，國內(nèi)電力、煤炭消費較快增長，電力供需持續(xù)偏緊。國資委要求，核電企業(yè)要在確保安全的前提下“度電必爭”，多發(fā)滿發(fā)，積極提高電力供應(yīng)能力。很顯然，如何在夏季保證核電廠滿功率運行，對于提高電力供應(yīng)能力，保障群眾基本生活和經(jīng)濟平穩(wěn)運行有著重要意義。

在核電廠中，二回路的蒸汽在汽輪機內(nèi)做功后排入凝汽器，此時的乏汽仍然有很高的剩余熱量。在濱海核電廠中，循環(huán)水系統(tǒng)用于向凝汽器提供冷卻海水，將上述剩余熱量帶出，并保證凝汽器真空[1,2]。機組實際運行過程中，循環(huán)水入口溫度會隨著海水潮位變化有一個較大的波動，從而導(dǎo)致相關(guān)運行參數(shù)發(fā)生波動。尤其是夏季海水溫度較高時，這一溫度波動對核電廠相關(guān)系統(tǒng)設(shè)備的運行造成的影響更為明顯。

1 海水潮位變化對濱海核電廠運行控制的影響

1.1 海水潮位變化對機組熱效率的影響

凝汽器的作用是接收汽輪機低壓缸排汽并將其凝結(jié)為水，凝汽器內(nèi)部為真空狀態(tài)，其真空由抽真空系統(tǒng)和循環(huán)水系統(tǒng)等共同維持[3]。由于凝結(jié)水處于飽和狀態(tài)，因此降低凝汽器壓力就可以降低排汽溫度從而提高機組效率。凝汽器的壓力與負(fù)荷、冷卻水進口溫度、冷卻水量之間的變化關(guān)系稱為凝汽器的熱力特性。汽機排汽溫度與凝汽器端差具有如下關(guān)系[4]：

式（1）中：δt 為凝汽器端差，℃；ts為排汽溫度，℃；t1為循環(huán)水入口溫度，℃；t2為循環(huán)水出口溫度，℃；△tw為循環(huán)水溫升，℃。

因此，可以求得排汽溫度為

根據(jù)凝汽器兩側(cè)的熱平衡關(guān)系[5]

式（3）中，qm,c為循環(huán)冷卻水流量，kg/s；Cp為比定壓熱容，kJ/kg；qm,s為蒸汽流量，kg/s；hs為飽和蒸汽比焓，kJ/kg；h's——飽和水比焓，kJ/kg。

由此得到

一般來說hs-h's變化很小，Cp也基本不變。因此，當(dāng)循環(huán)水流量一定時，循環(huán)水溫升正比于蒸汽流量。若運行中的汽機負(fù)荷保持不變，即蒸汽流量保持不變，則循環(huán)水溫升也基本保持不變。

運行實踐中常控制凝汽器的端差保持不變，因此對于傳熱面積和總傳熱系數(shù)已確定的凝汽器，若循環(huán)水流量也保持不變，由公式（2）可知，在循環(huán)水溫升也保持不變的情況下，排汽溫度隨循環(huán)水溫度的升高而升高[6]。

在凝汽器傳熱面積一定，冷卻水量也一定時，對應(yīng)于每一個冷卻水進水溫度，可以得到凝汽器壓力隨負(fù)荷變化的曲線，稱為凝汽器的熱力特性曲線。圖1 為某核電廠3/4 號機組凝汽器的熱力特性曲線[7]。

圖1 某核電廠3/4號機組凝汽器熱力特性曲線Fig.1 Thermodynamic characteristic curve of condenser of unit 3/4 of a nuclear power plant

從圖1 中可以看出，在某一確定的循環(huán)水量和汽機負(fù)荷下，凝汽器的壓力隨著循環(huán)水入口溫度的升高而升高。因此，在初參數(shù)不變的情況下，凝汽器的壓力升高，使得蒸汽在凝汽器內(nèi)的排汽比焓上升，一方面是蒸汽在汽輪機內(nèi)的有效比焓減少，汽機功率減少；另一方面，隨著凝汽器壓力的上升，排汽溫度上升，排到冷源的熱損失增加，降低了循環(huán)熱效率。

1.2 海水潮位變化對反應(yīng)堆熱功率的影響

某核電廠3/4 號機組選用一回路平均溫度的折衷方案，反應(yīng)堆控制系統(tǒng)選用A 模式。A 模式要求反應(yīng)堆在滿功率或接近滿功率水平下穩(wěn)定運行，反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)主要是靠調(diào)節(jié)硼濃度來實現(xiàn)[8]。夏季時，由于環(huán)境溫度和海水溫度較高，此時機組常常維持在一個較高的核功率水平運行，即接近反應(yīng)堆核功率限值1930MW。

當(dāng)海水潮位上升引起二回路效率下降時，為維持機組出力不變，蒸汽流量和汽機主調(diào)門隨之開大，一回路平均溫度隨之下降。由于慢化劑溫度系數(shù)為負(fù)值，因而平均溫度下降引入正反應(yīng)性使得反應(yīng)堆核功率升高。如圖2 所示，2021 年7 月28 日22 時25 分左右的一次海水潮位上漲，使得3 號機組反應(yīng)堆核功率上升約11.566MW。

圖2 海水潮位變化對機組相關(guān)參數(shù)的影響Fig.2 Influence of sea tidal level change on related parameters of the unit

對于某核電廠3/4 號機組，當(dāng)機組運行參數(shù)滿足以下任一條件時，需降功率運行：①反應(yīng)堆熱功率超過1930 MW；②反應(yīng)堆核功率超過100%；③汽機調(diào)門開度超過56%。但某核電廠3/4 號機組升功率準(zhǔn)則為海水高潮位時，以下3 個條件同時滿足：①反應(yīng)堆熱功率低于1890MW；②反應(yīng)堆核功率低于98.5%；③汽機調(diào)門開度小于52%。由此可見，機組升功率條件極為嚴(yán)格。夏季一旦機組因熱功率或者調(diào)門開度超限而發(fā)生降負(fù)荷事件，待海水潮位降低，凝汽器真空升高，重新使機組出力恢復(fù)至降功率前的水平是十分困難的。即夏季時機組功率一般只能降，不能升，造成了機組出力不必要的浪費。圖3 為2021 年夏季3 號機組降功率日志，從日志中可以看出，3 號機組從7月6 日開始降功率運行，至9 月1 日發(fā)電機有功最低降至643MW。

圖3 某核電廠3號機組2021年降功率日志Fig.3 Power reduction log of Unit 3 of a nuclear power plant in 2021

1.3 海水潮位變化對堆芯功率分布的影響

理論上，對于圓柱形反應(yīng)堆的堆芯熱功率分布，徑向呈貝塞爾函數(shù)分布，軸向呈余弦函數(shù)分布。實際上，堆芯內(nèi)熱功率分布受到堆芯燃料布置和裝載方式、控制棒和可燃毒物棒的尺寸和分布、壓水堆反射層或空泡、燃料的燃耗壽期等因素的影響。堆芯各區(qū)域產(chǎn)生的功率是不同的，即堆芯功率在堆芯分布是不均勻的。軸向功率分布受到慢化劑的溫度效應(yīng)、可燃毒物效應(yīng)、多普勒效應(yīng)、功率水平、釤效應(yīng)、燃耗及控制棒的位置的影響，同樣也受到燃耗壽期的影響，因此分布有所不同。典型的反應(yīng)堆壽期初堆芯的軸向功率分布形式如圖4。由于軸向功率分布在運行期間是變化的，對運行中的反應(yīng)堆的安全產(chǎn)生尤其重要的影響，因而也是機組運行期間主要的控制對象。

圖4 典型的反應(yīng)堆壽期初堆芯軸向功率分布Fig.4 Typical reactor core axial power distribution at the beginning of the reactor life

對于某一功率水平，假定PH代表堆芯上部產(chǎn)生的核功率，PB代表堆芯下半部產(chǎn)生的核功率。則定義軸向功率偏差△I 為

其中，PH和PB可以由功率量程長電離室的上部三段和下部三段產(chǎn)生的電流IH和IB加以換算得到的。

（PH-PB）RATED是堆芯的額定功率。即軸向功率偏差為反應(yīng)堆堆芯上下部功率之差與堆芯額定功率之比。不同的堆芯上、下部功率的分布，所引起的熱應(yīng)力和機械應(yīng)力也是不相同的。在反應(yīng)堆運行過程中，軸向功率偏差△I 總是變化的，為了保證堆芯運行的安全，△I 的變化必須限制在一定的范圍之內(nèi)。

某核電廠3/4 號機組是采用常軸向偏移控制方式。常軸向偏移控制方式是指在任何功率水平下保持同樣的軸向功率分布形狀，實際運行點△I 不可能完全與參考值相符，一般允許在參考值的±5%區(qū)域內(nèi)（或稱目標(biāo)帶）變化。在額定功率水平下，△I 通?？刂圃谡ㄖ怠?%的帶狀區(qū)域內(nèi)。常軸向偏移控制法能夠提高核電站運行的安全性和經(jīng)濟性[8]。

夏季海水潮位上漲引起機組效率降低，蒸汽流量增大，從一回路帶走更多的熱量從而使一回路平均溫度降低。為維持平均溫度與溫度整定值一致，平均溫度控制系統(tǒng)自動動作，當(dāng)平均溫度與溫度整定值偏差大于0.83℃時產(chǎn)生控制棒提棒信號，控制棒自動上提，從而有可能使軸向功率偏差超出運行帶。后續(xù)，操縱員為調(diào)整軸向功率偏差△I，不得不啟動稀釋工序調(diào)整反應(yīng)堆一回路硼濃度來調(diào)整控制棒棒位。根據(jù)某核電廠3/4 號機組稀釋公式[9]

式（6）中：165 為反應(yīng)堆一回路水裝量，m3；Ci為初始硼濃度，ppm；Cf為稀釋后要求的硼濃度，ppm。

隨著反應(yīng)堆的運行，一回路硼濃度不斷降低，因此在壽期末硼濃度每改變1ppm，需要產(chǎn)生大量的廢水量。例如，機組壽期末的硼濃度為150ppm，需要稀釋1ppm 來調(diào)整控制棒棒位。根據(jù)上述公式，所需的除鹽除氧水量為1.104t，不僅造成了除鹽除氧水的浪費，同時也產(chǎn)生了大量的含氫放射性廢水，增加了放射性廢物量。

2 機組運行過程中的應(yīng)對方法分析

為減少海水潮位變化對機組運行的影響，避免機組出力損失，減少放射性廢水的產(chǎn)量以及減輕運行人員值班負(fù)擔(dān)，可以通過一回路和二回路兩個方面來緩解海水潮位變化對反應(yīng)堆運行的影響。

2.1 增加循環(huán)水流量

某核電廠3/4 號機組每臺機組設(shè)計有兩臺循環(huán)水泵，循環(huán)水泵在設(shè)計上可以實現(xiàn)高低速運行，但在機組實際運行過程中循環(huán)水泵一直處于低速運行方式。根據(jù)凝汽器的特性曲線及公式（2）可知，在保持其它參數(shù)不變的情況下，通過將循環(huán)水泵切換到高速運行方式來增加循環(huán)水流量，可以使凝汽器排汽溫度降低，以便降低凝汽器壓力，從而使得機組效率升高，提升機組出力。同樣地，增加循環(huán)水流量勢必也會導(dǎo)致循環(huán)水泵的功耗增加。

根據(jù)某核電廠CRF 循環(huán)水泵切高速運行可行性分析報告，對于某核電廠3/4 號機組，在夏季工況下，若將兩臺循環(huán)水泵切換到高速運行，則可以使凝汽器背壓降低1kPa ～2kPa，機組出力提升約6.5MW ～11.7MW，循環(huán)水泵功耗增加約4MW，凈功率增加約2.5MW ～7.7MW，具有一定的經(jīng)濟性[10]。目前，某核電廠3/4 號機組已分別在2021 年10 月15 日OT309 大修機組下行階段和2022 年2 月1 日小修停機過程中執(zhí)行過CRF 循環(huán)水泵高低速切換試驗。經(jīng)實際運行驗證表明，循環(huán)水泵切換到的高速運行方式后，其各項運行參數(shù)均滿足設(shè)計指標(biāo)，具備在夏季切換到高速運行的條件。

2.2 避免在高海水潮位期間啟動用汽設(shè)備

某核電廠3/4 號機組每臺機組設(shè)計有兩臺汽動輔助給水泵ASG003/004PO，用于在正常給水喪失時向蒸發(fā)器提供給水。機組正常功率運行期間需要執(zhí)行定期來驗證這兩臺泵處于良好的備用狀態(tài)。兩臺泵的試驗周期為2 個月，一個周期內(nèi)每臺泵要啟動兩次，因此每半個月就要執(zhí)行一次汽動泵試驗，每次啟動后汽動泵要在小流量工況下運行30min ～1h。圖5 為2021 年6 月5 日3ASG004PO 定期試驗過程中，泵啟動后機組熱功率的變化。

圖5 某次汽動泵試驗前后機組熱功率的變化Fig.5 The change of thermal power of the unit before and after a certain steam pump test

從圖5 中可以看出，3ASG004PO 啟動后一回路熱功率上漲約11.364MW。表1 為2021 年夏季某核電廠3 號機組歷次執(zhí)行汽動泵定期試驗過程中，一回路熱功率上漲的統(tǒng)計表。

表1 某核電廠2021年夏季汽動泵試驗前后機組熱功率變化統(tǒng)計Table 1 Statistics of the thermal power change of a nuclear power plant before and after the steam pump test in summer of 2021

通過統(tǒng)計2021 年夏季期間9 次汽動泵定期試驗的數(shù)據(jù)可以發(fā)現(xiàn)，執(zhí)行汽動泵試驗時，汽動泵的啟動對機組熱功率有明顯影響，機組熱功率平均上漲約10MW 左右，該效應(yīng)與海水潮位上漲引起的效應(yīng)接近。夏季工況時，由于機組常常維持在一個較高的熱功率水平下運行，此時執(zhí)行汽動泵試驗時，務(wù)必要關(guān)注當(dāng)前機組熱功率和海水潮位，如在高潮位下執(zhí)行汽動泵試驗，則極有可能導(dǎo)致機組熱功率超限，從而使機組被迫降功率運行。

此外，某核電廠3/4 號機組廢水處理系統(tǒng)（8TEU）的蒸發(fā)器、輔助給水系統(tǒng)（8ASG）的除氣器及硼回收系統(tǒng)（8TEP）的除氣器和蒸發(fā)器在運行時均需要使用二回路蒸汽，夏季工況下啟動時也需要關(guān)注上述問題。

3 結(jié)語

目前，中國大陸在運和在建核電站均為沿海布置，這些核電站均依靠海水作為最終冷源。海水潮位的變化不僅會導(dǎo)致循環(huán)水溫度的變化，同時也會導(dǎo)致循環(huán)水泵的吸入發(fā)生壓頭的變化，進而對循環(huán)水流量產(chǎn)生影響。本文主要從海水潮位變化對循環(huán)水溫度的影響方面來分析研究對核電廠運行控制方面的影響，以某核電廠3/4 號機組為例，結(jié)合運行實踐，分別從核電廠一、二回路兩個方面給出相關(guān)應(yīng)對措施和機組在運行過程中的注意事項，從而使濱海核電廠在夏季工況下能夠保持在一個較高的功率水平下運行，提高機組負(fù)荷率，保證迎峰度夏，對于保障群眾基本生活和經(jīng)濟平穩(wěn)運行有著重要意義。