曾博文,陳堅剛,秦 川,章鵬華,黃賢華
(中核核電運行管理有限公司,浙江嘉興 314300)
隨著核電的發展,尤其是在日本福島核事故后,人們對核電系統的可靠運行提出了更高的要求。主給水泵系統是核電站的一個重要系統,其功能主要是在各種工況下持續向蒸汽發生器供應品質合格的給水。國內多個核電站都曾出現過因主給水泵緊急切換造成機組瞬態擾動、導致停機停堆的事件,同時,備用的主給水泵泵體及管道中的流體長期不循環,冷態切換瞬間也會容易造成機組瞬態,冷水和熱水瞬間轉變對于主給水泵的熱沖擊等問題也亟待解決。
目前,國內核電站在設計以及運行中,均忽略了儲存在備用主給水泵本體及其回路中低溫水對系統乃至整個機組運行的影響。當正常運行的主給水泵出現故障或者需要切換備用主給水泵時,緊急啟動的備用主給水泵將大量的低溫給水瞬間泵入高加,導致高加解列、機組超功率,甚至停機停堆。部分核電站通過技術改造給主給水泵系統單獨增加了暖泵系統,其目的也僅是防止備用泵啟動時泵本體遭受過大的熱沖擊,并沒有通過分析和計算主給水泵緊急切換對核電機組的瞬態影響,無法提出更加合理、可行的方案。
本研究的目的在于提升主給水泵運行可靠性,開發出一種降低其切換對核電機組瞬態影響的新型裝置:可持續維持備用主給水泵及其管道中的流體溫度與運行主給水泵一致,避免系統管路中長期不循環的低溫水流經高加導致高加解列、機組超功率;防止備用給水泵啟動的時候遭受熱沖擊;減少主給水泵啟動時的暖管時間;改善備用主給水泵泵體及管道中的水質,防止泵啟動后蒸汽發生器水質變差。
本裝置在緩解核電機組瞬態的同時,盡可能將裝置使用帶來的負面影響,如流體長期沖刷對新增管線及關鍵設備的影響,降到可接受的水平,提高核電站運行的安全穩定性。
本裝置主要包括第一引壓管線、第二引壓管線、第三引壓管線、第一調節閥、第二調節閥、第三調節閥、第一隔離閥、第二隔離閥、第三隔離閥和連通管線(圖1)。其中,第一引壓管線的一端與第一主給水泵的第一中壓給水管線連接,第二引壓管線的一端與第二主給水泵的第二中壓給水管線連接,第三引壓管線的一端與第三主給水泵的第三中壓給水管線連接;第一引壓管線、第二引壓管線和第三引壓管線的另一端通過連通管線連接在一起;第一引壓管線上依次設置有第一調節閥和第一隔離閥,第二引壓管線上依次設置有第二調節閥和第二隔離閥,第三引壓管線上依次設置有第三調節閥和第三隔離閥。

圖1 主給水泵運行可靠性裝置結構
由于管道內的介質的流速高、流量大,長期運行易產生流動加速腐蝕(Flow-Accelerated Corrosion,FAC),上述的第一引壓管線、第二引壓管線、第三引壓管線的材料均選用304L 不銹鋼,規格尺寸為Φ42.2 mm×4.85 mm;第一調節閥、第二調節閥、第三調節閥、第一隔離閥、第二隔離閥、第三隔離閥均為手動截止閥,規格型號為PN4.0 DN32。
假設某核電機組處于正常功率運行,第一主給水泵及第二主給水泵運行,第三主給水泵備用。此時第一中壓給水管線、第二中壓給水管線中的壓力明顯高于第三中壓給水管線,于是主給水泵系統中的高溫給水(140 ℃左右)分別經過第一引壓管線及第二引壓管線流向第三引壓管線,然后進入第三中壓給水管線,進入第三中壓給水管線的高溫給水分成兩路對第三主給水泵前置泵、主給水泵壓力級泵及其附屬管線中。按照此運行原理,長期保持備用的主給水泵及其附屬的管線中給水溫度與運行泵的給水溫度保持一致,降低主給水泵緊急切換帶給系統的瞬態影響(圖2)。

圖2 主給水泵系統簡圖
(1)巧妙地選取引壓點。采用從主給水泵中壓管線引壓的方式,有效地減少了節流損失和對管道沖蝕影響。若從低壓管線引壓,由于壓力低無法順利建立水循環;若從高壓管線引壓,由于水流從高壓側向低壓側流動,需在截止閥后增加節流孔板,孔板下游管道及閥門很容易受到沖蝕。國內某核電站站采用從高壓管線引壓的方案,長期運行造成暖泵管線穿孔漏水,根本原因就是因孔板前后壓降過大,造成汽蝕所致。
(2)裝置選材優化。因主給水泵中壓給水管線材料是碳鋼,內部介質流速高、流量大,長期運行易產生流動加速腐蝕(FAC)。該實用裝置選擇耐蝕性和力學性能兼優的304L 不銹鋼作為管線材料,管壁厚度4.85 mm,三列引出管線匯成一條母管進行相互暖泵暖管,有效減少了設備腐蝕,避免了管道堵塞。
(3)便于系統隔離及流量調節。本裝置巧妙地設置了6 個不銹鋼材料的截止閥,其中每條引壓管線上設置兩道閥門:閥門(4#、5#、6#)作為調節閥,便于新增裝置安裝后,根據系統實際運行情況調節流量,節流運行;閥門(7#、8#、9#)作為隔離閥,便于原系統或者裝置隔離檢修,即在任意一列主給水泵出現故障,可以通過關閉該閥對故障列進行隔離檢修,而不影響其他列主給水管線的運行。
(4)裝置簡單可靠,安全實用,且兼具多重功能。整個裝置主要部件僅采用了6 個閥門及4 段管線,大大節約了改造成本,不僅可以防止備用主給水泵回路中的冷水流經高加導致高加解列瞬態,還減少了備用主給水泵啟動時受到的熱沖擊,縮短主給水泵正常啟動時的暖管時間,防止泵啟動后蒸汽發生器水質變差。
本裝置充分利用了原系統運行期間各部件之間存在的壓差,采用主給水泵中壓管線引壓的方式,有效減少了節流損失和對管道沖蝕影響。目前該裝置已在國內某核電站應用多年,根據其長期投運積累的運行數據來看,相關性能完全滿足設計要求,效果良好,有效降低了主給水泵緊急切換對機組的瞬態影響。
核電站主給水系統的安全穩定運行是保證整個核電站安全穩定運行的重要條件之一。本文通過原因分析,找到了核電站主給水泵系統設計存在的薄弱環節,最后介紹了一種基于核電站主給水泵運行可靠性的實用新型裝置。該裝置有效提高了核電機組應對一般瞬態的響應能力,提高了機組的安全穩定性和重要設備的可靠性,延長了重要設備的使用周期,節約了設備成本,減少了主給水泵正常啟動時的暖管時間,即縮短了機組啟機的總體時間,提高了機組經濟性。該裝置具有良好的經濟和社會效益,可以給新建核電站主給水泵系統的優化設計及主給水泵技術改造提供參考。