核电站汽轮发电机组与供汽系统的功率匹配
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由压水堆核电站 NSSS 在安全裕度和在变工况
运行方案的 特点可知 : NSSS 有额定 工况和最 大工 况。最大工况是在额定工况的基础上利用堆芯热工 裕度中可用于提高出力的部分 , 图 3 中为 4% 。
留有一定 裕度。核 电站核蒸汽供应系统的热工设计裕度中有一部 分如 4% 可用于增 加堆芯热功 率和汽轮 机出力。压 水堆核电机组广泛采用一回路平均温度和二回路蒸汽压力都 做适当变化 , 即汽 轮机额定 蒸汽流 量与核 蒸汽供 应系统 额定蒸汽流量相匹配 , 汽轮机最大蒸汽流量与核蒸汽 供应系统最大蒸发量相匹配。 [ 关键词 ] 压水堆核电站 汽轮发电机组 蒸汽供应系统 功率匹配
中图分类号 : TK284. 1 文献标识码 : B 文章编号 : 1000- 7229( 2003) 12- 0004- 03
Pow er Matching of Turbine- generator Unit to Steam Supply System at Nuclear Power Station
核 电站 核蒸 汽供 应 系统 NSSS ( Nuclear Steam Supply System) 在核电站中的 作用相当于常 规火电 厂的锅炉 , 用于生产和向汽轮机供应蒸汽。 压水堆 NSSS 依靠燃料棒内的核裂变反应产生 热量, 再由一回路的水 ( 冷却剂兼作慢化剂 ) 将热量 带到蒸汽发生器并传递给二回路的水, 使其变为饱 和蒸汽。虽其作用与电厂锅炉相同, 但在设计安全 裕量、 能量的转换方式、 变工况运行方案等方面与锅 炉不尽相同。 因此, 对压水堆 核电站 汽轮 发电机 组与 NSSS 的功率匹配可参考常规火电厂机与炉的功率匹配方 式, 但又有其特殊性。下面比较 2 类电厂的异同, 探 讨如何根据 NSSS 的功率选择汽轮发电机组的功率 以适应核蒸汽供应系统特殊要求, 并推荐压水堆核 电站汽轮发电机组与 NSSS 的功率匹配方式。
工况下 : ( 1) 进汽量为最大连续出力工况时的 105% ; ( 2) 其他条件与 TMCR 工况相同。
2
火电厂炉与机的功率匹配
火电厂一般根据汽轮机、 发电机参数和容量来
[ 2]
选择锅炉。根据 !火力 发电厂设计技 术规程 ∀ 规 定, 锅炉的最大 连续蒸发量 ( BMCR) 宜与汽 轮机的 阀门全开工况 ( VWO) 下的进汽量相匹配。若机组 允许超压 , 则 BMCR 宜与阀门全开且超压工况下的 进汽量相匹配。当上述进汽量由于汽轮机制造厂标 准化的原因使裕度过大时 , 可不要求锅炉随之加大。 由于锅炉在 BMCR 下可连续运行 , 故可不计入 调节裕度 , 仅需计入制造厂设计和制造误差以及运 行老化对汽耗的影响。根据多年来的裕度水平和锅 炉进口谈判经验 , 要求 BMCR 不小于 TMCR 进汽量 的 103% , 一般取 105% 。
indicates that the heat lo ad at the surface of the nuclear bar is forced to be lower than the critical heat load w ith a certain surplus. In the thermodynamic design surplus in the nuclear steam supply system of the nuclear power station a small part ( like 4% ) can be used to increase the thermal power of the reactor core and turbine o utput. The average temperature of the primary loop and steam pressure of the secondary loop widely used for PWR units should be modified appropriately , i. e. the rated steam flow of the turbine matches to the rated steam flow of the nuclear steam supply system and the maximum steam flow of the turbine matches to the max imum steam flow of the nuclear steam supply system. [ Keywords] PWR nuclear power station; turbine- generator unit; steam supply system; power matching
Qiao Xubin
( G uangdong Provincial Electric Pow er Design and Research Institute, Guangzhou City, 510600)
[ Abstract]
The power matching of the PWR turbine- generator unit at nuclear power station to the nuclear steam supply sy stem
膜态沸腾, 恶化传热, 引起水冷壁温度急剧升高甚至 爆管。水冷壁内发生膜态沸腾时的热负荷即为锅炉 的临界热负荷。锅炉招标时, 一般要求临界热负荷 与设计最大热负荷的比值大于 1. 25。 与此类似, NSSS 的燃料棒外壳是核燃料裂变反 应热传递给一回路冷却水的界面, 同时它还是压水 堆的第一道屏障 , 用于防止核燃料与冷却剂接触, 并 防止裂变产物逸出, 以免造成放射性污染。燃料棒 元件表面发生膜态沸腾时, 由于传热恶化, 燃料棒表 面温度急剧升高而导致元件烧毁, 进而引起放射性 燃料泄漏, 这是核电站的恶性事故。此时的热负荷 即为 NSSS 的临界热负荷。 因此, 设计和运行中需要对燃料棒元件表面的 热负荷进行限制 , 即要求其小于临界热负荷 , 并留有 一定裕度。一般将计算的临界热负荷与实际允许的 局部 热 负荷 之 比 称为 临 界 热流 密 度 比或 烧 毁 比 DNBR 。目前最小 DNBR 已取到 1. 3。 由此可见, 核反应 堆 NSSS 和锅炉蒸汽供应 系 统的设计安全裕度在机理上完全一样。只是 NSSS 对安全性要求更高, 因此在设计和运行时, 其留出的 裕度更大。这样为操作员提供了充分的时间来分析 和处理异常工况 , 使堆芯损坏的可能性降到最低。 另外, 当核 电站建成并取得运行经验后 , NSSS 的热工设计裕度中有一部分可用于增加堆芯热功率 和汽轮机出力。投资方一般也有此要求 , 希望通过 提高出力来改善核电因初投资高而电价成本高、 不 利于竞争的状况。根据广东核电集团公司的建议 , 考虑将设计裕度的 4% 作为可利用裕度。 3. 2 变工况运行方案 在火电机组中, 为了保证机组运行的经济性和 稳定性, 一般采用 将汽轮机进口新蒸汽参数 t 0、 p0 稳定在设计值不变的方案。机组运行时 , 锅炉运行 人员的重要职责之一就是要在运行过程中 ( 不包括 机组的启、 停过程 ) 始终将 t 0 、 p 0 控制在允许的变动 范围之内。 对于压水堆核电机组, 若采用与火电机组相同 的二回路初参数 ( t 0 、 p 0 ) 不变的方案, 一回路冷却剂 的平均温度 t ave 变化最大 , 对于密闭的一回路系统来
图 1 火电机组各工况的定义及炉与机的功率匹配
说 , 就需要有更大的容积补偿能力, 要求设计更大的 稳压器 , 使一回路的压力补偿问题变得更困难。因 此 , 核电厂实际上都不采用这种方案。 对一回路系统最有利的方案是在各种负荷下保 持一回路冷却剂的平均温度不变。但这时 , 二回路 系统会有较大变化。随着堆功率的提升, 二回路 t 0 、 p 0 下降幅度较大, 导致 系统热效率下降; 同时 也给
与火电厂炉配机不同的是, 核电站是机配堆, 即 根据选定的 NSSS 的容量和参数来配汽轮机。压水 堆核电站汽轮机与 NSSS 的功率匹配方案可根据以 上的分析及 大亚湾和 岭澳核 电站的设 计资料 ( Al stom 提供) 推荐 , 如图 3 所示。即汽轮机额定蒸汽流 量( B 点和 C 点 ) 与 NSSS 额定蒸汽流量相匹配 , 汽 轮机最大蒸汽流量( D 点 ) 与 NSSS 最大蒸发量相匹 配。
图3
压水堆核电机组与 NSSS 的功率匹配方案
图 2 压水堆核电机组折衷运行方案
需要说明的是, 图 3 中 A 点已不再是核电机组 的经济工况 , C 点为热耗保证工况 , B 点为额定出力 保证工况。核 电站汽轮发电 机组辅机的配 置以 C 点为计算选型工况。
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核电站汽轮机与 NSSS 的功率匹配
收稿日期 : 2003- 07- 13
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汽轮机各种工况的定义
核电站与常规火电厂的热力系统中 , 除蒸汽的
产生与再热方式不同外 , 汽轮机的工况大致相同, 可 互为参考。火电厂汽轮机各种工况在不同的规程和 文献中有不同的定义。为更好表述功率匹配方式 , 有必要先对汽轮机的几种工况进行定义[ 1] 。 1. 1 能力工况 能力工况 ( TCCR) 如图 1 中 B 点所示。该工况 下: ( 1) 输出为额定功率; ( 2) 冷却水温度为 33 ; ( 3) 补水率为 x % ( 对火电: x = 3, 对核电: 补水率略高) ; ( 4) 回热系统正常投运; ( 5) 在额定参数下给水; ( 6) 发 电机功率因数 0. 9( 滞后) ; ( 7) 凝汽器背压为允许值。 1. 2 最大连续出力工况 最 大 连 续 出力 工 况 ( TMCR ) 如 图 1 中 C 点所
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3. 1
NSSS 与锅炉的比较
设计安全裕度 在设计锅炉时, 当容积热负荷选定后, 要对水冷
壁的实际热流密度进行校核 , 以防止水冷壁内发生
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电
wenku.baidu.com
力
建
设
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二回路的调节和运行带来困难。因此, 这是不可取 的方案。 目前 , 压水堆核电机组广泛采用 1 种折衷方案, 即选择 1 个一回路 t av e和二回路蒸汽压力 p 0 都作适 当变化的方案, 如图 2 所示。我国大亚湾核电机组 和秦山核电机组就是用这种折衷运行方案, 这是压 水堆核电机组在变工况运行方案上与火电机组的较 大不同之处。 从图 2 可看出, 当利用了 4% ( 图中假定为 x ) 的 堆芯设计裕度后, 二回路的压力将从 NSSS100% 额 定工况 A 点下降到 B 点。因此 , 在设计汽轮机时应 对 B 点的参数工况进行校验。
第 12 期
核电站汽轮发电机组与供汽系统的功率匹配
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示。该工况下: ( 1) 冷却水温度为 24 ; ( 2) 补水率 为 0; ( 3) 汽轮机进汽量与能力工况( TCCR) 相同; ( 4) 回热系统正常投运; ( 5) 在额定参数下给水 ; ( 6) 发电 机功率因数 0. 9( 滞后 ) ; ( 7) 凝汽器背压为额定背压。 1. 3 经济连续出力工况 经济连续出力工况( TECR) 如图 1 中 A 点所示。 该工况下: ( 1) 输出为额定功率; ( 2) 冷却水温度为 24 ; ( 3) 补水率为 0; ( 4) 回热系统正常投运 ; ( 5) 在额 定参数下给水; ( 6) 发电机功率因数 0. 9( 滞后) ; ( 7) 凝汽器背压为额定值。 1. 4 阀门全开工况 阀门全开工况 ( VWO) 如图 1 中 D 点所示。该
第 24 卷 4
第 12 期
电
力 建
设
Vo l. 24 No . 12 Dec, 2003
2003 年 12 月
Electric Power Construction
电源建设
核电站汽轮发电机组与供汽系统的功率匹配
乔旭斌
( 广东省电力设计研究院 , 广州市 , 510600)
[摘
要]
压水堆 核电站汽轮发电机组与核蒸汽供应系统的 功率匹配是 使燃料棒 表面的 热负荷小 于临界 热负荷 , 并
运行方案的 特点可知 : NSSS 有额定 工况和最 大工 况。最大工况是在额定工况的基础上利用堆芯热工 裕度中可用于提高出力的部分 , 图 3 中为 4% 。
留有一定 裕度。核 电站核蒸汽供应系统的热工设计裕度中有一部 分如 4% 可用于增 加堆芯热功 率和汽轮 机出力。压 水堆核电机组广泛采用一回路平均温度和二回路蒸汽压力都 做适当变化 , 即汽 轮机额定 蒸汽流 量与核 蒸汽供 应系统 额定蒸汽流量相匹配 , 汽轮机最大蒸汽流量与核蒸汽 供应系统最大蒸发量相匹配。 [ 关键词 ] 压水堆核电站 汽轮发电机组 蒸汽供应系统 功率匹配
中图分类号 : TK284. 1 文献标识码 : B 文章编号 : 1000- 7229( 2003) 12- 0004- 03
Pow er Matching of Turbine- generator Unit to Steam Supply System at Nuclear Power Station
核 电站 核蒸 汽供 应 系统 NSSS ( Nuclear Steam Supply System) 在核电站中的 作用相当于常 规火电 厂的锅炉 , 用于生产和向汽轮机供应蒸汽。 压水堆 NSSS 依靠燃料棒内的核裂变反应产生 热量, 再由一回路的水 ( 冷却剂兼作慢化剂 ) 将热量 带到蒸汽发生器并传递给二回路的水, 使其变为饱 和蒸汽。虽其作用与电厂锅炉相同, 但在设计安全 裕量、 能量的转换方式、 变工况运行方案等方面与锅 炉不尽相同。 因此, 对压水堆 核电站 汽轮 发电机 组与 NSSS 的功率匹配可参考常规火电厂机与炉的功率匹配方 式, 但又有其特殊性。下面比较 2 类电厂的异同, 探 讨如何根据 NSSS 的功率选择汽轮发电机组的功率 以适应核蒸汽供应系统特殊要求, 并推荐压水堆核 电站汽轮发电机组与 NSSS 的功率匹配方式。
工况下 : ( 1) 进汽量为最大连续出力工况时的 105% ; ( 2) 其他条件与 TMCR 工况相同。
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火电厂炉与机的功率匹配
火电厂一般根据汽轮机、 发电机参数和容量来
[ 2]
选择锅炉。根据 !火力 发电厂设计技 术规程 ∀ 规 定, 锅炉的最大 连续蒸发量 ( BMCR) 宜与汽 轮机的 阀门全开工况 ( VWO) 下的进汽量相匹配。若机组 允许超压 , 则 BMCR 宜与阀门全开且超压工况下的 进汽量相匹配。当上述进汽量由于汽轮机制造厂标 准化的原因使裕度过大时 , 可不要求锅炉随之加大。 由于锅炉在 BMCR 下可连续运行 , 故可不计入 调节裕度 , 仅需计入制造厂设计和制造误差以及运 行老化对汽耗的影响。根据多年来的裕度水平和锅 炉进口谈判经验 , 要求 BMCR 不小于 TMCR 进汽量 的 103% , 一般取 105% 。
indicates that the heat lo ad at the surface of the nuclear bar is forced to be lower than the critical heat load w ith a certain surplus. In the thermodynamic design surplus in the nuclear steam supply system of the nuclear power station a small part ( like 4% ) can be used to increase the thermal power of the reactor core and turbine o utput. The average temperature of the primary loop and steam pressure of the secondary loop widely used for PWR units should be modified appropriately , i. e. the rated steam flow of the turbine matches to the rated steam flow of the nuclear steam supply system and the maximum steam flow of the turbine matches to the max imum steam flow of the nuclear steam supply system. [ Keywords] PWR nuclear power station; turbine- generator unit; steam supply system; power matching
Qiao Xubin
( G uangdong Provincial Electric Pow er Design and Research Institute, Guangzhou City, 510600)
[ Abstract]
The power matching of the PWR turbine- generator unit at nuclear power station to the nuclear steam supply sy stem
膜态沸腾, 恶化传热, 引起水冷壁温度急剧升高甚至 爆管。水冷壁内发生膜态沸腾时的热负荷即为锅炉 的临界热负荷。锅炉招标时, 一般要求临界热负荷 与设计最大热负荷的比值大于 1. 25。 与此类似, NSSS 的燃料棒外壳是核燃料裂变反 应热传递给一回路冷却水的界面, 同时它还是压水 堆的第一道屏障 , 用于防止核燃料与冷却剂接触, 并 防止裂变产物逸出, 以免造成放射性污染。燃料棒 元件表面发生膜态沸腾时, 由于传热恶化, 燃料棒表 面温度急剧升高而导致元件烧毁, 进而引起放射性 燃料泄漏, 这是核电站的恶性事故。此时的热负荷 即为 NSSS 的临界热负荷。 因此, 设计和运行中需要对燃料棒元件表面的 热负荷进行限制 , 即要求其小于临界热负荷 , 并留有 一定裕度。一般将计算的临界热负荷与实际允许的 局部 热 负荷 之 比 称为 临 界 热流 密 度 比或 烧 毁 比 DNBR 。目前最小 DNBR 已取到 1. 3。 由此可见, 核反应 堆 NSSS 和锅炉蒸汽供应 系 统的设计安全裕度在机理上完全一样。只是 NSSS 对安全性要求更高, 因此在设计和运行时, 其留出的 裕度更大。这样为操作员提供了充分的时间来分析 和处理异常工况 , 使堆芯损坏的可能性降到最低。 另外, 当核 电站建成并取得运行经验后 , NSSS 的热工设计裕度中有一部分可用于增加堆芯热功率 和汽轮机出力。投资方一般也有此要求 , 希望通过 提高出力来改善核电因初投资高而电价成本高、 不 利于竞争的状况。根据广东核电集团公司的建议 , 考虑将设计裕度的 4% 作为可利用裕度。 3. 2 变工况运行方案 在火电机组中, 为了保证机组运行的经济性和 稳定性, 一般采用 将汽轮机进口新蒸汽参数 t 0、 p0 稳定在设计值不变的方案。机组运行时 , 锅炉运行 人员的重要职责之一就是要在运行过程中 ( 不包括 机组的启、 停过程 ) 始终将 t 0 、 p 0 控制在允许的变动 范围之内。 对于压水堆核电机组, 若采用与火电机组相同 的二回路初参数 ( t 0 、 p 0 ) 不变的方案, 一回路冷却剂 的平均温度 t ave 变化最大 , 对于密闭的一回路系统来
图 1 火电机组各工况的定义及炉与机的功率匹配
说 , 就需要有更大的容积补偿能力, 要求设计更大的 稳压器 , 使一回路的压力补偿问题变得更困难。因 此 , 核电厂实际上都不采用这种方案。 对一回路系统最有利的方案是在各种负荷下保 持一回路冷却剂的平均温度不变。但这时 , 二回路 系统会有较大变化。随着堆功率的提升, 二回路 t 0 、 p 0 下降幅度较大, 导致 系统热效率下降; 同时 也给
与火电厂炉配机不同的是, 核电站是机配堆, 即 根据选定的 NSSS 的容量和参数来配汽轮机。压水 堆核电站汽轮机与 NSSS 的功率匹配方案可根据以 上的分析及 大亚湾和 岭澳核 电站的设 计资料 ( Al stom 提供) 推荐 , 如图 3 所示。即汽轮机额定蒸汽流 量( B 点和 C 点 ) 与 NSSS 额定蒸汽流量相匹配 , 汽 轮机最大蒸汽流量( D 点 ) 与 NSSS 最大蒸发量相匹 配。
图3
压水堆核电机组与 NSSS 的功率匹配方案
图 2 压水堆核电机组折衷运行方案
需要说明的是, 图 3 中 A 点已不再是核电机组 的经济工况 , C 点为热耗保证工况 , B 点为额定出力 保证工况。核 电站汽轮发电 机组辅机的配 置以 C 点为计算选型工况。
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核电站汽轮机与 NSSS 的功率匹配
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汽轮机各种工况的定义
核电站与常规火电厂的热力系统中 , 除蒸汽的
产生与再热方式不同外 , 汽轮机的工况大致相同, 可 互为参考。火电厂汽轮机各种工况在不同的规程和 文献中有不同的定义。为更好表述功率匹配方式 , 有必要先对汽轮机的几种工况进行定义[ 1] 。 1. 1 能力工况 能力工况 ( TCCR) 如图 1 中 B 点所示。该工况 下: ( 1) 输出为额定功率; ( 2) 冷却水温度为 33 ; ( 3) 补水率为 x % ( 对火电: x = 3, 对核电: 补水率略高) ; ( 4) 回热系统正常投运; ( 5) 在额定参数下给水; ( 6) 发 电机功率因数 0. 9( 滞后) ; ( 7) 凝汽器背压为允许值。 1. 2 最大连续出力工况 最 大 连 续 出力 工 况 ( TMCR ) 如 图 1 中 C 点所
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NSSS 与锅炉的比较
设计安全裕度 在设计锅炉时, 当容积热负荷选定后, 要对水冷
壁的实际热流密度进行校核 , 以防止水冷壁内发生
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二回路的调节和运行带来困难。因此, 这是不可取 的方案。 目前 , 压水堆核电机组广泛采用 1 种折衷方案, 即选择 1 个一回路 t av e和二回路蒸汽压力 p 0 都作适 当变化的方案, 如图 2 所示。我国大亚湾核电机组 和秦山核电机组就是用这种折衷运行方案, 这是压 水堆核电机组在变工况运行方案上与火电机组的较 大不同之处。 从图 2 可看出, 当利用了 4% ( 图中假定为 x ) 的 堆芯设计裕度后, 二回路的压力将从 NSSS100% 额 定工况 A 点下降到 B 点。因此 , 在设计汽轮机时应 对 B 点的参数工况进行校验。
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示。该工况下: ( 1) 冷却水温度为 24 ; ( 2) 补水率 为 0; ( 3) 汽轮机进汽量与能力工况( TCCR) 相同; ( 4) 回热系统正常投运; ( 5) 在额定参数下给水 ; ( 6) 发电 机功率因数 0. 9( 滞后 ) ; ( 7) 凝汽器背压为额定背压。 1. 3 经济连续出力工况 经济连续出力工况( TECR) 如图 1 中 A 点所示。 该工况下: ( 1) 输出为额定功率; ( 2) 冷却水温度为 24 ; ( 3) 补水率为 0; ( 4) 回热系统正常投运 ; ( 5) 在额 定参数下给水; ( 6) 发电机功率因数 0. 9( 滞后) ; ( 7) 凝汽器背压为额定值。 1. 4 阀门全开工况 阀门全开工况 ( VWO) 如图 1 中 D 点所示。该
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核电站汽轮发电机组与供汽系统的功率匹配
乔旭斌
( 广东省电力设计研究院 , 广州市 , 510600)
[摘
要]
压水堆 核电站汽轮发电机组与核蒸汽供应系统的 功率匹配是 使燃料棒 表面的 热负荷小 于临界 热负荷 , 并