郭城

(大亞灣核電運營管理責(zé)任有限公司，深圳 518124)

核電站功率控制的問題探討

郭城

(大亞灣核電運營管理責(zé)任有限公司，深圳 518124)

核電站的功率控制是核電站的重要方面。從澄清各種功率的說法出發(fā)，詳細(xì)分析說明了核電站各種功率的定義、表達式及相關(guān)顯示，進而分析了各種功率的準(zhǔn)確性問題。通過清晰幾個功率的說法，較全面地分析了核電站如何在保證核安全的情況下，盡量提高熱功率進而提高發(fā)電量的方法，對核電站的持續(xù)改進有所幫助。

核電站;功率;控制

1 前言

核電站的反應(yīng)堆是可控的控制功率的反應(yīng)堆裝置，所以功率控制是核電站的重要方面。在基本負(fù)荷運行的核電站均追求在反應(yīng)堆允許的情況下盡量多發(fā)電。這個允許的條件是：在反應(yīng)堆功率設(shè)計的安全范圍之內(nèi)。什么因素制約了反應(yīng)堆的功率?從設(shè)計角度在保證充足裕量的前提下，根據(jù)相關(guān)的事故分析，對反應(yīng)堆的功率最大值有要求。在核電站的設(shè)計基礎(chǔ)文件——最終安全分析報告中對核電站反應(yīng)堆的最大輸出功率有明確要求。例如：大亞灣及嶺澳核電站的設(shè)計值的反應(yīng)堆輸出熱功率為2895MW，這個功率通過適當(dāng)?shù)谋O(jiān)控得以保證。而且在運行中，如何通過合理的監(jiān)控，在保證安全的情況下盡量多發(fā)電，這是核電站急需解決的問題。

2 各種功率說法的說明

在各種文件中，經(jīng)常看見各種各樣稱謂的功率，下面對各種功率的說法進行說明。

2.1 核功率

核功率指的是核裂變產(chǎn)生的能量。在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)，核裂變產(chǎn)生的能量約97.4%存在于燃料芯塊內(nèi)，約2.6%的能量被堆芯的結(jié)構(gòu)材料、慢化劑和反射層吸收。堆芯總核功率的計算公式為：

其中，Pn.c為堆芯總核功率;Ef為每次裂變能量;Nf為堆芯平均可裂變核子密度;σf為微觀裂變截面;Ф為堆芯的平均熱中子通量;Vc為堆芯體積。

在反應(yīng)堆的實際運行過程中，Ef、σf和Vc基本不變，Nf變化很小，堆芯總核功率Pn.c基本上同堆芯的平均熱中子通量Ф成線性關(guān)系。我們通過監(jiān)測整個堆芯體積內(nèi)的中子通量來監(jiān)測反應(yīng)堆的核功率，具體有兩種手段：堆外中子測量和堆內(nèi)中子測量。

堆外中子測量是通過堆外的泄露中子同全堆芯的中子成正比的原理，通過測量堆外的泄露中子，進而推算全堆芯的中子通量，表征堆芯的核功率。測量范圍是10－1～5×10+10n/ cm2s，覆蓋11個量級，采用3種量程的探測器：2個源量程探測器，2個中間量程探測器，4個功率量程探測器。

堆內(nèi)中子測量是通過子套管將微裂變室從反應(yīng)堆下部插入堆芯測量中子通量，分5組，全堆芯共有50個燃料組件具有測量通道。

隨著反應(yīng)堆燃耗的增加，可裂變核子的密度逐漸減小，為保持同樣的功率，中子通量需要不斷地增加。也就是說，對于同樣的中子通量，由于燃耗的不同，發(fā)出的核功率是不同的。

因此，在反應(yīng)堆的運行過程中，需要定期地對堆外中子測量通道進行標(biāo)定，以使其相同的對數(shù)對應(yīng)同樣的核功率，這就是我們所說的GK參數(shù)調(diào)整。標(biāo)定的標(biāo)準(zhǔn)是熱平衡 (KME)測量的熱功率。

2.2 一回路的熱功率

一回路的熱功率由堆芯的熱功率 (堆芯核裂變傳遞給一回路冷卻劑的能量)、三臺主泵的熱功率、穩(wěn)壓器內(nèi)電加熱器的熱功率 (穩(wěn)定運行時很小，可忽略)等三部分組成，上充下泄的運行對一回路熱功率的計算也是一個擾動 (很小，可忽略)。

我們經(jīng)常采用如下的計算方法計算堆芯熱功率：

其中，Pth.c為堆芯熱功率;Qp為一回路冷卻劑流量;Cp為一回路定壓比熱容;Tout為堆芯出口溫度;Tin為堆芯入口溫度。

在穩(wěn)態(tài)工況下，我們認(rèn)為Qp和Cp是不變的，通過測量堆芯的進出口溫度，可用來表征堆芯的熱功率。對于堆芯的進出口溫度，有三種測量方式：一是每條環(huán)路的進出口主管道上裝有的寬量程溫度計;二是每條環(huán)路測溫旁路上的窄量程溫度計;三是堆芯出口的40個熱電偶溫度計。

上述公式只是針對穩(wěn)態(tài)工況而言的，對于瞬態(tài)工況，還需考慮主泵轉(zhuǎn)速對冷卻劑流量的影響。對于穩(wěn)態(tài)工況，產(chǎn)熱和傳熱達到動態(tài)平衡，堆芯的熱功率和核功率相等，因此在很多文件中，對兩者不做特別區(qū)分。

一回路總熱功率可認(rèn)為是堆芯熱功率和主泵功率之和。

其中，Pth為總熱功率;Pth.c為堆芯熱功率;Ppunp為主泵功率。

2.3 二回路的功率

二回路的功率指的是SG從一回路帶走的熱量，在穩(wěn)定工況下，一、二回路熱功率是相互平衡的。一回路傳遞給二回路的功率可由下式計算：

其中，P2為二回路的熱功率;h為SG的傳熱系數(shù);S為SG的傳熱面積;Tav為一回路的平均溫度;Ts為SG出口的蒸汽溫度。

上式只是計算一二回路傳遞功率的理論算式，實際中，一般通過KME方法測量二回路的熱功率。一回路傳遞給二回路的功率轉(zhuǎn)化為二回路給水的焓升，在穩(wěn)態(tài)工況下，通過測量SG的蒸汽流量、蒸汽壓力、SG排污流量和溫度、SG的給水流量和溫度，通過運算計算出二回路吸收的熱量，即二回路的熱功率，這也就是KME測量熱功率的方法。在測量參數(shù)準(zhǔn)確度足夠的情況下，本方法具有相當(dāng)?shù)臏?zhǔn)確性，并且可操作性強，因此，其成為校準(zhǔn)其他測量方法的基礎(chǔ)方法。

2.4 汽機功率和電功率

汽機功率指汽機輸出的軸功率。二回路輸出的熱功率與汽機理論熱效率、相對內(nèi)效率和機械效率之積即為汽機功率。而汽機功率與發(fā)電機效率的乘積就是發(fā)電機的電功率。發(fā)電機的電功率減去廠用電功率即為上網(wǎng)功率。

在機組的實際運行過程中，核電站汽輪機一般采取噴嘴調(diào)節(jié)。將調(diào)節(jié)級的噴嘴分為幾組，每組各由一只調(diào)節(jié)閥控制，通過依次啟閉這些調(diào)節(jié)閥來調(diào)節(jié)進汽量。蒸汽流量與調(diào)節(jié)閥門蒸汽流量整定值的關(guān)系如下：

噴嘴調(diào)節(jié)的工作曲線。壓力線p1表示調(diào)節(jié)級后蒸汽壓力隨汽輪機流量 (即功率)而變化的情況。pΙ、pⅡ、pⅢ和p IV各曲線表示各調(diào)節(jié)閥由關(guān)閉到開足時各組噴嘴前的壓力隨進汽量而變化的情況。

所以高壓缸體調(diào)節(jié)級的噴嘴后的壓力與汽機功率之間有很好的線性關(guān)系，因此，我們通過測量汽機高壓缸體調(diào)節(jié)級的噴嘴后的壓力GRE(汽機調(diào)節(jié)系統(tǒng))023MP和 GRE024MP來表征汽機功率。

圖1 蒸汽流量需求高壓調(diào)節(jié)閥方式

圖2 噴嘴調(diào)節(jié)的工作曲線

而發(fā)電機的電功率通過直接測量獲得。

2.5 綜合說明

在主控室中，通過液晶數(shù)字表和功率量程的指示可以讀出核功率，通過液晶數(shù)字表和KIT(集中數(shù)據(jù)處理系統(tǒng))中的指示可以讀出一回路的熱功率，通過讀取 GRE023MP和GRE024MP的指示器指示可獲得汽機功率，而電功率可通過主控室的液晶數(shù)字表和記錄儀指示獲得，而二回路的熱功率通過KME(熱平衡實驗)獲得。

從數(shù)據(jù)測量到數(shù)據(jù)顯示，一般有儀表測量誤差、數(shù)據(jù)的傳遞誤差、數(shù)據(jù)的計算誤差(包括計算的方法誤差和計算過程的誤差)和儀表的顯示誤差，這就給最終的結(jié)果帶來很大的不確定性。如：對于RPN(核儀表系統(tǒng))的核功率指示，按設(shè)計要求，上述所有誤差應(yīng)小于9%，而我們的超功率停堆保護限制為118%，考慮上述誤差，保護定值設(shè)為109%。

上述各種功率的測量，方法不同，精度各異，有些測量指示需在機組實際運行的過程中不斷調(diào)整，因此，為了盡量減小不確定性，我們有必要選取基本的測量方法來作為測量基準(zhǔn)，來調(diào)整和校核其他方法。

由于KME方法測量的功率比較準(zhǔn)確可靠，可操作性強，而在穩(wěn)態(tài)工況下，一、二回路的產(chǎn)熱和輸熱互相平衡，因此將KME方法作為基準(zhǔn)方法，用其可校準(zhǔn)一回路的核功率和熱功率。即根據(jù)KME的測量結(jié)果，通過調(diào)整GK參數(shù)來調(diào)整RPN的核功率指示，通過調(diào)整KIT的流量系數(shù)來調(diào)整KIT中的一回路熱功率指示。

電功率可直接測量，準(zhǔn)確易得，結(jié)合KME測量的二回路功率，可作為衡量汽機效率的主要指標(biāo)。

GRE023MP和GRE024MP用來表征汽機功率，同時又是反應(yīng)堆控制系統(tǒng)獲取一回路平均溫度參考值Tref的依據(jù)，其重要性不言而語。如標(biāo)定不準(zhǔn)，將會影響一回路的平均溫度調(diào)節(jié)。

在機組的實際運行過程中，引入正反應(yīng)性，將提高核功率;核功率增加后，表征堆芯熱功率的進出口溫差將增大，堆芯熱功率增加;在控制調(diào)節(jié)的情況下，一回路的平均溫度增加，一回路向二回路傳熱能力增加，傳遞的熱量增加，二回路的熱功率增加;蒸汽流量增加，做功能力增加，電功率增加。

3 機組滿發(fā)問題分析

在討論機組滿發(fā)前，首先分析以下機組滿發(fā)的限制條件：

(1)反應(yīng)堆不能超過額定熱功率(2905MW);

(2)汽輪機不能超速，由于裕度較大，基本可不考慮此問題。

根據(jù)上述的分析，就運行控制而言，機組滿發(fā)的首要限制條件是反應(yīng)堆的額定熱功率，而熱功率的測量基準(zhǔn)是熱平衡 (KIT和RPN的指示根據(jù)熱平衡的結(jié)果進行調(diào)整)。在給定一回路熱功率的情況下，我們再來討論二回路的發(fā)電能力問題。影響汽輪發(fā)電機發(fā)電能力的因素有：汽機的理論熱效率、汽機的相對內(nèi)效率、汽機的機械效率和發(fā)電機的效率。

在額定熱功率下，提高電功率的方法就是盡量提高上述效率。對于給定的電站，上述效率基本以設(shè)計給定，變化的范圍很小。循環(huán)水溫度的變化、冷凝器真空的變化和汽水回路配置的改變 (如隔離一列加熱器)將會影響到理論熱效率，而常規(guī)島的跑、冒、滴、漏等現(xiàn)象將會影響汽機的相對內(nèi)效率，汽輪機組的潤滑、摩擦及平衡情況將影響汽機的機械效率。盡量提高汽輪發(fā)電機效率，就是尋找最佳配置，將上述效率提高到能達到的最佳水平。

在大亞灣核電站的技術(shù)規(guī)范書中對機組的熱功率的控制有明確的規(guī)定：在連續(xù)運行期間，堆芯熱功率，包括測量誤差在內(nèi)，必須低于102%Pn。

考慮到前述的熱功率測量的問題，為明確相關(guān)的要求，后修改為：“連續(xù)運行期間，堆芯穩(wěn)態(tài)熱功率不超過100%FP(一回路穩(wěn)態(tài)熱功率不超過2905MW，堆芯穩(wěn)態(tài)熱功率不超過2895MW)，熱功率測量誤差不超過2%。為滿足上述要求，反應(yīng)堆熱功率控制必須遵守以下規(guī)定：

(1)禁止堆芯熱功率超過102%FP。

(2)任何一個運行值班的8h內(nèi)，堆芯熱功率平均值不超過100%FP。

(3)任何一個運行值班的8h內(nèi)，堆芯熱功率在102%FP水平累計不超過15min;超過101%FP的累計運行時間不超過30min，超過100.5%FP的累計運行時間不超過60min?！比绾翁岣甙l(fā)電量，又不使熱功率超過設(shè)計值呢?設(shè)置102%的原因是由于熱功率測量設(shè)備的流量測量的不確定性有2%的誤差，從而保證任何情況下均不會超過設(shè)計值。如果一味地提高熱功率的控制值，可能的結(jié)果會超出相應(yīng)的設(shè)計限制。如圖3所示。

圖3 熱功率提高的風(fēng)險

圖4 采用超聲波流量測量后提高熱工率的措施

是否有其他解決方案?在美國的部分核電站提高了其相應(yīng)的功率限值。采取的措施為：采用精度更高的超聲波流量測量裝置，從而減少了測量的不準(zhǔn)確性。這樣就可以在維持熱功率限值的前提下，提高機組處理及發(fā)電量。如圖4所示。

4 結(jié)束語

本文從清晰幾個功率的說法開始，較全面地分析了核電站如何在核安全保證的情況下，盡量提高熱功率進而提高發(fā)電量的方法。對核電站的持續(xù)改進有所幫助。

［1］鄭福裕.壓水堆核電廠運行.原子能出版社，1998

［2］翦天聰.汽輪機原理.中國電力出版社，1986

［3］大亞灣核電站.運行技術(shù)規(guī)范.大亞灣核電站，2004

The Discussion on Power Control of Nuclear Power Plant

GUO Cheng
(DAYA Bay Nuclear Power Operations and Managem ent Co.LTD，Nuclear Training Center，Shenzhen 518124，China)

Power control is an important part of nuclear power plant control.This article analyses the definition，expression，related display of nuclear power power aswellas the accuracy of these definition in detail.Ultimately，the author gives us a method of how to improve power generating capacity of nuclear power plant on the premise of ensuring nuclear safety，which helps continuous improvement of nuclear power plant.

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