[发明专利]一种用于核电站蒸汽发生器的热力性能监管方法

说明书

本发明公开了一种用于核电站蒸汽发生器的热力性能监管方法，监管方法包括获取蒸汽发生器的当前实际蒸汽压力值和当前其它相关热力参数，并结合蒸汽发生器的传热数学模型，计算蒸汽发生器的当前理论最佳蒸汽压力值；根据蒸汽发生器的当前理论最佳蒸汽压力值、当前实际蒸汽压力值、最大允许蒸汽压降计算蒸汽发生器的当前状态因子；将当前状态因子与预设的状态因子阈值作比较，获得蒸汽发生器的当前热力性能状态；根据当前热力性能状态，采取相对应的治理措施。本发明利用蒸汽发生器的状态因子来监督蒸汽发生器热力性能的变化，并做出相应的治理措施，高效精准。

技术领域

本发明涉及核电领域，尤其涉及一种用于核电站蒸汽发生器的热力性能监管方法。

背景技术

从20世纪80年代到90年代初，压水堆核电站自然循环蒸汽发生器(SG)的设计裕度有所降低；再加上蒸汽发生器运行中的不断积污，引起的二次侧传热效率降低，又进一步降低了蒸汽发生器产生的蒸汽压力。蒸汽压力损失通常可达0.7bar-2.1bar，在某些情况下甚至超过3.4bar。蒸汽发生器压力降低会导致多个核电站无法产生额定机组出力。蒸汽发生器的积污不但存在腐蚀等安全风险，也对核电站的经济性造成严重影响。

目前，对蒸汽发生器热力性能的评估，通常采用污垢系数法，但不同机组之间污垢指数变化规律差别很大，不便于机组之间的横向对比。法国电力集团(EDF)基于传热热阻、视频检查和化学参数进行了综合考虑，提出了蒸汽发生器评估的工具包fouling index，用以指导蒸汽发生器的化学清洗和评估。该方法的基本前提认为热阻与蒸汽发生器内腐蚀产物含量成正比例关系。但是，最新的研究成果显示热阻除了与腐蚀产物的厚度有关系，也取决于腐蚀产物的结构和形貌。

随着我国二代加的核电站大量投入商业运营，部分核电站也出现了蒸汽发生器二次侧出口蒸汽压力降低的现象。比如，某核电站机组在首个燃料循环，蒸汽压力降低约1bar，在第2-5个燃料循环中蒸汽压力仍持续在较低的位置，有时降低至设计保证值67.1bar以下，蒸汽压力相比最初商运数值最大降低了约2bar，但在第四个循环后，蒸汽压力有所回升，相比最低值，最大回升约1.5bar，经过五个燃料循环运行，仍低于商运初期的蒸汽压力。随着服役时间的增加，蒸汽发生器的传热热阻也逐渐大于了设计污垢热阻8.8×10^-6m²·℃·W^-1，第五个燃料循环中，随着蒸汽压力的缓慢回升，传热热阻又缓慢降低至4×10^-6m²·℃·W^-1左右。无论是蒸汽压力的变化趋势，还是传热热阻的变化趋势，都是一种现象，而无法揭示蒸汽发生器二次侧蒸汽压力降低的根本原因，也不能对蒸汽压力降低的影响程度进行评价即监管。

另外，核电机组常规岛汽轮机多采用节流控制方式，蒸汽发生器和汽轮机在设计之初存在一定的裕度即蒸汽发生器的最大允许蒸汽压降。当蒸汽压力降低值小于裕度时，蒸汽压力降低，对机组出力影响较小，即卡诺循环效率的降低带来的损失，可以通过降低阀门节流损失来进行弥补。一旦蒸汽压力降低数值过大，汽轮机主调节阀全开后(VWO)，蒸汽压力降低的损失将给机组带来较大的影响。以某1000MW压水堆核电机组为例，当(主)蒸汽压力在高于阈点压力时，蒸汽压力变化1bar，机组电功率变化约0.1MW；当(主)蒸汽压力低于阈点压力后，蒸汽压力变化1bar，机组电功率变化约17MW，影响关系曲线如图1所示，可见(主)蒸汽压力低于阈值点后，将对机组经济性造成重大影响。值得注意的是，此时电功率的大幅变化不是热效率变化引起的，而是调节阀全开后，限制了机组堆功率不能满发导致的。

因此，对于运行核电站而言，不仅需要考虑蒸汽发生器的污垢问题，还需要关注蒸汽发生器和汽轮机的匹配裕度。

发明内容

鉴于以上内容，有必要提供一种用于核电站蒸汽发生器的热力性能监管方法，利用蒸汽发生器的状态因子来监督蒸汽发生器热力性能的变化，并做出相应的治理措施。本发明的技术方案如下：