核电厂常规岛失气后控制方法与流程

1.本发明涉及核电厂调试领域，更具体地说，本发明涉及一种核电厂常规岛失气后控制方法。


背景技术：

2.epr(european pressurized water reactor，欧洲压水堆)机组在阀门的动力选型上与cpr(china pressurized water reactor，中国压水堆)机组存在较大差别，核岛区域基本采用电动阀，而常规岛区域则大量采用气动阀。针对气动阀门失气后对系统、机组的影响和瞬态控制策略，cpr机组没有整体失气试验进行验证，epr机组首次采用coc107试验弥补了此部分空白。
3.coc107(失去仪用压缩空气试验)是在常规岛热抽真空工况下模拟失去sar(instrument compressed air distribution system，仪用压缩空气分配系统)，验证各系统、设备的动作情况正确以及瞬态控制策略的可行性，为后续机组正常运行期间出现失气瞬态工况后的应急干预提供参考和借鉴，在现有试验方案中，通过关闭常规岛进气母管上的总阀实现真实失气，在常规岛失气后的系统瞬态控制策略如图1所示，顺序为cvi
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cet
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sva
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adg
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cex
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crf
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aad
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apa
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其他系统，其中，cvi(condenser vacuum system)是凝汽器真空系统，cet(turbine gland seal system)是汽机轴封系统，sva(auxiliary steam distribution system)是辅助蒸汽分配系统，adg(feed water tank and gas stripper system)是给水除气器系统，cex(condensate extraction system)是凝结水抽取系统，crf(circulating water system)是循环水系统，aad(start up and shut down feed water system)是启动和停闭给水系统，apa(main feed water pump system)是电动主给水泵系统。
4.但是，结合失气后对主机设备、冷源设备、给水设备等方面影响分析，上述瞬态控制策略不合理，影响重大设备安全运行，至少对汽轮机、凝汽器、除氧器、给水泵等重大设备存在如下风险：
5.1)轴封cet系统干预过晚。失去sar后，汽轮机轴封系统cet进汽阀失气全开，调节功能不可用时，会造成轴封蒸汽超压外泄。上述瞬态控制策略是在停运cvi真空泵并打开真空破坏阀凝汽器压力升至大气压后才对cet系统进行干预，此时cet系统轴封蒸汽长时间超压外泄，存在汽轮机轴承等设备损坏及人员烫伤的风险。
6.2)进入凝汽器的蒸汽和疏水干预过晚。失去sar后，crf系统虹吸破坏阀失气开启，crf泵不能长时间运行，无法维持凝汽器真空，影响凝汽器可用。上述瞬态控制策略的adg系统高温蒸汽、vpu系统(main steam(including drains)for ci part，常规岛主蒸汽系统)的高温疏水在凝汽器真空破坏后还持续排入凝汽器，将造成凝汽器温度、压力持续升高，存在损坏凝汽器钛管及汽轮机低压缸爆破盘的风险。
7.3)adg回水到凝汽器隔离阀、apa/aad泵干预过晚。失去sar后，在cex阀站调节阀和adg进汽调节阀失气关闭的情况下，adg失去进水和进汽，除氧器液位和压力持续降低，影响
apa/aad泵安全运行和蒸汽发生器供水，此时apa/aad泵长时间运行，气蚀及振动损坏的风险大大提高。
8.有鉴于此，确有必要提供一种能够克服上述问题的核电厂常规岛失气后控制方法。


技术实现要素：

9.本发明的目的在于：提供一种核电厂常规岛失气后控制方法，有效保证核电厂的重大设备安全运行以及人员安全。
10.为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电厂常规岛失气后控制方法，其包括以下步骤：
11.1)常规岛失气后，立即就地手动调节轴封进汽阀，维持cet轴封压力；
12.2)在进入凝汽器的高温蒸汽和疏水隔离后，停运cvi系统，打开真空破坏阀；
13.3)待凝汽器压力恢复至大气压后，退出cet系统。
14.作为本发明核电厂常规岛失气后控制方法的一种优选实施方式，所述步骤3)还包括在退出cet系统后，停运sva系统。
15.作为本发明核电厂常规岛失气后控制方法的一种优选实施方式，在步骤1)手动调节轴封进汽阀，维持cet轴封压力期间，需尽快隔离进入凝汽器的高温蒸汽和疏水。
16.作为本发明核电厂常规岛失气后控制方法的一种优选实施方式，所述隔离进入凝汽器的高温蒸汽和疏水包括将adg的排汽由凝汽器切至大气，隔离adg除氧器至凝汽器的回水，避免除氧器高温水汽大量进入凝汽器。
17.作为本发明核电厂常规岛失气后控制方法的一种优选实施方式，所述隔离进入凝汽器的高温蒸汽和疏水还包括关闭vpu系统至凝汽器的排水。
18.作为本发明核电厂常规岛失气后控制方法的一种优选实施方式，所述步骤3)之后还包括步骤4)，在隔离所有进入凝汽器热源后，停运crf泵，防止crf泵在虹吸破坏阀打开的工况下长时间运行。
19.作为本发明核电厂常规岛失气后控制方法的一种优选实施方式，还包括步骤5)，在隔离adg除氧器至凝汽器的回水后，停运apa及aad泵。
20.作为本发明核电厂常规岛失气后控制方法的一种优选实施方式，所述步骤5)停运apa及aad泵后，逐步将cex泵退出运行。
21.作为本发明核电厂常规岛失气后控制方法的一种优选实施方式，步骤5)后还包括步骤6)，停运adg。
22.作为本发明核电厂常规岛失气后控制方法的一种优选实施方式，所述步骤5)、步骤6)在步骤2)之后，与步骤3)、步骤4)并列进行。
23.作为本发明核电厂常规岛失气后控制方法的一种优选实施方式，还包括步骤7)，完成步骤4)和步骤6)后，进行其他系统的检查和操作，其他系统包括abp系统、ahp系统、sek系统、sir系统和gss系统。
24.与现有技术相比，本发明核电厂常规岛失气后控制方法至少具有以下优点：
25.1)本发明在常规岛失气后，立即就地手动调节轴封进汽阀，维持cet轴封压力，然后在进入凝汽器的高温蒸汽和疏水隔离后，再停运cvi系统，打开真空破坏阀，待凝汽器压
力恢复至大气压后，退出cet系统，因此能够尽可能维持凝汽器真空以便有充足时间隔离进入凝汽器的高温蒸汽和疏水，同时避免轴封蒸汽外泄造成设备损坏及人员烫伤；
26.2)本发明在手动调节轴封进汽阀，维持cet轴封压力期间，将adg的排汽由凝汽器切至大气，隔离adg除氧器至凝汽器的回水，避免除氧器高温水汽大量进入凝汽器，并关闭vpu系统至凝汽器的排水，实现了尽快隔离进入凝汽器的高温蒸汽和疏水，能够防止凝汽器和低压缸设备损坏；本发明在隔离所有进入凝汽器热源后，停运crf泵，防止了crf泵在虹吸破坏阀打开的工况下长时间运行；
27.3)本发明在常规岛失气后，及时隔离adg除氧器至凝汽器的回水，停运apa及aad泵，并逐步将cex泵退出运行，避免了防止除氧器水位、压力持续降低导致apa/aad泵气蚀及振动过高造成损坏。
附图说明
28.下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电厂常规岛失气后控制方法及其有益效果进行详细说明。
29.图1为现有常规岛失气后的系统瞬态控制策略。
30.图2为核电厂常规岛失气相关系统简图。
31.图3为本发明核电厂常规岛失气后控制方法的流程简图。
具体实施方式
32.为了使本发明的目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。
33.请参阅图2和图3，为了解决现有常规岛失气后的系统瞬态控制策略中存在的问题，发明人通过梳理各系统失气后的状态及影响，分析各个风险点，再以主要风险点为牵引，从保证系统设备安全后撤角度，对控制策略进行优化改进。
34.具体包括以下几点：
35.1)主机设备失气后控制策略优化
36.常规岛失气后，cet轴封压力调节功能不可用，但汽轮机润滑油及盘车系统仍正常运行，cet系统可继续投用。为了尽可能维持凝汽器真空以便有充足时间隔离进入凝汽器的高温蒸汽和疏水，同时避免轴封蒸汽外泄造成设备损坏及人员烫伤，需立即就地手动控制轴封进汽阀维持cet轴封压力，然后在进入凝汽器的高温蒸汽和疏水隔离后，再停运cvi系统，打开真空破坏阀，待凝汽器压力恢复至大气压后，退出cet系统。
37.2)冷源设备失气后控制策略优化
38.在手动调节cet轴封压力期间，由于crf无法长时间运行以维持凝汽器真空，为了防止凝汽器和低压缸设备损坏，需尽快隔离进入凝汽器的高温蒸汽和疏水。按照对凝汽器的影响程度，优先将adg的排汽由凝汽器切至大气、隔离除氧器至凝汽器的回水，避免除氧器高温水汽大量进入凝汽器。
39.在隔离所有进入凝汽器热源后，停运crf泵，防止crf泵在虹吸破坏阀打开的工况下长时间运行。
40.3)给水设备失气后控制策略优化
41.常规岛失气后，cex阀站调节阀和除氧器主辅汽进汽调节阀失气关闭，除氧器无法维持水位和压力。另一方面，失气信号联启apa泵后，apa泵与aad泵同时在小流量工况运行。为了防止除氧器水位、压力降低导致apa/aad泵气蚀及振动过高造成损坏，应及时隔离adg至凝汽器的回水，停运apa及aad泵，并逐步将cex泵退出运行。
42.经过上述分析，得到如图3所示的常规岛失气控制方法。
43.本技术核电厂常规岛失气后控制方法包括以下步骤：
44.步骤s1，常规岛失气后，立即就地手动调节轴封进汽阀，维持cet轴封压力。
45.在手动调节轴封进汽阀，维持cet轴封压力期间，需尽快隔离进入凝汽器的高温蒸汽和疏水：包括将adg的排汽由凝汽器切至大气，隔离adg除氧器至凝汽器的回水，避免除氧器高温水汽大量进入凝汽器，还包括关闭vpu系统至凝汽器的排水。
46.步骤s2，在进入凝汽器的高温蒸汽和疏水隔离后，停运cvi系统，打开真空破坏阀。
47.步骤s3，待凝汽器压力恢复至大气压后，退出cet系统。此步骤还包括在退出cet系统后，停运sva系统。
48.步骤s4，在隔离所有进入凝汽器热源后，停运crf泵，防止crf泵在虹吸破坏阀打开的工况下长时间运行。
49.步骤s5，在隔离adg除氧器至凝汽器的回水后，停运apa及aad泵，并逐步将cex泵退出运行；此步骤可在步骤s2后、与步骤s3并列进行。
50.步骤s6，完成步骤s5后，停运adg。
51.步骤s7，完成步骤s4和步骤s6后，进行其他系统的检查和操作，其他系统包括abp系统(low pressure feed water heater system，低压给水加热器系统)、ahp系统(high pressure feed water heater system，高压给水加热器系统)、sek系统(conventional island liquid waste collection system，常规岛废液收集系统)、sir系统(chemical reagents injection system，化学加药系统)和gss系统(moisture separator
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reheater system，汽水分离再热器系统)。
52.与现有技术相比，本发明核电厂常规岛失气后控制方法至少具有以下优点：
53.1)本发明在常规岛失气后，立即就地手动调节轴封进汽阀，维持cet轴封压力，然后在进入凝汽器的高温蒸汽和疏水隔离后，再停运cvi系统，打开真空破坏阀，待凝汽器压力恢复至大气压后，退出cet系统，因此能够尽可能维持凝汽器真空以便有充足时间隔离进入凝汽器的高温蒸汽和疏水，同时避免轴封蒸汽外泄造成设备损坏及人员烫伤；
54.2)本发明在手动调节轴封进汽阀，维持cet轴封压力期间，将adg的排汽由凝汽器切至大气，隔离adg除氧器至凝汽器的回水，避免除氧器高温水汽大量进入凝汽器，并关闭vpu系统至凝汽器的排水，实现了尽快隔离进入凝汽器的高温蒸汽和疏水，能够防止凝汽器和低压缸设备损坏；本发明在隔离所有进入凝汽器热源后，停运crf泵，防止了crf泵在虹吸破坏阀打开的工况下长时间运行；
55.3)本发明在常规岛失气后，及时隔离adg除氧器至凝汽器的回水，停运apa及aad泵，并逐步将cex泵退出运行，避免了防止除氧器水位、压力持续降低导致apa/aad泵气蚀及振动过高造成损坏。
56.经实际验证，采用本发明核电厂常规岛失气后控制方法的coc107试验机组状态安
全可控，未发生安全质量事件，工期较计划都有所减少，可见其提升了安全质量，降低了人因失误。
57.综上所述，本发明核电厂常规岛失气后控制方法消除了现有常规岛失气后的系统瞬态控制策略中存在的风险因素，能够确保汽轮机、凝汽器、apa/aad泵等常规岛系统和设备的安全，同时有效地缩短了常规岛失气后的控制时间。
58.根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。