浅析满功率下常规岛仪表控制用压缩空气丧失后的机组状态控制

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　　【摘 要】本文的目的在于研究在丧失常规岛仪表控制用压缩空气的情况下各重要系统的响应，得出该工况对一回路、二回路、BOP系统的影响和风险，最终让核电厂主控操纵员能够采取最有效且可行的操作方法和操作顺序来控制核电机组的状态。操纵员能通过专门针对此工况的规程使得汽轮机在停运的过程中：首先能够尽量缓解一回路的瞬态；其次保证汽轮机、凝汽器、低压缸爆破膜、辅助冷却泵、主给水泵、凝结水泵等重要设备能够安全停运。强调在这个过程中主控操纵员应该关注的主要方面。本文分析的方法是通过对机组二回路工艺系统中的重要气动调节执行机构在丧失仪表控制用压缩空气后的安全状态进行分析，先得出单系统丧失仪表控制用压缩空气后的影响，然后把各个重要的调节系统丧失仪表控制用压缩空气的后果综合起来一起分析，得出在满功率运行状态下整体丧失仪表控制用压缩空气后对机组的影响，然后针对其影响找出应对的方法。论文的最后，就当前机组在仪表控制用压缩空气设计上的不足给出改进方法和编写专门针对此种工况下的运行规程。论文中出现的系统名称对照见附录1，各气动调节阀失气后的状态和影响见附录2，昌江核电厂压空系统简图见附录3。
　　【关键词】常规岛；仪用压空；丧失；控制
　　【Abstract】The purpose of this article is to study the response of each critical systemin compressed air for instrument control in the case of loss of conventional island and concluded that the condition on a circuit has impacts on the secondary circuit system and the BOP system， eventually master of nuclear power plant operators to take the most effective and feasible method of operation and sequence of Control to control the State of nuclear power units. Operator through specific procedures of this condition in the process of stopping of steam turbine， first to minimize the transient circuit， followed ensure turbine， condenser and low pressure cylinder blast films， auxiliary cooling pumps， water pumps， condensate pumps and other critical equipment to safely down， stressed that in the process， master control operator should concern the main aspects. This analysis of method is through on Unit II back road all important pneumatic mediation implementation institutions in lost instrument control with compression air of security state for analysis， first came single system lost instrument control with compression air of effect， then put important of Mediation system and important analysis of the loss of compressed air for instrument control together and concluded that overall run at full power state effect on unit and then find out proper ways.Finally on the current unit in compressed air for instrument control design deficiencies is to improve methods and operating procedures under such conditions.
　　【Key words】Convention island；Instrument control air source；Loss；Control
　　1 问题的提出
　　在昌江核电厂的参考电站秦山二期1号机组曾经发生过当1号机组满功率运行时，工作人员在解除临时电源TSD时，不慎将该临时电缆牵扯到1SAP067VA（常规岛仪表控制用压缩空气总阀）的本体控制阀，导致1SAP067VA本体控制阀关闭。在12：41分左右，1SAP067VA由于丧失控制压空后完全关闭，常规岛仪表控制用压缩空气压力开始下降。13：00左右，运行人员成功找到关闭原因，开启了旁路阀，恢复了常规岛仪表控制用供气压力，避免了气动执行机构误动作而导致的停机停堆事件地发生，从而挽救了机组。此次事件常规岛压空压力最低下降至0.69MPa（执行机构应该至少保证0.5MPa以上的控制气源压力）。所以通过该事件的分析，对昌江核电厂今后的设计和运行都有借鉴意义。
　　2 昌江核电厂1号机组SAR系统设计简介 　　仪表用压缩空气分配系统的功能是为核电站各厂房的气动控制装置提供所需的仪表和控制用压缩空气。在正常工况下，仪表用压缩空气是靠位于ZC（空气压缩机厂房）厂房内的主空气压缩机提供的，而后通过位于核岛电气厂房内的干燥过滤器进行处理。在四台主压缩机均发生故障时，由位于核岛电气厂房内的应急空压机提供气源。仪表用压缩空气分配系统包括三个子系统：
　　●核岛子系统：
　　直接由SAP系统供气。每堆有一个供气管网。两堆在核辅助厂房中的公用设施由一个管网供气。
　　●常规岛子系统：
　　直接由SAP系统供气。在空气压力下降时，为保证核岛用气，在管路上设有一只背压控制阀（SAP067VA）用于限制核岛回路中气体压力的降低。本子系统在每座常规岛厂房中分为两个供气管网：一个供气管网采取总环管的形式，其支管通向汽机厂房内重要用气场所的分配支管；另一个管网向汽轮机蒸汽旁路阀区供气。
　　●BOP子系统：
　　由常规岛SAR系统供气，管网直接向BOP的不同用气点供气。
　　常规岛进气管网上配有两个储气缓冲罐（1SAR101BA和1SAR102BA），由上游的1SAP067VA供气。通过两个逆止阀向下游管网供气。该管网的一个分支向另一个小储气罐供气（1SAR103BA），该罐通过一个逆止阀向常规岛蒸汽旁排系统独立供气。供气管网的另一个分支向1SAR104BA供气，该罐的用户是汽机抽气逆止阀。配备的贮气罐，用以补偿在瞬态运行中的压力变化，每台贮气罐的上游管路上都安装有止回阀，以便在上游回路压力降低时把管道隔离，因而即使发生有限的压力下降，缓冲罐仍将满足控制装置的用气要求，持续的时间随用户而变化。常规岛正常的耗气流量为350m3/h STP，最大耗气流量为480m3/h STP，由于1号机常规岛压空正常运行时也给BOP子系统供气，而BOP子系统的耗气量为150m3/h STP，因此正常工况下1号常规岛的压缩空气耗气量为500m3/h STP。仪表用压缩空气分配系统的技术参数为：最高压力：1.0MPa；最低压力：0.68MPa；最高温度：50℃；压力露点：-20℃。
　　该系统正常运行时，主空压站的四台空压机中的一台连续运行，另一台间歇运行，以保证SAT、SAR 系统的正常供气。供气管网的压力变化范围是0.9MPa到1.0MPa，其中从汽轮机厂房来的BOP 管网的压力变化范围是0.78MPa到1.0MPa。故障情况下，如果其中一台机组的SAP 贮气罐002BA 的压力降到0.68MPa表压时，第一台应急压缩机自动启动，降到0.66MPa表压时，第二台应急压缩机自动启动，同时启动干燥器。如果该表压值低于0.58MPa时，为优先保证核岛用气，向常规岛和BOP供气的管路将被自动切断， 同时在主控室报警。若BOP 回路中压力下降，则在PX 泵房、除盐水厂房YA、辅助锅炉房VA 等BOP 子项内可由缓冲罐暂时维持其工作压力。
　　3 丧失压空后各系统响应分析
　　通过事件分析发现常规岛整体丧失压空的可能性还是存在的，而且核电厂并没有针对这种故障的应对规程，所以有必要对常规岛整体丧失压空的风险和应对作分析，以提供在一旦出现这种故障后的机组状态控制方法。在常规岛仪表控制用压缩空气系统设计方面，往往也没有核岛那样严谨保守。当前的设计是，一旦常规岛仪用压空丧失，仅SAR201MP能够触发红报1SAR700AA（常规岛仪表控制用压缩空气压力低），而且其报警压力值仅0.5MPa。一般情况下，气动阀门的控制气源压力在0.6MPa以上尚可维持其功能，但是一旦下降至0.5MPa，阀门的状态会向其安全状态转换。若不采取紧急措施，后果会比较严重。该报警设置的太低，留给主控操纵员排查故障的时间明显不足。下面就常规岛仪用控制用压空供气的用户，根据其重要程度逐步分析，而且假定该执行机构一旦丧失压空就保持在安全位置，气动阀的安全位置分为开、关、保位三种状态。
　　按照昌江核电厂1号常规岛的设计，仪用压空供气的重要用户主要有：两台蒸汽发生器给水调节阀、循环水系统、高压加热系统和低压加热器抽气疏水系统、蒸汽旁路排放系统、汽水分离再热器系统、常规岛闭式冷却水系统、凝结水系统、汽机本体疏水系统、主蒸汽管路疏水、蒸汽发生器排污系统、汽机轴封系统、主给水泵系统、辅助锅炉系统、除盐水生产系统、辅助蒸汽系统、蒸汽转换系统等。
　　常规岛一旦丧失压空，SG的四个给水调节阀会完全关闭（2004年秦山二期1号机组的ARE031VL压空断裂事件导致该阀完全关闭），两台蒸汽发生器主给水流量瞬间丧失，给水流量小于蒸汽流量，从而触发SG汽水失配+SG水位低信号，由该信号产生紧急停堆信号导致控制棒落下反应堆停闭，紧急停堆信号触发后引发汽机紧急停机。
　　汽机停机期间，由于循环水系统虹吸破坏阀失气开启，循泵跳闸逻辑导致两台循泵自动跳闸且无法启动。常规岛辅助冷却水系统无法从循环水泵吸水，导致辅助冷却水泵出口压力低信号触发备用泵自动启动又没有入口压力低紧急停运信号，若不及时干预，辅助冷却水三台泵会发生汽蚀现象而损坏。辅助冷却水系统失去后常规岛闭式冷却水失去冷源，常规岛三回路整体温度在事故初期不可控上升。
　　高低加疏水排气和汽水分离器正常疏水阀关闭，紧急疏水阀自动开启全部排往凝汽器，凝汽器瞬间接受大量的高温高压疏水。但是由于循环水泵停运，热量无法带出，凝汽器内真空迅速上升，低压缸爆破膜有可能会被顶开。在秦山二期1号机组已有低压缸爆破膜因紧急停机被顶开的先例。
　　蒸汽旁排系统通向凝汽器的12个阀门失气关闭，无法对反应堆进行冷却。瞬态期间反应堆的冷却主要依靠GCT-A（排大气）进行。主控操纵员可提前用相关开关手动闭锁GCT-C（排凝汽器）旁路功能，让反应堆能够快速停堆，防止压空气源不稳定造成反应堆过度冷却和凝汽器钛管冲击损坏。
　　闭式冷却水系统热交换器旁路阀保持原开度，温控阀全开，闭式冷却水流量增加，由于失去冷却温度也不可控增加，增加的幅度随气温而定，冬天可坚持较长时间。失气后SRI081VD全开，汽机润滑油温无法自动控制，需要现场人员通过手动阀控制。闭式冷却水补水阀失气开启，SRI001BA（闭式冷却水系统波动水箱）可能会满溢，但考虑到后续可能要补泄冷却，可暂时不理会。后续急需要冷却的话，可以让现场开启部分闭式冷却水管道输水阀进行疏水，通过补泄的方式提供必要的冷却，但是一定要控制好波动箱液位防止闭式冷却水泵气蚀（波动箱液位低无自动跳泵信号）。 　　CRF的虹吸破坏阀的上游建议增加带逆止阀的供气小罐或者直接改成电动阀，尽量推迟循泵的跳闸时间，以减少事故处理的难度，保护凝汽器及低压缸爆破膜不受损坏和防止辅助冷却水泵汽蚀。在昌江核电厂常规岛安装初期向华东院提交技改申请，若实在无法通过设计院修改的方式实现可以在后续厂内技改中增加该项改进。
　　建议在ISAR1和ISAR2故障规程中的定期监视一栏里面增加循环水泵失去后常规岛的控制或者直接引入ISAR3里面的操作内容进行控制，待机组状态稳定后再同步执行ISAR1或ISAR2进行核岛压空查漏。删除ISAR1内轴封蒸汽切换至SVA的操作，因为在破坏真空后会停轴封，此时切换轴封汽源已无必要，删除该项操作内容减轻操纵员处理事故的强度并节省人力。
　　建议将低压缸喷淋阀由失气关改为失气开比较安全，防止低压缸末级叶片过热损坏。在事故处理过程中需要汽机转速为2000rpm的时候破坏真空，由于核电汽机的末级叶片较长且面积也大，同时真空又很差，所以末级鼓风摩擦特别大，容易造成叶片过热变形和动静摩擦。
　　在容易被人为误碰的重要阀门增加防护措施，例如在SAP067VA上安装防护罩。
　　附录1：论文中所用到系统名词解释
　　ARE：主给水流量控制系统
　　SAR：仪表控制用压缩空气分配系统
　　CFR：循环水系统
　　ISAR1：安全壳外压缩空气系统故障处理规程
　　ISAR2：安全壳内压缩空气系统故障处理规程
　　SDA：除盐水生产系统
　　GGR：汽机润滑顶轴盘车系统
　　SRI：常规岛闭式冷却水系统
　　STR：蒸汽转换系统
　　SVA：辅助蒸汽分配系统
　　9ASG：辅助给水系统
　　CEX：凝结水抽取系统
　　GCT：汽轮机旁路系统
　　CET：汽轮机轴封系统
　　SAP：压缩空气生产系统
　　SEN：常规岛辅助冷却水系统
　　0XCA：辅助锅炉系统
　　APA：主给水系统
　　【参考文献】
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　　[6]李军，李庆华.安全壳外仪表用压空系统故障[Z].北京：中国核工业第二研究设计院，2000：15-18.
　　[责任编辑：汤静]
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