某海外核电项目电动主给水泵暖泵管线必要性分析及改造建议

某海外核电项目电动主给水泵暖泵管线必要性分析及改造建议

李卫国

中国中原对外工程有限公司 上海 上海市  200000

摘要：核电机组电动主给水泵在启动之前需要对系统进行预热，以使泵壳和管道内的介质温度满足要求，预热不足会对主给水泵本体以及下游用户高压加热器系统（TFH）、主给水流量调节系统（TFM）和蒸汽发生器（SG）造成热冲击，甚至是机组瞬态。某海外核电项目电动主给水泵系统（TFP）未设置专用的暖泵管线，系统运行可能会出现备用泵紧急情况下启动但是预热（以下称为暖泵）不足的情况。本文介绍了某海外核电项目电动主给水泵系统暖泵存在的问题、同行核电厂电动主给水泵暖泵经验反馈和该海外核电项目电动主给水泵系统暖泵改造建议，对后续海外核电项目机组的安全运行有积极意义。

关键字：核电、主给水泵、暖泵、经验反馈、改造

Necessity analysis and transformation suggestions for main feed pump warming-up pipeline of an overseas NPP

Weiguo Li

Abstract: The main feed water pump of nuclear power unit needs to warming-up the system before starting, so that the medium temperature in the pump casing and pipeline meets the requirements, and insufficient warming-up will cause thermal shock to the main feed pump body and downstream user HP heater system (TFH), main feed water flow regulation system (TFM) and steam generator (SG), and even unit transients. The main feed water pump system (TFP) of an overseas nuclear power project is not equipped with a dedicated warming-up pipeline, and the system operation may be caused by the backup pump to start in an emergency but the warming-up is insufficient. This paper introduces the problems existing in the warming-up of the main feed pump system of an overseas nuclear power project, the experience feedback of the main feed pump warming-up of the peer nuclear power plant, and the suggestions for the modification of the warming-up of the main feed pump system of the overseas nuclear power project, which has positive significance for the safe operation of the units of subsequent overseas nuclear power projects.

1. 某海外核电电动主给水泵系统

1.1 电动主给水泵组的功能

在各种工况下，通过高压加热器系统（TFH），从除氧器（TFD）连续向蒸汽发生器（SG）供水；

泵组具有调速功能，以满足主给水流量调节系统（TFM）的流量调节；

1.2 电动主给水泵系统组成

电动主给水泵系统由三台并联布置、容量为50%的电动泵组（A\B\C）构成，为蒸汽发生器的二次侧提供所需的给水。正常时两台投入运行，一台作备用，三台泵可以任意切换。当两台运行的主给水泵其中一台跳泵时，处于备用状态下的给水泵组快速启动供水。简易流程图见图1：

图1 系统简易流程图

    每台泵组主要由前置泵、主泵、电动机、液力耦合器、小流量管线以及相应的管道和阀门仪表组成。电动机一端直接连接前置泵，另一端通过液力耦合器连接主泵。简易流程图见图2：

图2 泵组简易流程图

1.3 电动主给水泵的暖泵

电动主给水泵的暖泵分两种情况。

第一种情况是电动主给水泵组第一次投运前的暖泵。此时三台主给水泵组均处于冷态，无主给水泵投入运行。此时的暖泵操作需首先对泵组进行冲水排气操作，然后分别对三台泵组开启相应的阀门暖泵。

第二种是正常运行时两台主给水泵投入运行，另一台主给水泵做备用时的暖泵，此时主给水除氧器--备用主给水泵组--主给水泵组出口逆止阀的管道内水处于静止状态，水温会逐渐降低。

本文主要阐述第二种情况的暖泵。如果此时备用状态下紧急启泵，这部分冷水会造成下游TFH、TFM、蒸汽发生器等系统温度瞬态变化，有停机停堆风险。所以规范要求需定期手动打开泵体疏水阀、管线疏水阀排出管段内冷水，对泵组和介质升温，以满足要求。但是该暖泵方式操作时间长，并会造成泵体上下温度不均匀等问题。

2. 同行核电厂电动主给水泵经验反馈和技术改造

2.1 同行核电电动主给水泵经验反馈

2015年9月，国内某核电2号机组执行电动主给水泵切换试验，停运A列电动主给水泵组，备用的C列电动主给水泵组快速自动启动。但是C列泵组运行30S后意外跳泵，汽轮发电机甩负荷，电功率快速从满功率降至535MWe，但此时2号SG液位已降至-1.26m，反应堆自动停堆。后经调取相关数据曲线及对电动主给水泵组解体检查，分析后认为跳闸的根本原因为主给水泵暖泵不充分，导致备用的C列主给水泵前置泵壳体与叶轮局部受热不平衡，前置泵叶轮口环与泵体口环之间局部间隙为零，泵自动启动后叶轮口环与泵体口环之间发生动静摩擦，泵组因轴卡涩而跳闸。【1】

2015年6月，国内核电二期某机组满功率运行，因B列主给水泵组控制卡件故障导致其出力大幅降低，主给水流量迅速减少，为避免蒸汽发生器水位低而停堆，主控操纵员紧急启动C列备用主给水泵恢复主给水流量，此时备用泵组及管道内的大量冷水进入高加，汽轮机抽汽阀门开度变大，冷凝水使高加液位迅速上涨并触发高3液位信号，高加解列。主给水温度也由234℃降至158℃，降幅达76℃，不满足温度的给水进入SG后使一回路平均温度下降，机组引入大量正反应性，最终反应堆因超功率保护触发自动停堆。

2011年12月,国内三期某机组执行主给水泵切换试验时，备用主给水泵在未暖泵的情况下自动启动，导致大量冷水进入高加，同样的原因引起两列高加解列，一回路超功率而停堆。

2.2 某海外核电项目的借鉴意义

根据某海外核电项目电动主给水系统（TFP）图纸文件，未设置专用的暖泵管线，备用的电动主给水泵在紧急自动启动的情况下是不可能提前暖泵的。

该海外核电项目主给水除氧器布置在CB厂房+20.5m层，高压加热器在0m层，电动主给水泵在-8.5m。主给水除氧器底部至前置泵入口管道的落差约为28m，从前置泵到主泵的连接管道长度约为8m，。从主泵出口至逆止阀的管道长度约为8m。管道口径已知，可估算备用泵及管道内水装量如下（约值）：

表1 备用泵水装量

从上表可以看出主给水除氧器到主给水泵的水装量大概有Q1=14.34 t。

根据某海外核电常规岛热力循环总图，见图3：

图3 热力循环图

机组运行时主给水除氧器内水温180.6℃，主给水除氧器的给水经过主给水泵后即高加入口温度约为T1=182.3℃，而备用主给水泵及管道内的水温在长时间静止的状态下局部温度接近环境温度，总体平均温度取80℃。差值△T=182.3℃-80℃=102.3℃。

高压加热器热源为汽轮机抽汽。根据图3，两级高加抽汽温度分别为T4=232.5℃、T5=216.3℃，取其平均温度T8=（232.5+216.3）/2=224.4℃。高加疏水温度分别为T6=216.1℃、T7=187.9℃，取其平均温度T9=（216.1+187.9）/2=202℃。（注：根据热力循环总图，正常满功率运行情况下6号高加和7号高加抽汽量比例为1.05：1，为了简化计算，本计算取1:1）

温度为80℃的给水注入高压加热器后被加热为T3=226.0℃的给水，额外产生冷凝水量为Q2。通过计算得知：

Q2=14.34t*102.3/（224.4-202）=65t

每台高加分摊的冷凝水约为16t，冷凝水将促使高压加热器壳侧液位上涨。

经查阅高压加热器（TFH）图纸，高加正常水位运行时水容积为2.42 m3。从正常水位到高III水位解列水量为1.34t，16t的冷凝水量远超出从正常水位到高加解列水位的水量限值。

图4 TFH规格书

正常情况下6号高加疏水流量为557t/h,计算可知16t冷凝水正常排往除氧器的时间为103s。同样，正常情况下7号高加疏水流量为243t/h,16t冷凝水正常排往6号高加的时间为237s。

如果冷凝水使高加壳侧液位上升至高1液位，将开启危急疏水调阀。正常和危急疏水调阀的设计最大流量为正常疏水流量的1.2倍。计算可得，正常疏水调阀和危急疏水调阀全开的情况下，6号高加16t冷凝水正常排往除氧器的时间为43s，7号高加16t冷凝水正常排往6号高加的时间为98s（尚未考虑危急疏水调阀全闭到全开的时间）。

根据技术协议和厂家设计文件，并未考虑此种情形下的高加冷凝水疏水情况。故受设计及正常疏水调阀、危急疏水调阀流量影响，某海外核电高加同样存在解列的风险，这也说明对某海外核电电动主给水泵的备用泵进行暖泵是很有必要的。

2.3 同行核电暖泵经验借鉴

国内某核电1、2号机主给水泵发生前述电动主给水泵跳闸、机组甩负荷事件后，经讨论，对该项目1、2号机组备用电动主给水系统暖泵管线进行改造，改造的原则是确保备用电动主给水泵管线在停运状态下仍有流体经过，持续加热管道内流体和泵组及管道，保证给水与备用给水泵组温差小于25℃。

整改方案如下：从备用主给水泵组出口逆止阀后、出口截止阀前的放水管道上接一根暖泵母管引流高温高压水，分两路经节流孔板降压后从前置泵和升压泵的泵本体下方疏水管线引入泵壳进行暖泵，从泵体下方引入暖泵可避免使暖泵存在死点，保证受热均匀。暖泵的高温高压水后经再循环管线和前置泵入口管线返回给水除氧器。暖泵流程如下：

图5 暖泵流程图

经过改造后实践验证，备用主给水泵泵壳与除氧器给水温差恒定在22℃，暖泵管线改造符合要求【2】。

但是改造存在一个问题，即为图5中前置泵与升压泵之间管道因两端压力基本一致，内部无水流通过，仍存在部分冷水。

3. 某海外核电电动主给水泵暖泵方案

3.1 某海外核电项目电动主给水泵组暖泵方案设想

根据同行核电厂电动主给水泵暖泵方案，我们可采取以下方案对电动主给水泵进行如下暖泵改造，见图6。

图5 暖泵流程图

暖泵的高温高压水取自备用主给水泵出口止回阀后的A点，水压为P0，管线上设置1和2两个截止阀作为暖泵管线总阀，采用两只阀门的作用是保留足够的安全裕量。管线最终分为两个分支。

一分支经降压孔板1降压后变为压力为P1的暖泵水，经过具有流量调节功能的截止阀3后进入主泵底部的疏水管道，然后经主泵出口流出进入出口管道，经两条主给水泵的再循环管道后返回主给水除氧器。

另一分支经降压孔板2降压后变为压力为P2的暖泵水，经过具有流量调节功能的截止阀4后进入前置泵底部的疏水管道，在前置泵壳内再分两路：一路经前置泵入口流出，最后经主给水泵组的入口管道返回主给水除氧器。另一路经前置泵出口流出，进入前置泵和主泵的跨接管道，然后经主泵入口流入主泵，随第一分支流入主给水除氧器。

3.2 某海外核电项目电动主给水泵组暖泵方案实施及验证

2022年5月，该海外核电主给水泵暖泵管线按照以上方案进行了实施，并对改造后的效果进行了验证。

经验证，前置泵与升压泵之间管道有暖泵流体流动，并且备用主给水泵泵壳与除氧器给水温差恒定在5℃左右，暖泵管线改造取得重要成功和突破。

结论

通过对比分析同行核电厂的电动主给水泵暖泵的经验反馈，对某海外核电项目主给水泵系统暖泵现状进行了分析，发现某海外核电项目也存在风险。

本文提出了某海外核电项目暖泵改造建议方案，并实施了改造，改造效果满足要求。改造后可以降低备用主给水泵紧急启动时可能产生的风险，减少对下游用户的热冲击，对某海外核电机组的安全稳定运行具有积极意义。

参考文献

[1]某核电厂经验反馈，2016年1月

[2]宋磊 孟超，电动给水泵暖泵系统改造分析，中国，科技视界

1