CN107527665A - 核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法 - Google Patents

核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法，其包括以下步骤：测得蒸汽发生器出口饱和蒸汽压力P1，从分离器分离出的再循环饱和水压力P2≈P1，得到再循环饱和水比焓值hsat；测量蒸汽发生器入口给水温度T0，入口给水压力P3≈P1，得到入口给水比焓值hfw；测量蒸汽发生器下筒体外壁温度T1，则下降通道给水温度T2≈T1，下降通道给水压力P4≈P1，得到下降通道给水比焓值hdc；推算循环倍率CR，根据循环倍率CR的变化幅度，判断支撑板是否堵塞。本发明通过循环倍率的变化幅度来监测支撑板的状态，可对在役机组蒸汽发生器进行及时有效监控，为在役机组蒸汽发生器安全运行提供保障。

Description

核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法
技术领域
本发明属于核电技术领域，更具体地说，本发明涉及一种核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法。
背景技术
通常压水堆核电站蒸汽发生器(SG)传热管束上沉积大量污垢也会伴有管子支撑板(TSP)堵塞的风险，进而会影响SG和电厂安全运行；TSP堵塞会造成SG二次侧局部流速过高，流弹不稳定会导致传热管振动疲劳，从而引起传热管束一、二次侧渗漏。
目前，蒸汽发生器二次侧泥渣沉积情况通常采用视频检查。在机组大修停堆期间，检查人员用探头导向装置将视频探头通过手孔深入SG内部，对二次侧的泥渣和外来物进行检查，检查画面实时传输到显示器，供检查人员观察判断，同时进行画面采集和刻录。
由于SG结构限制，视频探头无法进入第二块支撑板与第八块支撑板之间的空间，故无法视频检查上述支撑板泥渣沉积情况，只能局部视频监测第一块和第九块支撑板，不能完整视频检查所有支撑板污垢沉积情况，所以不能判断支撑板是否堵塞，而且不能实时监测，只能在机组大修期间进行检查，每次检查需较长时间进行操作，成本较高。
另一种常用方法是涡流检测，这种方式通常用于SG传热管完整性检查，是工业上无损检测的常用方法，目前也有用于SG二次侧污垢沉积的检查。对核电厂蒸汽发生器的涡流检查，采用涡流低频检测，应用Bobbin旋转探头进入传热管一次侧，利用电磁感应原理，检测传热管外壁二次侧泥渣沉积情况，但管子支撑板为金属，对原有信号产生强烈干扰，因此无法准确判断管子支撑板位置泥渣情况。
由于SG结构的限制，视频检测和涡流检测都无法完整检测管子支撑板泥渣沉积情况，无法对管子支撑板是否堵塞进行判断，而且上述两种检查方式都只能在机组大修期间进行常规检查，不能及时有效发现支撑板是否堵塞。
有鉴于此，确有必要提供一种能准确判断并可实时监测的核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法。
发明内容
本发明的发明目的在于：克服现有技术的不足，提供一种能准确判断并可实时监测的核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法，通过监测下降通道温度来推算循环倍率，进而判断支撑板是否发生堵塞，是否需要清洗蒸汽发生器。
为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法，其包括以下步骤：
1)测量蒸汽发生器出口饱和蒸汽压力P1，从分离器分离出的再循环饱和水压力P2≈P1，根据水和水蒸气热力性质图表得到再循环饱和水比焓值hsat；
2)测量蒸汽发生器入口给水温度T0，入口给水压力P3≈P1，根据水和水蒸气热力性质图表得到入口给水比焓值hfw；
3)测量蒸汽发生器下筒体外壁温度T1，则下降通道给水温度T2≈T1，下降通道给水压力P4≈P1，根据水和水蒸气热力性质图表得到下降通道给水比焓值hdc；
4)根据公式(I)推算循环倍率CR：
其中，CR为循环倍率；
hsat为再循环饱和水比焓值；
hfw为入口给水比焓值；
hdc为下降通道给水比焓值；
5)对比不同时刻循环倍率CR的值，在蒸汽发生器一次侧的输入参数基本稳定时，根据循环倍率CR的下降幅度，判断支撑板是否发生堵塞。
作为本发明核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法的一种改进，所述蒸汽发生器包括下封头、下筒体、置于下筒体内的倒U形管束和支撑板、位于蒸汽发生器上部的分离器和给水入口，下封头上设有进口和出口，下筒体内设有套置于倒U形管束外的管束套筒，下筒体与管束套筒之间的空间为下降通道。
蒸汽发生器中若二次侧支撑板因泥渣沉积而堵塞，会导致蒸汽发生器循环回路阻力增大，循环倍率降低，导致进入下降通道的再循环水减少，从而使得下降通道内温度降低。反之，在一次侧参数保持不变的情况下，下降通道温度大幅度降低，即循环倍率大幅度降低，则说明支撑板被堵塞。因此可通过监测下降通道的温度变化，得出循环倍率的变化幅度，进而判断支撑板的堵塞情况。
再循环饱和水为饱和水，因此只需得到再循环饱和水压力P2就可得到再循环饱和水比焓值hsat；而入口给水为非饱和水，需要测得入口给水温度T0和入口给水压力P3才能得到入口给水比焓值hfw；同样的下降通道给水也为非饱和水，也需测得下降通道给水温度T2和下降通道给水压力P4才能得到下降通道给水比焓值hdc。
由于蒸汽发生器的下筒体属于承压部件，不能任意打孔，否则会破坏蒸汽发生器的整体结构，而下筒体为金属，导热率高，因此可以通过测量下筒体外壁温度T1近似等于下降通道给水温度T2，从而得到下降通道给水温度T2以及温度的变化情况，所以通过实时测量下筒体外壁温度T1就能达到判断支撑板堵塞情况的目的。
作为本发明核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法的一种改进，所述步骤3)中测量蒸汽发生器入口给水温度T1，包括以下步骤：
①蒸汽发生器下筒体外壁设有保温层，在下筒体外壁的一个圆周上对称安装四个热电偶，热电偶位于下筒体外壁和保温层之间；
②热电偶与电厂数据采集系统连接，电厂数据采集系统实时采集四个热电偶的温度数据，则四个热电偶的温度数据的平均值即为下筒体外壁温度T1。
作为本发明核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法的一种改进，所述热电偶安装在下筒体内第二块和第三块支撑板之间位置高度的下筒体外壁上。下降通道内的流体是由蒸汽发生器上方给水环管中的给水和分离器分离的再循环饱和水混合得到，在下筒体内处于第二块支撑板以上和第三块支撑板以下位置高度的下降通道内流体混合较为均匀，即温度分布较为均匀，热电偶设置在此处测得的温度更加准确。
作为本发明核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法的一种改进，所述四个热电偶将所在下筒体外壁的圆周分为四等分。
作为本发明核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法的一种改进，所述热电偶通过固定装置固定在下筒体外壁和保温层之间。
作为本发明核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法的一种改进，所述入口给水温度T0和出口饱和蒸汽压力P1均通过电厂数据采集系统自动采集并输出。
作为本发明核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法的一种改进，所述步骤5)中蒸汽发生器一次侧的输入参数包括总功率、一次侧进口温度和一次侧流量。
作为本发明核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法的一种改进，所述步骤5)中当循环倍率CR的下降幅度累计超过20％时，则判断支撑板堵塞，需要清洗蒸汽发生器；反之，支撑板未堵塞或不影响蒸汽发生器安全运行，不需要清洗蒸汽发生器。
相对于现有技术，本发明核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法具有以下有益技术效果：
可实现实时测量功能，通过监测泥渣沉积对下降通道的影响以判断支撑板是否发生堵塞，以及是否需要清洗蒸汽发生器，对在役机组蒸汽发生器进行及时有效监控，为在役机组蒸汽发生器安全运行提供保障，布置简单，成本低廉。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法进行详细说明，其中：
图1为本发明核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法中蒸汽发生器的结构示意图。
图2为图1所示蒸汽发生器中热电偶的安装位置示意图。
图3为图1的A-A剖视示意图。
具体实施方式
为了使本发明的发明目的、技术方案及其技术效果更加清晰，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。
请参照图1所示，蒸汽发生器100包括下封头120、下筒体110、置于下筒体110内的倒U形管束130和支撑板140、位于蒸汽发生器100上部的分离器150和给水入口160，下封头120上设有进口124和出口122，下筒体110内设有套置于倒U形管束130外的管束套筒(图中未示出)，下筒体110与管束套筒之间的空间为下降通道。
请参照图1至图3所示，下筒体110外壁上设有保温层170，在下筒体110外壁的一个圆周上，安装四个热电偶180，热电偶180位于下筒体110外壁与保温层170之间，四个热电偶180将其所在下筒体110外壁的圆周分为四等分，其中，两个热电偶180正好位于管廊位置两端，并通过固定装置190对热电偶180进行固定，四个热电偶180对下筒体110外壁的四个位置点的温度进行实时测量。
请参照图1所示，热电偶180安装在下筒体110内第二块和第三块支撑板140之间位置高度的下筒体110外壁上。下降通道内的流体是由蒸汽发生器100上方给水和分离器150分离的再循环饱和水混合得到，在下筒体110第二块和第三块支撑板140之间，下降通道流体混合较为均匀，即温度分布较为均匀，因此，将热电偶180安装在此位置可保证温度测量的准确性。
由于正常工作监测需要，电厂数据采集系统会自动采集蒸汽发生器100入口给水温度T0和出口饱和蒸汽压力P1。从分离器150分离出的再循环饱和水压力P2与蒸汽发生器100出口饱和蒸汽压力P1是近似的(压力变化较小，对水的热力性质改变不大)，因此，再循环饱和水压力P2≈P1。
同时蒸汽发生器100入口蒸汽压力与出口饱和蒸汽压力P1近似，由于两者压力较为近似，对水的热力性改变不大，入口给水压力P3≈P1。
热电偶180的接线接入电厂数据采集系统，电厂数据采集系统实时采集热电偶180测得的数据，并将四个热电偶180同一时间采集的温度数据的平均值作为下筒体110外壁的温度值T1。
由于蒸汽发生器100的下筒体110属于承压部件，不能任意打孔，下筒体110为金属，导热率高，因此，可认为下筒体110外壁温度近似等于下降通道的温度，下降通道给水温度T2≈T1，并认为下降通道给水压力P4≈P1。
本发明核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法包括以下步骤：
1)测得蒸汽发生器100出口饱和蒸汽压力P1，从分离器150分离出的再循环饱和水压力P2≈P1，根据水和水蒸气热力性质图表得到再循环饱和水比焓值hsat；
2)测量蒸汽发生器100入口给水温度T0，入口给水压力P3≈P1，根据水和水蒸气热力性质图表得到入口给水比焓值hfw；
3)测量蒸汽发生器100下筒体110外壁温度T1，则下降通道给水温度T2≈T1，下降通道给水压力P4≈P1，根据水和水蒸气热力性质图表得到下降通道给水比焓值hdc；
4)根据公式(I)推算循环倍率CR：
其中，CR为循环倍率；
hsat为再循环饱和水比焓值；
hfw为入口给水比焓值；
hdc为下降通道给水比焓值；
5)对比不同时刻循环倍率CR的值，在蒸汽发生器100一次侧的输入总功率、一次侧进口温度、一次侧流量基本稳定时，当循环倍率CR的下降幅度累计超过20％时，则判断支撑板140发生堵塞，需要清洗蒸汽发生器100；反之，则支撑板140未发生堵塞或不影响蒸汽发生器100安全运行，不需要清洗蒸汽发生器100。
当核电站稳定运行后，记录首次采集数据的值，计算出相应的循环倍率，并以此值作为后续循环倍率下降幅度比较的基准。如果数据采集监测到下降通道给水温度持续缓慢下降，在一次侧输入参数基本恒定的情况下，与首次循环倍率相比一旦循环倍率的下降幅度超过20％，则判断支撑板140可能被堵塞。
首次采集数据后，间隔一段时间后再次采集，共采集五次数据，五次采集的数据请参照表1中所示。实际数据采集中出口饱和蒸汽压力P1也会下降，只是下降幅度远小于循环倍率的下降幅度。为了突出下降通道温度对循环倍率的影响，假设出口饱和蒸汽压力P1不变。
表1中数据表明下降通道给水温度T2的值自首次采集后持续下降，直至第五次采集时，相对于首次采集数据的循环倍率，第五次采集数据的循环倍率下降了20.8％，下降幅度超过了20％，由此判断支撑板140可能发生堵塞，需要对蒸汽发生器100进行清洗。
表1
名称 符号 单位 首次 第二次 第三次 第四次 第五次
出口饱和蒸汽压力 P1 Mpa 6.89 6.89 6.89 6.89 6.89
入口给水温度 T0 ℃ 226 226 226 226 226
下降通道给水温度 T2 ℃ 269.3 268.2 267.3 266.5 265.1
再循环饱和水焓值 Hsat kJ/kg 1261.75 1261.75 1261.75 1261.75 1261.75
入口给水焓值 Hfw kJ/kg 972.51 972.51 972.51 972.51 972.51
下降通道给水焓值 Hdc kJ/kg 1181.07 1175.49 1170.95 1166.91 1159.88
循环倍率 CR - 3.59 3.35 3.19 3.05 2.84
循环倍率下降幅度 - ％ 0 6.47 11.15 14.93 20.80
结合以上对本发明的详细描述可以看出，相对于现有技术，本发明核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法至少具有以下有益技术效果：
可实现实时测量功能，对在役机组蒸汽发生器100进行及时有效监控，通过监测泥渣沉积对下降通道的影响，进而判断支撑板140是否堵发生堵塞，以及是否需要清洗蒸汽发生器100，为在役机组蒸汽发生器100安全运行提供保障，布置简单，成本低廉。
根据上述原理，本发明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。

Claims (9)

1.一种核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法，其特征在于，包括以下步骤：
1)测量蒸汽发生器出口饱和蒸汽压力P1，从分离器分离出的再循环饱和水压力P2≈P1，根据水和水蒸气热力性质图表得到再循环饱和水比焓值hsat；
2)测量蒸汽发生器入口给水温度T0，入口给水压力P3≈P1，根据水和水蒸气热力性质图表得到入口给水比焓值hfw；
3)测量蒸汽发生器中下筒体外壁温度T1，则下降通道给水温度T2≈T1，下降通道给水压力P4≈P1，根据水和水蒸气热力性质图表得到下降通道给水比焓值hdc；
4)根据公式(I)推算循环倍率CR：
<mrow> <mi>C</mi> <mi>R</mi> <mo>=</mo> <mfrac> <mrow> <msub> <mi>h</mi> <mrow> <mi>s</mi> <mi>a</mi> <mi>t</mi> </mrow> </msub> <mo>-</mo> <msub> <mi>h</mi> <mrow> <mi>f</mi> <mi>w</mi> </mrow> </msub> </mrow> <mrow> <msub> <mi>h</mi> <mrow> <mi>s</mi> <mi>a</mi> <mi>t</mi> </mrow> </msub> <mo>-</mo> <msub> <mi>h</mi> <mrow> <mi>d</mi> <mi>c</mi> </mrow> </msub> </mrow> </mfrac> <mo>-</mo> <mo>-</mo> <mo>-</mo> <mrow> <mo>(</mo> <mi>I</mi> <mo>)</mo> </mrow> <mo>,</mo> </mrow>
其中，CR为循环倍率；
hsat为再循环饱和水比焓值；
hfw为入口给水比焓值；
hdc为下降通道给水比焓值；
5)对比不同时刻循环倍率CR的值，在蒸汽发生器一次侧的输入参数基本稳定时，根据循环倍率CR的下降幅度，判断蒸汽发生器支撑板是否发生堵塞。
2.根据权利要求1所述的核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法，其特征在于，所述蒸汽发生器包括下封头、下筒体、置于下筒体内的倒U形管束和支撑板、位于蒸汽发生器上部的分离器和给水入口，下封头上设有进口和出口，下筒体内设有套置于倒U形管束外的管束套筒，下筒体与管束套筒之间的空间为下降通道。
3.根据权利要求2所述的核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法，其特征在于，所述步骤3)中测量蒸汽发生器下筒体外壁温度T1，包括以下步骤：
①蒸汽发生器下筒体外设有保温层，在下筒体外壁的一个圆周上对称安装四个热电偶，热电偶位于下筒体外壁和保温层之间；
②热电偶与电厂数据采集系统连接，电厂数据采集系统实时采集四个热电偶的温度数据，则四个热电偶的温度数据的平均值即为下筒体外壁温度T1。
4.根据权利要求3所述的核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法，其特征在于，所述热电偶安装在下筒体内第二块和第三块支撑板之间位置高度的下筒体外壁上。
5.根据权利要求3所述的核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法，其特征在于，所述四个热电偶将所在下筒体外壁的圆周分为四等分。
6.根据权利要求3所述的核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法，其特征在于，所述热电偶通过固定装置固定在下筒体外壁和保温层之间。
7.根据权利要求1所述的核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法，其特征在于，所述入口给水温度T0和出口饱和蒸汽压力P1均通过电厂数据采集系统自动采集并输出。
8.根据权利要求1的核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法，其特征在于，所述步骤5)中蒸汽发生器一次侧的输入参数包括总功率、一次侧进口温度和一次侧流量。
9.根据权利要求1的核电站蒸汽发生器支撑板状态监测方法，其特征在于，所述步骤5)中当循环倍率CR的下降幅度累计超过20％时，则判断支撑板堵塞，需要清洗蒸汽发生器；反之，支撑板未堵塞或不影响蒸汽发生器安全运行，不需要清洗蒸汽发生器。
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