CN114251646A - 适用于主泵启停工况的蒸汽发生器液位控制方法 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及一种适用于主泵启停工况的蒸汽发生器液位控制方法,包括以下步骤:S1、输入主泵停运重启信号;S2、主泵停运,让蒸汽发生器的流量控制通道中蒸汽流量的值切换为0;S3、待蒸汽发生器内液位稳定至重启整定值;S4、主泵重启,流量控制通道中的蒸汽流量恢复为实测值;S5、调节蒸汽发生器的液位整定值至原始值,待液位稳定,恢复流量控制通道对蒸汽发生器的液位正常控制。本发明提出一种针对二回路蒸汽发生器液位自动控制的方法,避免在主泵停运与重启的过程中因蒸汽发生器液位调节触发安全保护信号导致反应堆停堆,提高蒸汽发生器液位调节过程的稳定性。
Description
技术领域
本发明涉及核电领域,更具体地说,涉及一种适用于主泵启停工况的蒸汽发生器液位控制方法。
背景技术
现有公开技术中,蒸汽发生器(SG)液位自动控制功能设计适用于正常运行过程,没有专门针对一台主泵停运重启时SG液位自动控制功能与执行策略,当因主泵停运重启工况导致SG液位偏差过大,可能触发保护功能导致机组停堆。
缺点:在低功率下一回路的一台主泵突然停运和恢复启动的情况下,蒸汽发生器二次侧的SG液位会因为换热量的突然变化而发生大范围的突变,致使SG液位异常可能导致反应堆跳堆。
主给水流量调节系统是压水堆核电厂设计中的一个关键系统,为蒸汽发生器导出一回路冷却剂中的热量提供足够的给水,使其产生饱和蒸汽供给二回路动力装置。同时,压水堆核电厂设计中通过主给水流量调节系统将SG液位控制在根据负荷而定的水位整定值附近,以防止瞬态时液位过高淹没干燥器,导致出口蒸汽湿度增加,对汽轮机叶片造成损害;另一方面防止液位过低,引起一回路冷却剂温度升高,导致堆芯冷却不足,以及蒸汽发生器传热管损坏。
在反应堆运行过程中,意外导致主泵停运的情况,此时该一回路的冷却剂流量大幅度下降,该回路蒸汽发生器一次侧换热量降低,导致在短时间内蒸汽流量大幅下降,并导致SG液位因为给水流量大于蒸汽流量而猛增,偏差过大,可能触发高液位停堆信号;同时在重启停运的主泵过程中,会因为启泵后短时间内一回路冷却剂流量增加,蒸汽发生器一次侧换热量增加,此时SG出口的蒸汽流量猛然增加,出口压力猛增,导致SG内部的压力增加,导致通过压差测量的SG液位控制器带来虚假液位,蒸汽发生器液位信号会大于实际值,带来瞬态过程中的过度调节。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于,针对现有技术的上述缺陷,提供一种适用于主泵启停工况的蒸汽发生器液位控制方法。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是:构造一种适用于主泵启停工况的蒸汽发生器液位控制方法,包括以下步骤:
S1、输入主泵停运重启信号;
S2、主泵停运,让蒸汽发生器的流量控制通道中蒸汽流量的值切换为0;
S3、待所述蒸汽发生器内液位稳定至重启整定值;
S4、主泵重启,所述流量控制通道中的蒸汽流量恢复为实测值;
S5、调节所述蒸汽发生器的液位整定值至原始值,待液位稳定,恢复所述流量控制通道对所述蒸汽发生器的液位正常控制。
优选地,所述步骤S3中,手动调节设置所述蒸汽发生器的重启整定值。
优选地,所述步骤S5中,手动调节所述蒸汽发生器的液位整定值至原始值。
优选地,所述步骤S5中,所述主泵重启60±10秒后,手动调节所述蒸汽发生器的液位整定值至原始值。
优选地,所述流量控制通道包括主回路、设置在所述主回路上的流量控制模块,以及与所述流量控制模块通信连接的蒸汽流量模块、水位控制模块;
所述蒸汽流量模块根据所述主泵的启停切换蒸汽流量,所述水位控制模块根据所述蒸汽发生器的整定值、液位测量值,所述流量控制模块根据所述蒸汽流量模块、水位控制模块的信号控制所述主回路的给水阀门的开度。
优选地,所述蒸汽流量模块包括用于接收所述主泵的启停信号的启停信号接收器、以及用于根据所述主泵的启停信号控制蒸汽流量的流量控制器。
优选地,所述水位控制模块包括用于接收所述蒸汽发生器内的液位整定值信号、及液位测量信号的液位接收器、以及根据所述整定值信号、及液位测量信号产生水位控制信号的水位控制器,所述流量控制模块根据所述水位控制信号控制所述给水阀门的开度。
实施本发明的适用于主泵启停工况的蒸汽发生器液位控制方法,具有以下有益效果:本发明提出一种针对二回路蒸汽发生器液位自动控制的方法,避免在主泵停运与重启的过程中因蒸汽发生器液位调节触发安全保护信号导致反应堆停堆,提高蒸汽发生器液位调节过程的稳定性。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明,附图中:
图1是本发明实施例中的蒸汽发生器的流量控制通道的结构示意图;
图2是本发明适用于主泵启停工况的蒸汽发生器液位控制方法的流程示意图;
图3是本发明用于主泵启停工况的蒸汽发生器液位控制方法的液位整定值变化流程图。
具体实施方式
为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解,现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。
如图1所示,本发明一个优选实施例中的蒸汽发生器6的流量控制通道包括主回路1、设置在主回路1上的主泵2、流量控制模块3,以及与流量控制模块3通信连接的蒸汽流量模块4、水位控制模块5。
优选地,本实施例中,蒸汽流量模块4根据主泵2的启停切换蒸汽流量,水位控制模块5根据蒸汽发生器6的整定值、液位测量值,流量控制模块3根据蒸汽流量模块4、水位控制模块5的信号控制主回路1的给水阀门7的开度。
结合图2、图3所示,本发明实施例中,提供了一种适用于主泵2启停工况的蒸汽发生器6液位控制方法包括以下步骤:
S1、输入主泵2停运重启信号;
S2、主泵2停运,让蒸汽发生器6的流量控制通道中蒸汽流量的值切换为0;
S3、待蒸汽发生器6内液位稳定至重启整定值;
S4、主泵2重启,流量控制通道中的蒸汽流量恢复为实测值;
S5、调节蒸汽发生器6的液位整定值至原始值,待液位稳定,恢复流量控制通道对蒸汽发生器6的液位正常控制。
本发明针对反应堆运行过程中某一环路主泵2停运的情况下,提出一种针对二回路蒸汽发生器6液位自动控制的方法,避免在主泵2停运与重启的过程中因蒸汽发生器6液位调节触发安全保护信号导致反应堆停堆,提高蒸汽发生器6液位调节过程的稳定性。
正常稳态运行中,蒸汽发生器6液位测量值等于蒸汽发生器6液位整定值,控制逻辑中蒸汽流量信号作为输入,系统处于稳定状态。
控制方法的过程如图1所示,当一个环路中主泵2触发停运重启事件时,会按照针对主泵2停运重启工况的蒸汽发生器6液位控制策略,减小主泵2停运重启带来的蒸汽发生器6液位过度调节,在反应堆一次侧主泵2发生停运与重启会产生一个控制逻辑的主泵2重启停运信号Pump-sig用于蒸汽发生器6液位控制逻辑中,执行蒸汽发生器6液位控制策略,控制策略分为停泵策略与重启策略两个部分。
在蒸汽发生器6液位控制逻辑中,蒸汽流量信号与蒸汽流量系数相乘,通过主泵2重启停运信号调节蒸汽流量系数,进而控制蒸汽发生器6水位控制通道中蒸汽流量信号。
通过主泵2重启停运信号调节蒸汽流量系数,停泵信号触发后,蒸汽流量系数由1切换为0,在主泵2重启事件发生后,蒸汽流量系数由0为1。
在一些实施例中,停泵信号触发后,为了降低由主泵2停运导致蒸汽发生器6的蒸汽流量大幅度收缩对控制通道的过度影响,蒸汽流量系数由1切换为0,切断该回路蒸汽发生器6控制通道中蒸汽流量的输入。在主泵2停运后核电站达到稳定并确定满足主泵2重启的条件,此时操纵员手动调节液位整定值降低至重启值SP-reset,在液位整定值稳定后,该回路可执行该回路主泵2重启策略。
在主泵2重启事件发生后,主泵2重启停运信号会调节蒸汽流量系数由0为1,以此恢复蒸汽发生器6液位控制通道中蒸汽流量信号。同时,操纵员手动调节蒸汽发生器6液位整定值回初始值,蒸汽发生器6液位随之调节回到初始值,随后恢复蒸汽发生器6液位正常控制。
本专利的自动控制信号中存在由主泵2停运重启信号作为蒸汽发生器6液位控制逻辑的输入,如图2所示,主泵2停运重启信号控制蒸汽流量系数减弱蒸汽流量对控制系统的影响,并通过蒸汽流量系数将让该回路自动控制通道中蒸汽流量的值切换为0kg/s,当停运的主泵2重启时,该信号会由真切换为假,随后蒸汽流量系数切换为1,控制通道中的蒸汽流量恢复为实测值,蒸汽流量控制通道恢复正常。
在一台主泵2停运重启的过程中,为了防止蒸汽发生器6水位调节触发其他保护功能,蒸汽发生器6液位整定值变化流程图如图3所示,在主泵2停运信号产生时,蒸汽发生器6液位整定值不变,蒸汽发生器6液位会因为主泵2停运产生偏差。
进一步地,在步骤S3中,手动调节设置蒸汽发生器6的重启整定值。具体地,经过一段时间后,蒸汽发生器6液位偏差会调节回到整定值附近,随后操纵员手动调节整定,稳定在蒸汽发生器6液位重启整定值待主泵2启动。
进一步地,步骤S5中,手动调节蒸汽发生器6的液位整定值至原始值。可以理解地,当停运的主泵2重启,重启信号产生,操纵员手动调节蒸汽发生器6液位整定值至原始值,并最终恢复蒸汽发生器6水位的正常控制。
进一步地,步骤S5中,主泵2重启60±10秒后,手动调节蒸汽发生器6的液位整定值至原始值。
蒸汽流量模块4包括用于接收主泵2的启停信号的启停信号接收器、以及用于根据主泵2的启停信号控制蒸汽流量的流量控制器。
水位控制模块5包括用于接收蒸汽发生器6内的液位整定值信号、及液位测量信号的液位接收器51、以及根据整定值信号、及液位测量信号产生水位控制信号的水位控制器52,流量控制模块3根据水位控制信号控制给水阀门7的开度。
通过自动控制功能,确保在发生一台主泵2停运过程中,二次侧蒸汽发生器6液位的稳定;通过本控制方法,确保一台主泵2停运与重启的过程中,二次侧蒸汽发生器6液位不会因为偏差过大造成反应堆停堆。
可以理解地,上述各技术特征可以任意组合使用而不受限制。
以上所述仅为本发明的实施例,并非因此限制本发明的专利范围,凡是利用本发明说明书及附图内容所作的等效结构或等效流程变换,或直接或间接运用在其他相关的技术领域,均同理包括在本发明的专利保护范围内。
Claims (7)
1.一种适用于主泵启停工况的蒸汽发生器液位控制方法,其特征在于,包括以下步骤:
S1、输入主泵(2)停运重启信号;
S2、主泵(2)停运,让蒸汽发生器(6)的流量控制通道中蒸汽流量的值切换为0;
S3、待所述蒸汽发生器(6)内液位稳定至重启整定值;
S4、主泵(2)重启,所述流量控制通道中的蒸汽流量恢复为实测值;
S5、调节所述蒸汽发生器(6)的液位整定值至原始值,待液位稳定,恢复所述流量控制通道对所述蒸汽发生器(6)的液位正常控制。
2.根据权利要求1所述的适用于主泵启停工况的蒸汽发生器液位控制方法,其特征在于,所述步骤S3中,手动调节设置所述蒸汽发生器(6)的重启整定值。
3.根据权利要求1所述的适用于主泵启停工况的蒸汽发生器液位控制方法,其特征在于,所述步骤S5中,手动调节所述蒸汽发生器(6)的液位整定值至原始值。
4.根据权利要求3所述的适用于主泵启停工况的蒸汽发生器液位控制方法,其特征在于,所述步骤S5中,所述主泵(2)重启60±10秒后,手动调节所述蒸汽发生器(6)的液位整定值至原始值。
5.根据权利要求1至4任一项所述的适用于主泵启停工况的蒸汽发生器液位控制方法,其特征在于,所述流量控制通道包括主回路(1)、设置在所述主回路(1)上的流量控制模块(3),以及与所述流量控制模块(3)通信连接的蒸汽流量模块(4)、水位控制模块(5);
所述蒸汽流量模块(4)根据所述主泵(2)的启停切换蒸汽流量,所述水位控制模块(5)根据所述蒸汽发生器(6)的整定值、液位测量值,所述流量控制模块(3)根据所述蒸汽流量模块(4)、水位控制模块(5)的信号控制所述主回路(1)的给水阀门(7)的开度。
6.根据权利要求5所述的适用于主泵启停工况的蒸汽发生器液位控制方法,其特征在于,所述蒸汽流量模块(4)包括用于接收所述主泵(2)的启停信号的启停信号接收器、以及用于根据所述主泵(2)的启停信号控制蒸汽流量的流量控制器。
7.根据权利要求5所述的适用于主泵启停工况的蒸汽发生器液位控制方法,其特征在于,所述水位控制模块(5)包括用于接收所述蒸汽发生器(6)内的液位整定值信号、及液位测量信号的液位接收器(51)、以及根据所述整定值信号、及液位测量信号产生水位控制信号的水位控制器(52),所述流量控制模块(3)根据所述水位控制信号控制所述给水阀门(7)的开度。
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Citations (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4440715A (en) * | 1979-10-03 | 1984-04-03 | Hitachi, Ltd. | Method of controlling nuclear power plant |
US4738818A (en) * | 1986-09-29 | 1988-04-19 | Westinghouse Electric Corp. | Feedwater control in a PWR following reactor trip |
JPH0534494A (ja) * | 1992-01-13 | 1993-02-09 | Hitachi Ltd | 原子炉水位制御方法 |
CN103871531A (zh) * | 2012-12-11 | 2014-06-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种事故工况下延长蒸汽发生器满溢时间的方法 |
CN103985421A (zh) * | 2014-05-06 | 2014-08-13 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法 |
CN104299661A (zh) * | 2014-10-11 | 2015-01-21 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法及系统 |
CN112382427A (zh) * | 2020-11-05 | 2021-02-19 | 中广核工程有限公司 | 核电厂蒸发器的液位控制方法及系统 |
CN113299418A (zh) * | 2021-05-25 | 2021-08-24 | 中国核动力研究设计院 | 核电厂停堆工况主泵停运后的安注触发方法和装置及系统 |
CN113299417A (zh) * | 2021-05-25 | 2021-08-24 | 中国核动力研究设计院 | 核电厂停堆工况主泵运行时的安注触发方法和装置及系统 |
CN113436760A (zh) * | 2021-06-23 | 2021-09-24 | 中国核动力研究设计院 | 热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法 |
CN113593739A (zh) * | 2021-07-22 | 2021-11-02 | 中国核动力研究设计院 | 一种应对核电厂给水流量丧失事故的控制方法 |
-
2021
- 2021-11-15 CN CN202111350830.3A patent/CN114251646B/zh active Active
Patent Citations (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4440715A (en) * | 1979-10-03 | 1984-04-03 | Hitachi, Ltd. | Method of controlling nuclear power plant |
US4738818A (en) * | 1986-09-29 | 1988-04-19 | Westinghouse Electric Corp. | Feedwater control in a PWR following reactor trip |
JPH0534494A (ja) * | 1992-01-13 | 1993-02-09 | Hitachi Ltd | 原子炉水位制御方法 |
CN103871531A (zh) * | 2012-12-11 | 2014-06-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种事故工况下延长蒸汽发生器满溢时间的方法 |
CN103985421A (zh) * | 2014-05-06 | 2014-08-13 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法 |
CN104299661A (zh) * | 2014-10-11 | 2015-01-21 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法及系统 |
CN112382427A (zh) * | 2020-11-05 | 2021-02-19 | 中广核工程有限公司 | 核电厂蒸发器的液位控制方法及系统 |
CN113299418A (zh) * | 2021-05-25 | 2021-08-24 | 中国核动力研究设计院 | 核电厂停堆工况主泵停运后的安注触发方法和装置及系统 |
CN113299417A (zh) * | 2021-05-25 | 2021-08-24 | 中国核动力研究设计院 | 核电厂停堆工况主泵运行时的安注触发方法和装置及系统 |
CN113436760A (zh) * | 2021-06-23 | 2021-09-24 | 中国核动力研究设计院 | 热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法 |
CN113593739A (zh) * | 2021-07-22 | 2021-11-02 | 中国核动力研究设计院 | 一种应对核电厂给水流量丧失事故的控制方法 |
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Publication number | Publication date |
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