给水母管制机组给水控制策略及应用

为克服多炉并联母管制给水系统中锅炉汽包水位控制以及给水压力控制之间存在的耦合,将水位控制过程与给水压力控制过程解耦,采用锅炉上水调门调节汽包水位,变频给水泵调节给水母管压力的控制策略:水位控制中采用主调调节水位,副调调节流量的串级三冲量调节方式,及时响应外界的流量需求和修正汽包水位的内扰;给水母管压力控制中,通过被调量的灵活选择、控制器的变参数以及自平衡模块和偏置的应用,实现对给水压力的快速有效调节。经过试验验证,调节效果良好。

核电厂主给水泵仪表可靠性提升措施

为进一步提升核电厂主给水泵仪表的运行可靠性,以某核电厂为例,指出主给水泵仪表的运行缺陷,包括异常波动、密封失效、元件老化、计量偏差、备用故障报警逻辑问题,详细阐述了可靠性提升措施,并对提升效果及未来改进方向进行了总结。

AP1000核电厂应对全厂断电事故的稳压器防满溢对策研究

AP1000核电厂若在全厂断电事故下丧失正常给水,会引起稳压器满溢,将通过稳压器安全阀排放液体冷却剂,引起反应堆冷却剂水装量流失,增大反应堆堆芯裸露的风险。与此同时,安全壳内的放射性水平因稳压器满溢可能会增大,增大向环境排放大量放射物质的可能。为防止稳压器满溢,本工作进行了解决或缓解稳压器满溢的对策研究。结果表明,增大非能动余热排出系统(PRHRS)热交换器的传热面积,可防止稳压器满溢;合理降低安全壳内置换料水箱(IRWST)的背压,可增大达到稳压器满溢的裕度,有效地缓解稳压器满溢;增大稳压器的自由容积,可防止稳压器满溢。此结论对AP1000核电厂的设计和事故分析有一定的参考作用。

超(超)临界机组主给水调节阀内部空化流场模拟

针对某超(超)临界火电机组主给水调节阀在运行过程中出现的空化汽蚀现象,结合多级节流原理和多相流技术,利用CFX流体力学计算软件,对调节阀内部流场进行模拟,分析不同笼罩级数和节流孔个数对空化流场的影响。结果表明:多级笼罩结构使得阀内最低压力由3.55 MPa升至6.58 MPa且高于空化压力,汽相最大体积分数从0.96几乎降为0,整体流场速度明显降低,有效防止了空化汽蚀对调节阀的破坏;同时,在满足调节阀工况的前提下,增加节流孔数会使降压性能提高,但却使流速控制能力降低。

机组母管制给水系统分配方案的研究

基于等效焓降理论,得出了包含机组完善程度的系数——纯热量品位系数:通过该系数建立火电厂机组母管制给水系统分配数学模型,并提出了机组给水系统分配判据参数,利用该参数合理地优化各机组间的给水分配方案。实际应用表明,优化后的机组给水分配方案提高了电厂经济效益。

核电厂电动主给水泵热启动的振动特性试验

试验研究了某国产压水堆核电机组(CPR 1000)电动主给水泵压力级转子热启动过程的振动特性,并提出优化运行措施。采用高采样率的振动数据采集设备,测试电动主给水泵在50%负荷、100%负荷联锁启动及再循环工况热启动时压力级泵的振动信号,发现启动过程中压力级转子存在振动较快上升然后缓慢下降至稳定的现象。通过分析振动趋势图、振动频谱图及振动轴心轨迹图等认为这属于渐变性强迫振动,振动变化至稳定的时间约为20min。根据压力级转子的结构特点,建立带初始热弯曲的Jeffcott转子动力学模型,分别研究弯曲变形和质量偏心的影响,认为压力级转子热备用期间存在暂态热弯曲是导致渐变性热致振动的主要原因,且通过实测壳体端面的热成像图得到验证。电动主给水泵的振动特性表明,热启动过程中应分别设置瞬态振动延时保护与稳定运行期间的振动定值保护。

600MW超临界“W”型锅炉机组主蒸汽温度低的分析及处理

大唐华银金竹山火力发电分公司3号锅炉是世界首台600 MW超临界燃用无烟煤的"W"型火焰锅炉机组。投运后锅炉在短时间内连续发生5次高负荷、投自动协调时主蒸汽温度低的问题,造成机组被迫降负荷甚至停运。其主要原因为:原给水自动策略以磨煤机入口容量风代表煤量计算煤水比,以汽水分离器出口蒸汽焓值作为修正,而风煤比不确定性和焓值代表性不够,给水自动可靠性不高;实际给水自动控制策略选择汽水分离器出口温度作为控制对象,反映比较缓慢,易误判。通过优化现有给水控制策略,在逻辑中设定不同负荷下的给水流量和水冷壁壁温控制值,当启停制粉系统时增加电负荷前馈、减弱煤水比前馈,以及规范操作等措施,解决了这一问题。

超超临界机组主给水泵移至高加出口方法研究

针对超超临界机组高压加热器(简称高加)汽水两侧压差急剧升高后所带来的问题,提出了一种降低汽水两侧压差的方法即将主给水泵的位置由高压加热器进口移动到高压加热器的出口,并以某电厂1 000MW超超临界机组为例,对主给水泵位置变化后所带来的问题进行了研究,并提出了相应的应对措施。研究结果表明,主给水泵位置变化后,高加汽水两侧压差大幅度降低到9.5MPa,并且对主给水泵的启动和运行不会带来影响。

超(超)临界主给水调节阀流场特性分析

针对某超(超)临界主给水调节阀在运行工况条件下出现的空化汽蚀现象,结合多级节流降压原理与多相流理论,采用Schnerr and Sauer空化模型和Mixture两相流模型,对调节阀内部流场进行数值模拟,研究了笼罩层数与导流槽宽度对流场空化的影响。结果表明,随着笼罩层数的增加,调节阀内的最低压强由0.015MPa上升至0.717 MPa,最大流速由147.1 m/s降至49.36 m/s,空化的汽相最大体积分数由0.979降至0.160,多级笼罩有助于实现逐级降压、限制流速及抑制空化的目的;同时在阀门结构尺寸允许条件下,适当增加导流槽宽度也有利于抑制空化。研究结果为该类调节阀的设计提供了参考。

600MW超临界机组冲转时主蒸汽温度偏高的防治措施

长沙电厂一期扩建工程2×600MW燃煤机组的锅炉为DG1900/25.4-Ⅱ1型超临界参数变压直流本生型锅炉,在机组调试、试运期间,普遍存在冲转时锅炉侧主蒸汽温度高、压力低的问题,与汽轮机要求的冲转参数不匹配,其主要原因是煤水比控制不合适。为此提出维持锅炉燃油量12t/h,退出给水流量低保护,给水流量降至160～290t/h,冲转时随机投入高低压加热器,给水温度提高到200℃以上,既解决了冲转时主蒸汽温度高、压力低的难题,又节约燃油,保证了机组启动安全、经济。

125 MW燃煤机组FCB小岛试验锅炉主要参数控制

结合印尼吉利普多燃煤发电站新建2×125MW机组在50%和100%负荷下快速甩负荷(FCB)小岛试验,基于锅炉主/再热蒸汽压力和温度、给水流量及炉膛压力等参数的变化,提出了FCB小岛试验的高、低压旁路阀快开开度、锅炉快速减燃料控制策略,以及根据主蒸汽压力和温度的变化趋势逐步减小高、低压旁路阀开度,将主蒸汽压力和温度控制在合理的范围内等措施,为机组事故工况下的安全快速甩负荷提供借鉴。

国产AP1000核电主蒸汽及主给水管道工艺研究

核电AP1000机组用主蒸汽及主给水管道采用电炉冶炼加钢包真空精炼的镇静钢,经冲孔-顶伸成形制成毛坯管,热处理性能合格后,经内外圆机加工成形。经检验,管道的冶金质量、力学性能、金相组织、无损探伤和水压试验结果、表面质量及目视检查均符合相关标准的要求。一系列附加试验亦符合相关标准要求。

核电站主给水隔离阀关闭引起水锤的分析

分析了核电站主给水隔离阀关闭引起的水锤,计算了阀门阀瓣受到的水锤动力载荷,讨论了降低水锤载荷的方法。

600MW机组超临界直流锅炉的控制策略

以采用内置式分离器的600 MW机组超临界螺旋管圈型直流锅炉为例,分析了被控对象动态特性及控制系统的特点。给出给水控制系统和主蒸汽温度控制系统的策略方法。

母管制给水泵组的优化运行研究

采用Apros 5.04高级过程仿真支撑系统,以某热电厂给水管网系统为对象,通过系统提供的图形组态建模,自动化仿真计算,开发出给水管网模型。分析模型计算出的参数,掌握给水系统运行特性,得出不同给水泵组合方式下的电耗以及对高压加热器给水流量分配的影响,进而优化出给水系统的经济运行方式。该项目的实现将大大提高全厂给水系统的运行水平与设备监控水平,完善经济指标考核与分析,对提高全厂机组运行的安全性、经济性具有重要意义。

600MW超临界对冲锅炉机组炉水循环泵解列运行启动技术及实践

通过分析600 MW超临界锅炉机组在无炉水循环泵运行方式下锅炉水冷壁安全、超温、多耗热量、介质等问题,指出该机组无法按原锅炉厂提供的升温升压曲线启动,机组启动的关键是水冷壁壁温、给水流量和主汽温度控制,提出了该机组在炉水循环泵解列运行方式下启动技术和措施,特别是水冷壁壁温、主汽温度和给水流量控制要点及具体的操作过程。机组在炉水循环泵解列时冷、热态开机成功,实现了超临界锅炉机组在炉水循环泵解列时启动技术的突破。

主机缸套冷却水出口温度控制方法

利用传热学理论,对船舶主柴油机缸套冷却水系统的传热机理进行了分析,给出了其动态热力数学模型。针对其惯性较大,缸套冷却水出口温度经常超调的特点,提出了在现有的传统PID反馈控制的基础上,引入以船舶主柴油机输出“功率”作为反映缸套冷却水热负荷扰动信号的前馈控制,以减小缸套冷却水出口温度的动态偏差,并利用Matlab仿真进行了验证。仿真结果表明,这种控制方法比传统的控制方法具有更好的控制性能。

直接空冷汽轮机主轴驱动给水泵方案探讨

随着节能减排技术的发展,给水泵配置方案的重要性日益显现。文章主要介绍了国外给水泵由汽轮机主轴直接驱动的方案,并分析对比该方案与目前国内所普遍采用的电机驱动及小汽机驱动方案的优缺点。探讨给水泵主轴驱动在大功率直接空冷机组中的应用方案,以供同类机组设计参考。

超超临界机组汽水系统的设计特点分析

对邹县发电厂四期工程和系统状况进行了介绍,确定了主蒸汽系统和主给水系统管道的设计参数,选择了管道材料。对2×1000MW超超临界机组主蒸汽系统及主给水系统的主要设计特点进行了论述。

基于流固耦合的核电厂蒸汽发生器主给水接管瞬态温度场分析

核电厂蒸汽发生器(SG)发生某些瞬态波动时,主给水系统停运并切换至辅助给水,将使主给水接管嘴内流体产生较大的温度梯度,对主给水接管嘴材料造成较大的热冲击。为了准确评价热冲击影响,就需要对主给水接管的温度场进行准确计算。本文采用流固耦合的计算方法,利用商用计算流体力学进行计算分析,获得了瞬态工况中不同时间、不同位置的流场及温度场分布情况。利用本文的计算结果,可以更准确的对瞬态工况下主给水接管的热冲击影响进行评价。