（国核示范电站有限责任公司山东威海264300）
摘要：AP1000核电站在额定功率下工作时，选择三台33.4%容量电动泵进行给水，没有备用泵。经过对100%与70%额定功率系统下给水流量与蒸汽流量的稳定平衡运算，证实了一台泵断闸后，剩下两台泵可以保证电厂70%额定功率工作；并经过对CENTS流程创建的单台给水泵断闸瞬态的模拟结果信息进行研究，测试了该瞬态下不用迅速降功率运作，反应堆功率智能管理系统和蒸汽旁排结构可以把一回路平均气温保持在标准范围内，期间不会出现蒸汽发生器窄量程水位低跳堆情况，以上研究结果对AP1000核电站调节及运作具有较大的参考作用。
关键词：AP1000核电站；额定功率；给水泵；跳闸；瞬态研究
引言：
核电站主给水结构是经过向蒸汽发生器带来给水以维持核岛热量导出，确保电厂运作与安全的关键构成部分。当给水结构出现各种危险情况是，SG的稳定运行必定会受到干扰，进而对核电站核岛一回路与反应堆稳定运行造成影响，严重时还会造成反应堆停对等严重的安全问题。经过对额定功率工作时单台给水泵跳闸瞬态情况进行仿真研究，能够比较精准的获取机组在这个瞬态中主给水的流量及利亚等参量的变化状况，进而定量的研究SG是否由于短时失水而造成停对，对研究电站可否在该瞬态下稳定运转具有较大的意义。
1台给水泵跳闸瞬态研究
1.1瞬态下给水泵情况变化分析
稳定运行过程，AP1000主给水管理阀采取三冲量管理平台，以SG液位当做输入指令，经过调整阀门开度来匹配给水流量与蒸汽流量，进而确保SG液位在标准范围内变化，三冲量管理结构见图1。
图1主给水调试阀三冲量管理结构
见图2所示，在额定条件下，三台给水泵同步运作，这时泵的运行点是A点。1台泵跳闸后，泵的运行点立刻由A点转为B点，随着给水流量低于蒸汽流量，SG水位不断降低；经过三冲量调试，给水流量调试阀开度会变大，节流阻力缩小，运转给水泵出口背压下降，给水总量增多，以缓解SG液位的降低，运转泵的作业点从B转到C点[1]。在C点，两台工作泵的水量超过额定给水量，产生了给水泵的最大流量情况点。随着给水量的增加，以及机组功率及反应堆功率的下降，SG液位逐渐回升，给水调试阀开度缩小以确保蒸汽流量平衡，运转泵的作业点从C点移到D点。在D点，给水流量、蒸汽水量、反应堆功率、机组功率等抵达一个新的均衡点。
1.2给水流量和蒸汽流量稳态的运算
1.2.1100%额定功率状况
主给水和主蒸汽流量是6798t/h，给水泵出口温度是178.6℃，压力是6.53MPa，主给水密度大概是892.24kg/m³，通过运算，每个给水泵最多可以提供2587.6t/h的水量。在理论上，三台给水泵一共最多可以提供7762.5t/h的水量，具有14.3%的裕量。
1.2.270%额定功率情况
主给水和主蒸汽流量是5115.5t/h，给水泵出口气温是166.7℃，出口压力大概是6.54MPa，主给水密度大概是904.46kg/m³，通过计算，每个给水泵最多可以提供2622.8t/h的水量[2]。两台给水泵最多可以提供5245.9t/h的水量，即两台给水泵可以符合70%额定功率下主给水容量5115.5t/h的要求。
图2一台泵跳闸后运转情况波动
1.3CENTS模型模拟信息分析
在DCIS电厂集成测试的时候，开展Baseline7版核电站管理结构PLS核蒸汽供应平台的逻辑功能验证时，采用CENTS模型模拟100%额定功率时，丧失一台给水泵这个工况试验其运转状况，结合试验报告，其具体分析内容是：
（1）给水泵在66秒跳闸，触动C-20信号，Runback功能让机组功率以200%Pe/分钟的速率在12秒内减少到70%。
（2）反应堆功率管理平台在第66秒开始插入管理棒组，第208秒核功率降低至80%，第251秒核功率降低至78%，第407秒核功率为70%，和机组功率相统一。
图3蒸汽主管压力波动工况图
（3）给水泵跳闸后，蒸汽主管压力提高，蒸汽旁路排放结构在第70秒开始运行，第79秒两组旁排开关全开，第80秒滂湃开关全开信号丧失，随之蒸汽旁排开关在平均气温稳定管理形式下带走一回路多余的热量，而且，蒸汽主管压力不断提高，指导稳定于6.4MPa左右，具体状况见图3。
（4）第70秒，由于蒸汽旁路排放结构运行，SG出现虚假液位，SG窄量程液位在第251秒降低到最小35%标准水位，大于停堆水位21%，这时主给水流量和蒸汽水量保持平衡，随后，因为核功率不断下降，蒸汽水量缩减，SG水位慢慢回升，指导稳定于58%周边。
（5）一台泵停止后，给水流量缩减，令SG的传热量不断降低，这将造成反应堆冷却剂结构冷却剂气温与压力升高，在136秒到达最大温度303.9℃，之后，随着给水流量与蒸汽流量的加大，冷却剂气温慢慢下降到297.6℃处稳定。
1.4逻辑连锁研究与模拟机上试验结果研究
在模拟机上试验这个工况瞬态时，汽机检测的状态为：
（1）朱给水泵设置在第3秒跳闸，机组功率在12秒内降到70%额定功率。
（2）反应堆功率管理平台在13秒开始插入管理棒组，第148秒核功率为80%，第268秒核功率70%。
（3）SG窄量程水位在第128秒降低到最小液位，大概是正常水位的40%，之后水位慢慢回升到正常水文的57%处稳定。
（4）当丧失一台主给水泵后，剩下的两台给水泵流量可以达到80%额定功率下主给水水量。
通过上文分析，按照逻辑连锁研究与模拟机实验结果得知，在额定功率条件下丧失一台给水泵，不用迅速降功率运行，反应堆功率智能管理平台和蒸汽旁排结构可以把一回路平均气温保持在允许范围内，期间不会出现蒸汽发生器窄量程水位低跳堆，且保留很大裕量[3]。这个结论和西屋企业在DCIS电厂集成试验过程用CENTS实施模型模拟的结果相同。因为模拟机模型非常理想化，没有考虑外部造成的扰动等因素的制约，因此在试运作测试过程，要对给水泵出口流量展开测试与验证，在开启测试过程，要对额定功率丧失一台给水泵的情况展开测试论证与研究。
2结语
综上所述，文章经过给水流量及蒸汽流量的稳态运算，测验了AP1000核电站额定功率工作时单台给水泵跳闸后，其余两台给水泵可以维持电厂70%额定功率工作，并经过对CENTS仿真结果进行研究，验证了在电站功率由100%减少到70%的阶段，不会出现蒸汽发生器窄量程液位小跳堆情况。最后，经过逻辑连锁与模拟机上测验结果研究再次确认上述结论。这个分析与结论对AP1000核电站调试及运行具有较强的参考价值。
参考文献：
[1]孙文涛，刘涤尘，赵洁，董飞飞，周雨田，贾骏，程辰.适用于电力系统稳定分析的AP1000核电厂动态模型[J].电网技术，2014，38（04）：987-993.
[2]吴萍，杨艳晨，陈昊，易俊，卜广全.第三代核电堆型AP1000运行特点及堆芯仿真研究[J].电网技术，2014，38（05）：1196-1202.
[3]吴国旸，鞠平，宋新立，谢成龙，罗芳绘，刘燕嘉，苏志达，苏毅.电力系统动态仿真中AP1000核电机组的简化实用模型[J].中国电机工程学报，2017，37（06）：1657-1666.