《核电厂凝汽器半侧运行安全评估技术导则》(征求意见稿)

3T/CNEAXXXX—XXXX核电厂凝汽器半侧安全运行技术评估导则本标准确立了以安全运行为主，兼顾经济性进行核电厂凝汽器半侧运行评估的基本原则。本标准适用于百万千瓦级大型压水堆核电厂凝汽器，其他类型核电机组可参照执行。2规范性引用文件下列文件对于本《导则》的应用是必不可少的，凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本《导则》。凡是不注日期的引用文件，其最新版本(包括所有的修改单)适用于本《导则》。HEI2629HeatexchangeinstitutestandardsforsteamsurfacecondenserGB/T151热交换器JB/T10085汽轮机表面式凝汽器ASMEPTC12.2PerformancetestcodeonsteamsurfacecondenserGB/T37753表面式凝汽器性能试验规程NB/T25102压水堆核电厂凝汽器性能试验导则DL/T932凝汽器与真空系统运行维护导则3术语和定义下列术语和定义适用于本文件。3.1跨距校核（spacingcheckcalculation）凝汽器换热管跨距分为中间跨距和端部跨距。中间跨距为两块支撑板之间的跨距，端部跨距为管板与支撑板之间的跨距。端部跨距可以大于等于中间跨距。结合核电厂运行典型工况，利用跨距计算模型对核电厂换热管设计跨距进行评估。3.2流体弹性不稳定性（Fluidelasticinstability）流体弹性不稳定性是汽轮机乏汽冲刷换热管产生的动态流体力与换热管运动相互作用的结果。流体弹性不稳定性也称之为流体弹性激振。当流体速度较高时，流体给予换热管的能量大于换热管阻尼所消耗的能量。在流体力作用下，换热管将产生大振幅的振动，很短时间便遭到破坏。无论是气体、液体还是两相流体，当其流过管束时，最常见到的和最具有破坏性的就是流体弹性不稳定性，它是最重要的激振机理。3.3半侧运行(halfsidesafetyoperation)核电厂通过A列和B列循环水的两条涵管独立回路，分别向凝汽器水室提供正常运行时冷却机组所需50%冷却水量。当两列之间无母管联通或循环水管进出口无出口蝶阀时，如凝汽器因循泵故障或某一4T/CNEAXXXX—XXXX水室钛管泄漏需要隔离时，则凝汽器仅有一半的换热面积处于换热状态。此时核电厂需要降低机组功率运行。3.4运行工况(operatingconditions)核电厂在热平衡图中通常包含额定工况，冬季工况，冬季半侧运行工况，冬季旁排全开等标准运行工况，也包含半侧运行的安全工况。凝汽器在半侧运行工况下，经常出现热力条件能满足运行要求，而机械条件不满足的情况出现，换热管发生气流激振引起了疲劳断裂，导致钛管泄漏，造成机组停机检修或降低功率运行。4总则评估核电厂凝汽器在半侧运行工况运行时换热管管束的安全性，防止换热管发生疲劳断裂，为核电厂的安全运行提供指导。评估内容包括换热管支撑板跨距、换热管弹性气流激振、换热管交变应力、换热管振幅。宜通过变工况计算确定机组安全的半侧运行电功率平台，并进行光栅光纤的试验测试，保障凝汽器运行安全性，并提升核电厂经济性。5设计制造期间评估要求5.1跨距校核计算方法汽轮机乏汽高流速汽流的拖拽作用使凝汽器换热管发生振动，换热管振幅随蒸汽流速提高而增加，当换热管的最大挠度Ym保持在换热管排列桥距的1/4以内时，可预防换热管的汽流激振风险。如式(1)所示：Lu=2.9600.25(1)式中：Lu——支撑板跨距，m；E——换热管材料的弹性模量，N.m—2；I——换热管截面的惯性矩，m4；Ym——换热管最大挠度，m；d0——换热管外径，m；P——汽轮机背压对应的饱和蒸汽密度，kg.m-3；Vs——凝汽器上喉部入口平均蒸汽流速，m.s1。根据核电厂凝汽器工作的额定工况，冬季工况，冬季半侧运行工况，冬季旁排全开等工况下的参数进行校核，选取各工况中跨距的最小值。如计算跨距大于核电厂的设计跨距，则换热管管束基本处于安全状态。如果计算跨距小于核电厂的设计跨距，则需要结合凝汽器流场分布情况和相关经验反馈，在蒸汽流速较高的危险区域管束中安装防振条，或者预防性堵管。5.2弹性气流激振评估换热管管束的汽流激振主要考虑紊流抖振，漩涡脱落共振和流体弹性不稳定性振动，其中又以弹性不稳定振动为主要判断类型。流体弹性不稳定性也称之为流体弹性激振。当蒸汽速度小于临界流速时，换热管管束将处于安全状态，如式(2)所示。Va<Vc=0.349fmvs(2)5T/CNEAXXXX—XXXX式中：Va——凝汽器下喉部出口平均蒸汽流速，m·s1；Vc——临界流速，m·s1；f——凝汽器换热管固有频率，Hz;m——满水换热管单位长度质量kg·m—1；νs——蒸汽比容，m3.kg—1。根据核电厂凝汽器工作的额定工况，冬季工况，冬季半侧运行工况，冬季旁排全开等工况下的参数进行校核，如各工况下计算的蒸汽流速均小于临界流速，则换热管管束基本处于安全状态。如果某一工况下计算流速大于临界流速，则需要结合凝汽器流场分布情况和相关经验反馈，在流速较高的危险区域管束中安装防振条，或者预防性堵管等。如冬季半侧运行工况下计算流速大于临界流速，则机组在实际半侧运行中需要降低机组功率，直至在该功率平台下的计算流速小于临界流速。5.3换热管交变应力评估若换热管承受的交变应力小于换热管材料的极限σ的2/3，则换热管材料可长期使用而不致破坏。交变应力可以转化为流速的表达式进行判断，如式(3)所示。式中：Va——凝汽器下喉部出口平均蒸汽流速，m·s1；Vc1——临界疲劳速度，m·s—1；σ——温度下换热管材料的许用耐久极限，N.m—3；d0——换热管外径，m；di——换热管内径，m；β——动力放大系数：CL——升力系数，可取2；根据核电厂凝汽器工作的额定工况，冬季工况，冬季半侧运行工况，冬季旁排全开等工况下的参数进行校核，如各工况下计算的蒸汽流速均小于临界疲劳流速，则换热管管束基本处于安全状态。如果某一工况下计算流速大于临界疲劳流速，则需要结合凝汽器流场分布情况和相关经验反馈，在流速较高的危险区域管束中安装防振条，或者预防性堵管等。如冬季半侧运行工况下计算流速大于临界疲劳流速，则机组在实际半侧运行中需要降低机组功率，直至在该功率平台下的计算流速小于临界疲劳流速。5.4换热管振幅评估换热管振幅随蒸汽流速提高而增加，当换热管最大振幅小于桥距的1/15时，则换热管之间将不会发生碰磨，如式(4)所示。式中：'ym——凝汽器换热管振幅，m；d0——换热管外径，m；P——汽轮机背压对应的饱和蒸汽密度，kg.m-3；Vs——凝汽器上喉部入口平均蒸汽流速，m.s1。6T/CNEAXXXX—XXXXf——凝汽器换热管固有频率，Hz;m——满水换热管单位长度质量kg·m—1；根据核电厂凝汽器工作的额定工况，冬季工况，冬季半侧运行工况，冬季旁排全开等工况下的参数进行校核，如各工况下计算的换热管振幅均小于换热管桥距1/15时，则换热管管束基本处于安全状态。如果某一工况下的换热管振幅大于等于换热管桥距1/15时，则需要结合凝汽器流场分布情况和相关经验反馈，在流速较高的危险区域管束中安装防振条，或者预防性堵管等。如冬季半侧运行工况下计算流速大于临界疲劳流速，则机组在实际半侧运行中需要降低机组功率，直至在该功率平台下的计算换热管振幅小于换热管桥距1/15。6服役运行期间评估要求6.1变工况计算评估当跨距的校核计算，弹性汽流激振评估,交变应力评估或振幅评估中有任一工况超过保证值要求，则凝汽器传热管将处于不安全状态。尤其是冬季半侧运行工况下评估指标超过保证值时，需要首先理论评估在低功率平台的各项指标符合性。根据机组半列运行热平衡图，拟合得到不同海水温度、不同热功率平台下凝汽器半侧运行时电功率等热力参数。如弹性气流激振、交变应力、振幅均满足判定准则，则理论上在该工况时换热管处于安全状态。最终将获得机组在凝汽器半侧运行时不同海水温度下的对应的安全电功率平台。6.2光纤光栅测试试验在理论评估的机组半侧安全运行工况基础上，宜采用光纤光栅测试技术，在流速较高区域的换热管上共安装振幅测点，对100%Pn(核功率)双列运行工况、理论计算安全的半侧运行工况等多个工况下换热管振幅进行实际测量。如换热管最大振幅小于桥距1/15的设计限制值，则凝汽器换热管在该条件下运行时处于安全状态。如实际测试传热管振幅接近或大于桥距1/15的设计限制值，应立即降低机组功率，直至换热管最大振幅小于桥距1/15的设计限制值。全年不同海水温度时机组效率不同，则同一热功率平台下的电功率不同。宜评估同一热功