戚佳杰

(上海核工程研究設(shè)計院， 上海 200233)

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主給水文丘里管的特點及其在三代核電廠中的應(yīng)用

戚佳杰

(上海核工程研究設(shè)計院， 上海 200233)

介紹了核電廠主給水文丘里管的主要特征、主給水文丘里管校準試驗的常用方法，分析了主給水文丘里管運行過程中易產(chǎn)生的問題，以及結(jié)合三代非能動電廠中的應(yīng)用情況采取應(yīng)對的措施。

核電廠； 主給水文丘里管； 校驗

核電廠主給水文丘里管流量計是核電廠安全、平穩(wěn)、高效運行的關(guān)鍵設(shè)備之一，要求具有高可靠性和高測量精度。目前在百萬級核電廠中，二回路主給水系統(tǒng)一般配置2～3個環(huán)路，用于向蒸汽發(fā)生器提供給水。主給水流量是電廠重要的過程參數(shù)之一，而在核電廠主給水流量測量方面，孔板、噴嘴、文丘里管、超聲波流量計等儀表均有采用。筆者針對主給水文丘里管的特點進行介紹，并結(jié)合三代非能動電廠中的應(yīng)用情況進行了論述。

1　主給水流量測量的主要方式

當前在各種堆型的核電廠中，二回路主給水流量測量主要采用經(jīng)典的差壓測量方法，即節(jié)流裝置結(jié)合差壓變送器的測量方式?？紤]到測量精度和永久壓損，節(jié)流裝置普遍采用文丘里管或ASME低β值喉部取壓長徑噴嘴，如在恰?，敽穗姀S二期工程中，主給水流量測量采用ASME低β值喉部取壓長徑噴嘴，在AP1000依托項目和大亞灣等核電廠中采用文丘里管進行流量測量。文丘里管和ASME長徑噴嘴的結(jié)構(gòu)示意圖見圖1和圖2。

圖1　文丘里管

圖2　ASME低β值喉部取壓長徑噴嘴

ASME長徑噴嘴也用于汽輪機性能試驗時的主給水流量測量(ASME PTC6—2004SteamTurbines[1])。相對而言，ASME噴嘴的制造加工難度要稍高一些。筆者主要針對主給水文丘里管進行討論。

2　文丘里流量測量裝置原理及型式

文丘里管是一種節(jié)流裝置，當管道內(nèi)充分發(fā)展的流體流經(jīng)文丘里管時，流束在文丘里管收縮段和喉部處形成局部收縮，因而流速增加，靜壓力降低，于是在文丘里管的入口和喉部之間產(chǎn)生了靜壓差。流體流量越大，產(chǎn)生的壓差就越大。 根據(jù)式(1)，便可根據(jù)測得的壓差獲得流體的質(zhì)量流量。體積流量可通過式(2)獲得。

(1)

(2)

式中：ε為可膨脹性系數(shù)；ρ1為水密度；qm為質(zhì)量流量；qv為體積流量；d為文丘里管的喉部直徑；Δp為壓差；β為直徑比；C為流出系數(shù)。

差壓變送器通過引壓管和文丘里管上的取壓口相連，測量文丘里管上下取壓口之間的壓差，將壓差傳送至二次儀表，通過計算獲得流量值。

常用的文丘里管一般可分為經(jīng)典文丘里管和通用型文丘里管等幾類。對于經(jīng)典文丘里管，GB/T 2624—2006 《用安裝在圓形截面管道中的差壓裝置測量滿管流體流量》給出了三種形式：鑄造收縮段經(jīng)典文丘里管、機械加工收縮段經(jīng)典文丘里管、粗焊鐵板收縮段經(jīng)典文丘里管。它們的適用范圍均在106量級的雷諾數(shù)以下，而通常核電廠主給水系統(tǒng)水流量的雷諾數(shù)在107量級。另外，核電廠的主給水壓力在7～9 MPa，主給水文丘里管要求40～60年的預(yù)期使用壽命，經(jīng)典文丘里管不加以改造，一般不易滿足。對于通用文丘里管，是通過對經(jīng)典文丘里管進行改造制成，包括更改收縮角度和擴散段長度，以達到縮短本體長度和降低壓力損失的目的。

套管式文丘里管是另一種非標準的文丘里管型式，其結(jié)構(gòu)見圖3。文丘里管外套裝有一個套管，套管內(nèi)徑等于文丘里管收縮段最大外徑，收縮段與擴散段兩端固定于套管內(nèi)。由于文丘里管內(nèi)的壓力與套管和文丘里管之間的壓力相當，文丘里管在相對壓力較低的場合下運行，套管式文丘里管主要適用于口徑較大并且壓力較高的場合。通過良好的設(shè)計和加工，套管式文丘里管可達到±0.25%的精度，并且可以達到幾十千帕永久壓損的能力，因此套管式文丘里管已應(yīng)用于多個核電廠主給水流量測量場合。但由于文丘里管與套管之間存在多個焊接點，喉部取壓口需要通過金屬軟管引壓至套管外，導(dǎo)致加工要求較高，并且隨著運行時間的增加，管系振動等因素可能會對焊接點產(chǎn)生一些不利影響。

圖3　套管式文丘里管

在工程中被使用的另外一種文丘里管，其廓形與經(jīng)典文丘里管一致，但采用的材料為不銹鋼鍛件(如304不銹鋼鍛件或316不銹鋼鍛件等)，通過對鍛件粗加工和精加工，獲得文丘里管。通過該方法獲得的文丘里管，其耐壓能力與管道相當或高于管道的耐壓等級，滿足核電廠主給水流量測量場合的壓力等級要求，且便于在文丘里管喉部區(qū)域設(shè)置窺視孔，通過內(nèi)窺探頭觀察文丘里管內(nèi)部的情況。通過加工精度(包括同心度、表明粗糙度和取壓孔銳利度等)的控制，一般可滿足主給水流量測量場合的精度要求。

3　主給水流量測量文丘里管的特點

3.1 主給水流量測量的重要性

核電廠主給水系統(tǒng)的主要功能是為蒸汽發(fā)生器供水。蒸汽發(fā)生器的給水是由主給水調(diào)節(jié)閥進行調(diào)節(jié)的，它將蒸汽發(fā)生器二次側(cè)的水位維持在程序液位。程序液位是汽輪機負荷的函數(shù)。當電廠機組運行在某一額定功率以上時，主給水系統(tǒng)正常運行，在此功率范圍內(nèi)，反應(yīng)堆功率和汽輪機負荷需求相平衡，主給水流量控制系統(tǒng)自動運行。控制系統(tǒng)采用蒸汽發(fā)生器的液位為主測量信號、蒸汽流量和主給水流量為補償信號的三沖量控制方式來控制主給水調(diào)節(jié)閥。另外，核電廠項目在保證安全性的前提下，需滿足電廠經(jīng)濟性要求。

3.2 主給水流量測量工況

核電廠二回路主給水系統(tǒng)通常設(shè)置多臺主給水泵，機組正常滿功率運行時，除氧器水箱中的水經(jīng)主給水泵、流量計、調(diào)節(jié)閥等設(shè)備輸送至蒸汽發(fā)生器。根據(jù)電廠滿功率運行時負荷的差異，不同功率電廠的主給水流量差異較大，功率越高，所需給水流量越大；而主給水管道內(nèi)介質(zhì)的溫度和壓力相差不大，通常核電廠正常運行時的主給水溫度約在220～250 ℃，主給水壓力在8 MPa左右，主給水流量隨電廠功率的不同而不同，百萬千瓦核電廠的主給水流量可達到3 000 t/h的流量水平。因此，在電廠滿功率正常運行工況下，主給水管道流體的雷諾數(shù)在2×107以上。

3.3 主給水文丘里管的性能要求及校驗方法

主給水文丘里管作為一種要求具有長期使用壽命的設(shè)備，需滿足在電廠額定功率運行等穩(wěn)態(tài)工況、負荷發(fā)生一定階躍變化等瞬態(tài)工況下維持可靠運行，并保證一定的精度，以及由節(jié)流效應(yīng)引起的永久壓損較小。通常要求在正常運行工況下，主給水文丘里管的精度達到±0.25%。如第3章中所述，正常運行條件下的主給水流量工況已超出GB/T 2624—2006中給出的3種經(jīng)典文丘里管的適用范圍，從而驗證文丘里管是否滿足精度要求，并不能用幾何檢驗法進行。另外，由于主給水流量較大，通常在校驗設(shè)施上進行校準試驗時，校驗設(shè)施并不能達到要求的流量，采用JJG 640—1994 《差壓式流量計檢定規(guī)程》給出的系數(shù)檢定法不能對主給水文丘里管進行全流量校驗。因此，通常核電廠主給水文丘里管的校準試驗依據(jù)ASME PTC19.5—2004FlowMeasurement[2]給出的方法進行。通過在試驗設(shè)施能力達到的最大雷諾數(shù)范圍內(nèi)進行若干次試驗，在較低的雷諾數(shù)下獲得文丘里管的流出系數(shù)，并通過外推獲得實際運行時高雷諾數(shù)條件下的流出系數(shù)。校準試驗用以證明：

(1) 流出系數(shù)不確定度滿足±0.25%的要求。

(2) 從某一雷諾數(shù)開始至實際文丘里管運行時的雷諾數(shù)，流出系數(shù)C值幾乎保持不變，與雷諾數(shù)無關(guān)。

(3) 文丘里管引起的永久壓損較小。

通常試驗采用稱重法進行，校準過程如下：將待校準節(jié)流裝置(包括自帶上下游直管段)水平安裝于校驗管路上，并與實際投入使用時的安裝情況相符。啟動液體循環(huán)系統(tǒng)，向稱重容器內(nèi)注入水至某一液位較低的初始液位，切換器快速將水切換至旁通管路，待液位穩(wěn)定后，測出其初始質(zhì)量；待系統(tǒng)穩(wěn)定運行足夠長的時間，傳感器等設(shè)備輸出穩(wěn)定后，通過切換器向稱重容器內(nèi)快速切水，同時計數(shù)器開始計時，數(shù)據(jù)采集器實時采集節(jié)流裝置各組取壓口上差壓變送器的輸出值；當稱重容器內(nèi)水注入到預(yù)定的液位后，切換器快速將水切回到旁通管路，同時計時器和數(shù)據(jù)采集器也停止采集，待容器內(nèi)水位穩(wěn)定后，測出其終止質(zhì)量。體積流量qv可由式(3)獲得。

(3)

式中：m1為容器內(nèi)的最終質(zhì)量；m0為容器內(nèi)的初始質(zhì)量；ρ為容器內(nèi)的水密度；T為一個測程的時間；ε為校正系數(shù)。

喉部雷諾數(shù)Red和流出系數(shù)C則分別由式(4)和式(5)計算獲得。

(4)

(5)

式中：ρ1為節(jié)流裝置喉部處的水密度；qm為質(zhì)量流量；μ1為水的動力黏度；d為文丘里管的喉部直徑；Δp為壓差；β為直徑比。

進行多次試驗后使校驗至少包含20個覆蓋大的雷諾數(shù)變化范圍的可接受的點。若同一雷諾數(shù)下進行重復(fù)性校驗，差別超過0.1%，則一般需在同一雷諾數(shù)下再建立一個校驗點。

通過試驗獲得數(shù)據(jù)點后，需要進行數(shù)據(jù)分析：

(1) 按照式(6)計算獲得每個試驗點流出系數(shù)C對應(yīng)的Cx；將Cx的平均值代入式(5)獲得標定曲線；計算Cx的標準差為：

(6)

(2) 每個試驗點應(yīng)在標定曲線±0.25%的范圍內(nèi)。

(3)采用ΔCx=a+bRed表示的方程式進行無約束線性回歸(最小平方擬合)來確定，計算出斜率的標準差s(b)。b的95%置信度用b±ts(b)來表示，其中t是n-2自由度學(xué)生氏分布值。如果該置信區(qū)間包括零，那么則認為Cx不隨Red變化，其中ΔC=C-Cfitted，Cfitted為根據(jù)步驟(1)得到的標定曲線進行計算獲得的流出系數(shù)。

步驟(2)用于證明校驗文丘里管在標定段的流出系數(shù)滿足±0.25%的不確定度要求。步驟(3)用于證明從某一雷諾數(shù)開始，流出系數(shù)與雷諾數(shù)無關(guān)，且不確定度在±0.25%以內(nèi)。當步驟(3)的要求滿足時，流出系數(shù)可外推至未經(jīng)校驗設(shè)施校準的雷諾數(shù)區(qū)域，否則流出系數(shù)局限于校準試驗直接驗證區(qū)段內(nèi)使用。

在不同的核電廠設(shè)計中，主給水流量在蒸汽發(fā)生器液位控制系統(tǒng)中采用的判定邏輯略有差異，有的采用4取2邏輯，有的采用3取2邏輯，而實現(xiàn)多通道流出輸出的方式也不盡相同。在三門核電依托項目中，主給水文丘里管共設(shè)置3對取壓口，每對取壓口各接一個寬量程差壓變送器和一個窄量程差壓變送器，在給水流量較大時采用寬量程變送器輸出，在流量較低時采用窄量程變送器輸出，以提高測量精度。因此，要求主給水文丘里管的3對取壓口均滿足ASME PTC 19.5的要求，從而對文丘里管的加工制造提出了較高的要求。

3.4 主給水文丘里管易產(chǎn)生的問題及處理方法

主給水文丘里管作為一個機械類儀表設(shè)備，相對電子類儀表設(shè)備而言，產(chǎn)生的故障形式并不多。其可能發(fā)生的故障形式主要有：由于長時間運行可能產(chǎn)生的雜質(zhì)在運動過程中堵塞引壓管，文丘里管內(nèi)部在長期運行后產(chǎn)生沖蝕而導(dǎo)致流量測量不準。大亞灣核電廠曾發(fā)生因主給水文丘里管存在沖蝕(主要在喉部)而使取壓口兩端壓差變小，導(dǎo)致流量測量不準的情況，主要原因是主給水文丘里管所用材料的抗沖蝕能力不足。

為了避免和減少主給水文丘里管故障的發(fā)生，在設(shè)計制造階段需要采取一定的措施進行預(yù)防和改善，如采用抗沖蝕能力較強的材料制造文丘里管。法國某核電廠曾發(fā)生過主給水文丘里管因長時間沖蝕而穿孔的事故，經(jīng)調(diào)查發(fā)現(xiàn)根本原因在于收縮段所用合金鋼含鉻量偏低而導(dǎo)致其抗沖蝕能力偏低，后采用了含鉻量略高的合金鋼材料制造文丘里管進行更換。在三代非能動核電廠中，主給水文丘里管采用了300系列不銹鋼鍛件整體加工制造，收縮段、喉部、擴散段等位置處管壁厚度高于前后直管段，也在一定程度上減少了管壁因長期沖蝕而穿孔的風(fēng)險。另外，文丘里管喉部設(shè)置了觀察孔，可定期利用窺鏡通過觀察孔觀察文丘里管內(nèi)壁降級的程度。

在核電廠的運行過程中，文丘里管可能隨著運行時間的增加，因各種因素而導(dǎo)致性能有所下降。在三代非能動核電廠中，主給水文丘里管同一管路上，安裝了高精度的主給水超聲波流量計，以對主給水文丘里管進行定期校驗，并根據(jù)校驗結(jié)果對測量值進行修正，保證主給水文丘里管的精度在要求范圍內(nèi)。

4　結(jié)語

主給水流量的測量對于核電廠的穩(wěn)定運行和電廠經(jīng)濟性方面具有重要的作用。因此，應(yīng)選擇合適的材料加工制造，選擇合適的試驗設(shè)施進行校驗，并在同一管路上通過安裝其他高精度流量計進行在線周期性校正，從而使主給水文丘里管測量達到較高的精度，有利于提高電廠的安全性和經(jīng)濟性。

[1] American Society of Mechanical Engineers. Steam turbines performance test codes: ASME PTC6—2004[S]. New York: American Society of Mechanical Engineers, 2004.

[2] American Society of Mechanical Engineer. Flow measurement-performance test codes: ASME PTC19.5—2004[S]. New York: American Society of Mechanical Engineers, 2004.

Features of Main Feedwater Venturi Tube and its Application in Third Generation Nuclear Power Plants

Qi Jiajie

(Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute, Shanghai 200233, China)

An introduction is presented to the key features of main feedwater venturi tube for nuclear power plants, and to the common methods for its calibration test, together with an analysis on problems likely to occur during operation, for which corresponding countermeasures are proposed considering the application conditions of main feedwater venturi tube in third generation passive nuclear power plants.

nuclear power plant; main feedwater venturi tube; calibration

2015-10-27

戚佳杰(1983—)，男，工程師，主要從事核電廠儀控設(shè)計工作。

E-mail: qijiajie@snerdi.com.cn

TM623.4

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1671-086X(2016)04-0237-04