一種針對第三代壓水堆核電機組的建模方法
2023-05-26 10:38:26 3
專利名稱：一種針對第三代壓水堆核電機組的建模方法
技術領域：
本發明涉及核電機組及電力系統建模技術領域，具體涉及一種針對第三代壓水堆核電機組的建模方法。
背景技術：
目前，我國核電站正處於大規模建設、加速發展時期，已成為世界上在建核電站規模最大的國家。按照最新發展趨勢與要求，截至2020年我國核電裝機容量有望達到7000 萬kW，核電的裝機容量比重接近5%，未來10年內我國至少將有30餘臺核電機組接入電網運行。然而，核安全與電網安全均有重大的政治、經濟和社會影響。核事故和電網事故一旦發生，將會影響社會穩定，給人民生命財產安全造成不可估量的損失。不同於大容量的火電、水電機組，核電機組具有核安全要求高、需要停堆換料時間、功率調節受限制等特點，另外，核電機組和電網之間易產生相互影響，核電機組接入電網會帶來新的問題和挑戰。例如，由於核電機組對電網電壓和頻率的波動非常敏感，在電力系統故障擾動下，電網頻率和電壓變化可能會先導致核電廠一些附屬設備故障，導致核電機組甩負荷運行甚至停機，這將對電力系統造成很大的衝擊，可能導致電網出現很大的有功和無功缺額，使電網故障進一步惡化。因此，研究核電機組接入電網的機網協調控制具有重要的理論和現實意義。數字仿真是機網協調分析的主要工具，數字仿真結果的準確度直接影響電力系統運行和規劃中決策的正確性。然而，現有的電力系統分析軟體(PSASP、BPA、PSS\E)中，均沒有適用的核電機組模型。當前，國際核電建設已進入第三代發展時期，具有代表性的第三代核電機型有 AP1000、Era和ABWR。然而，現有的壓水堆核電機組模型均為第二代核電機組模型，沒有第三代核電機組模型。1983年，美國電力研究協會(Electric Power Research Institute, EPRI)研究了核電廠的低階和高階模型，其中包括反應堆中子動態過程和熱傳遞過程、熱段和冷段熱傳遞過程、穩壓器、蒸汽發生器、反應堆控制系統、壓力控制系統、反饋水控制系統，並對高階模型和低階模型進行了對比驗證。1988年，日本電力中央研究所(Central Research Institute of Electric Power Industry, CRIEPI)提出了一種輕水堆核電廠模型，其中包括調速器的快關裝置、截止閥、旁通閥、停堆保護等模型。1995年，美國EPRI和日本CRIEPI聯合提出了適合於電力系統中長期穩定分析的核電廠詳細模型，增加了大量核保護和汽輪機保護等與核電廠停機相關的模型，其中包括發電機調速系統和旁路調節系統、汽輪機反饋水系統、汽輪機控制系統如快關裝置、反應堆控制系統、穩壓器及水位和壓力控制系統、蒸汽發生器及反饋水控制系統、核保護系統如高中子通量保護、高中子流量保護、超溫超功率保護、低頻低電壓保護等。1992年，中國電力科學研究院和蘇州熱工研究所聯合進行了大亞灣核電廠對電力系統安全穩定運行影響的相關研究，建立了大亞灣核電廠模型。中核集團於1990年研製成功秦山核電廠300MW核電廠緊湊型模擬機；於1997年研製成功秦山核電廠全仿真機，對培訓核電廠工作人員有很大作用；於2002年研製成功大亞灣核電廠原理模擬機，經過一系列的完善，該模擬機已具備通用核動力仿真支撐系統平臺 (RINSIM)、實時仿真環境、圖形化仿真建模軟體、教控臺軟體、操作員臺軟體、人機界面組態工具、DCS (Distributed control system)仿真與設計驗證平臺以及嚴重事故仿真分析平臺。現有的壓水堆核電機組模型按其應用範圍可分為2類一類是主要用於培訓核電廠工作人員的仿真器，它們建立了比較詳細的核電廠控制和保護系統模型；另一類是用於研究核電廠與電力系統中長期動態過程的模型或仿真程序，這些模型考慮的環節較多，階數較高，一般超過20階，最高達到50多階，計算複雜，不易實現。我國在建和擬建的核電廠廣泛採用第三代核電機組AP1000，採用第三代核電技術的山東海陽、浙江三門核電廠即將建成，而目前國內外均無第三代AP1000核電機組模型。
發明內容
針對現有技術存在的不足，本發明提供了一種針對第三代壓水堆核電機組的建模方法，採用本發明方法得到的第三代核電機組模型適用於機網協調分析。為解決上述技術問題，本發明採用如下技術方案一種針對第三代壓水堆核電機組的建模方法，包括以下步驟步驟1，基於核電廠內各系統設備與電力系統的聯繫，將核電機組系統模型分解為若干子系統模型，所述子系統模型包括堆芯中子動態模型、堆芯燃料及冷卻劑溫度模型、 熱線溫度模型、冷線溫度模型、一迴路平均溫度模型、蒸汽發生器模型、反應堆控制系統模型、汽輪發電機及其調速系統模型、汽輪機旁路調節系統模型，所述蒸汽發生器模型包括蒸汽發生器中的一迴路冷卻劑溫度模型、U型管溫度模型、二迴路蒸汽壓力模型，所述反應堆控制系統模型包括反應堆平均溫度調節系統模型和反應堆功率控制棒調節系統模型；步驟2，根據熱工學、能量傳遞及轉換規律，建立步驟1中所述子系統模型，其中，a、採用能量平衡方程式建立堆芯燃料及冷卻劑溫度模型，所述堆芯燃料及冷卻劑溫度模型為$ =
CtT TfX jp C pF TTT F CpFdI^ J^zmN + i(TF - IiilIn + 2k(Te「TJ
dt mc Cpc mc Cpc2mc^ =
dt mccpc mccpc2mc其中TF為堆芯燃料溫度；N為堆芯內中子通量密度；T01為反應堆冷卻劑入口溫度；Tav為反應堆冷卻劑平均溫度；T02為反應堆冷卻劑出口溫度；Ptl為堆芯初始功率；f為燃料溫升所佔堆芯功率的百分比；h為堆芯中燃料與冷卻劑之間的傳熱係數；A為堆芯中燃料與冷卻劑之間的傳熱面積；mF、cPF為燃料的質量和比熱；mc、Cpc為堆芯中冷卻劑的質量與比熱；為冷卻劑流過堆芯時的質量流量；b、採用熱平衡方程式和一階慣性環節建立熱線溫度模型、冷線溫度模型和一迴路平均溫度模型，所述熱線溫度模型為^ =
dt mHL
其中1 為熱線中冷卻劑的質量；皿為冷卻劑流過熱線時的質量流量；為反 應堆冷卻劑出口溫度；Thl為熱線溫度；所述冷線溫度模型為
權利要求
1. 一種針對第三代壓水堆核電機組的建模方法，其特徵在於，包括以下步驟 步驟1，基於核電廠內各系統設備與電力系統的聯繫，將核電機組系統模型分解為若干子系統模型，所述子系統模型包括堆芯中子動態模型、堆芯燃料及冷卻劑溫度模型、熱線溫度模型、冷線溫度模型、一迴路平均溫度模型、蒸汽發生器模型、反應堆控制系統模型、汽輪發電機及其調速系統模型、汽輪機旁路調節系統模型，所述蒸汽發生器模型包括蒸汽發生器中的一迴路冷卻劑溫度模型、U型管溫度模型、二迴路蒸汽壓力模型，所述反應堆控制系統模型包括反應堆平均溫度調節系統模型和反應堆功率控制棒調節系統模型； 步驟2，根據熱工學、能量傳遞及轉換規律，建立步驟1中所述子系統模型，其中， a、採用能量平衡方程式建立堆芯燃料及冷卻劑溫度模型，所述堆芯燃料及冷卻劑溫度模型為
2.根據權利要求1所述的針對第三代壓水堆核電機組的建模方法，其特徵在於 所述步驟2中採用點堆動態方程建立堆芯中子動態模型，上述堆芯中子動態模型為
全文摘要
本發明公開了一種針對第三代壓水堆核電機組的建模方法，包括步驟步驟1，將核電機組系統模型分解為若干子系統模型；步驟2，根據熱工學和能量傳遞及轉換規律，建立步驟1中所述子系統模型；步驟3，將步驟2所得的各子系統模型組合成核電機組全系統模型，並連接核電機組全系統模型與電力系統模型，得到核電機組與電力系統聯合模型；步驟4，基於步驟3所得的核電機組與電力系統聯合模型，建立第三代壓水堆核電機組自定義模型，並根據上述自定義模型模擬核電機組性能及機網相互影響。本發明方法有效解決了核電機組與電力機組的聯合仿真，可用於核電廠和電網的機網協調分析，實用性強。
文檔編號G06F17/50GK102279901SQ20111012716
公開日2011年12月14日 申請日期2011年5月17日 優先權日2011年5月17日
發明者劉滌塵, 杜治, 王靜, 趙潔, 雷慶生 申請人:武漢大學, 湖北省電力公司電力試驗研究院