專利名稱：一種針對(duì)第三代壓水堆核電機(jī)組的建模方法
技術(shù)領(lǐng)域：
本發(fā)明涉及核電機(jī)組及電力系統(tǒng)建模技術(shù)領(lǐng)域，具體涉及一種針對(duì)第三代壓水堆核電機(jī)組的建模方法。
背景技術(shù)：
目前，我國(guó)核電站正處于大規(guī)模建設(shè)、加速發(fā)展時(shí)期，已成為世界上在建核電站規(guī)模最大的國(guó)家。按照最新發(fā)展趨勢(shì)與要求，截至2020年我國(guó)核電裝機(jī)容量有望達(dá)到7000 萬(wàn)kW，核電的裝機(jī)容量比重接近5%，未來(lái)10年內(nèi)我國(guó)至少將有30余臺(tái)核電機(jī)組接入電網(wǎng)運(yùn)行。然而，核安全與電網(wǎng)安全均有重大的政治、經(jīng)濟(jì)和社會(huì)影響。核事故和電網(wǎng)事故一旦發(fā)生，將會(huì)影響社會(huì)穩(wěn)定，給人民生命財(cái)產(chǎn)安全造成不可估量的損失。不同于大容量的火電、水電機(jī)組，核電機(jī)組具有核安全要求高、需要停堆換料時(shí)間、功率調(diào)節(jié)受限制等特點(diǎn)，另外，核電機(jī)組和電網(wǎng)之間易產(chǎn)生相互影響，核電機(jī)組接入電網(wǎng)會(huì)帶來(lái)新的問(wèn)題和挑戰(zhàn)。例如，由于核電機(jī)組對(duì)電網(wǎng)電壓和頻率的波動(dòng)非常敏感，在電力系統(tǒng)故障擾動(dòng)下，電網(wǎng)頻率和電壓變化可能會(huì)先導(dǎo)致核電廠一些附屬設(shè)備故障，導(dǎo)致核電機(jī)組甩負(fù)荷運(yùn)行甚至停機(jī)，這將對(duì)電力系統(tǒng)造成很大的沖擊，可能導(dǎo)致電網(wǎng)出現(xiàn)很大的有功和無(wú)功缺額，使電網(wǎng)故障進(jìn)一步惡化。因此，研究核電機(jī)組接入電網(wǎng)的機(jī)網(wǎng)協(xié)調(diào)控制具有重要的理論和現(xiàn)實(shí)意義。數(shù)字仿真是機(jī)網(wǎng)協(xié)調(diào)分析的主要工具，數(shù)字仿真結(jié)果的準(zhǔn)確度直接影響電力系統(tǒng)運(yùn)行和規(guī)劃中決策的正確性。然而，現(xiàn)有的電力系統(tǒng)分析軟件(PSASP、BPA、PSS\E)中，均沒(méi)有適用的核電機(jī)組模型。當(dāng)前，國(guó)際核電建設(shè)已進(jìn)入第三代發(fā)展時(shí)期，具有代表性的第三代核電機(jī)型有 AP1000、Era和ABWR。然而，現(xiàn)有的壓水堆核電機(jī)組模型均為第二代核電機(jī)組模型，沒(méi)有第三代核電機(jī)組模型。1983年，美國(guó)電力研究協(xié)會(huì)(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(yīng)堆中子動(dòng)態(tài)過(guò)程和熱傳遞過(guò)程、熱段和冷段熱傳遞過(guò)程、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器、反應(yīng)堆控制系統(tǒng)、壓力控制系統(tǒng)、反饋水控制系統(tǒng)，并對(duì)高階模型和低階模型進(jìn)行了對(duì)比驗(yàn)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(diào)速器的快關(guān)裝置、截止閥、旁通閥、停堆保護(hù)等模型。1995年，美國(guó)EPRI和日本CRIEPI聯(lián)合提出了適合于電力系統(tǒng)中長(zhǎng)期穩(wěn)定分析的核電廠詳細(xì)模型，增加了大量核保護(hù)和汽輪機(jī)保護(hù)等與核電廠停機(jī)相關(guān)的模型，其中包括發(fā)電機(jī)調(diào)速系統(tǒng)和旁路調(diào)節(jié)系統(tǒng)、汽輪機(jī)反饋水系統(tǒng)、汽輪機(jī)控制系統(tǒng)如快關(guān)裝置、反應(yīng)堆控制系統(tǒng)、穩(wěn)壓器及水位和壓力控制系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器及反饋水控制系統(tǒng)、核保護(hù)系統(tǒng)如高中子通量保護(hù)、高中子流量保護(hù)、超溫超功率保護(hù)、低頻低電壓保護(hù)等。1992年，中國(guó)電力科學(xué)研究院和蘇州熱工研究所聯(lián)合進(jìn)行了大亞灣核電廠對(duì)電力系統(tǒng)安全穩(wěn)定運(yùn)行影響的相關(guān)研究，建立了大亞灣核電廠模型。中核集團(tuán)于1990年研制成功秦山核電廠300MW核電廠緊湊型模擬機(jī)；于1997年研制成功秦山核電廠全仿真機(jī)，對(duì)培訓(xùn)核電廠工作人員有很大作用；于2002年研制成功大亞灣核電廠原理模擬機(jī)，經(jīng)過(guò)一系列的完善，該模擬機(jī)已具備通用核動(dòng)力仿真支撐系統(tǒng)平臺(tái) (RINSIM)、實(shí)時(shí)仿真環(huán)境、圖形化仿真建模軟件、教控臺(tái)軟件、操作員臺(tái)軟件、人機(jī)界面組態(tài)工具、DCS (Distributed control system)仿真與設(shè)計(jì)驗(yàn)證平臺(tái)以及嚴(yán)重事故仿真分析平臺(tái)。現(xiàn)有的壓水堆核電機(jī)組模型按其應(yīng)用范圍可分為2類(lèi)一類(lèi)是主要用于培訓(xùn)核電廠工作人員的仿真器，它們建立了比較詳細(xì)的核電廠控制和保護(hù)系統(tǒng)模型；另一類(lèi)是用于研究核電廠與電力系統(tǒng)中長(zhǎng)期動(dòng)態(tài)過(guò)程的模型或仿真程序，這些模型考慮的環(huán)節(jié)較多，階數(shù)較高，一般超過(guò)20階，最高達(dá)到50多階，計(jì)算復(fù)雜，不易實(shí)現(xiàn)。我國(guó)在建和擬建的核電廠廣泛采用第三代核電機(jī)組AP1000，采用第三代核電技術(shù)的山東海陽(yáng)、浙江三門(mén)核電廠即將建成，而目前國(guó)內(nèi)外均無(wú)第三代AP1000核電機(jī)組模型。

發(fā)明內(nèi)容
針對(duì)現(xiàn)有技術(shù)存在的不足，本發(fā)明提供了一種針對(duì)第三代壓水堆核電機(jī)組的建模方法，采用本發(fā)明方法得到的第三代核電機(jī)組模型適用于機(jī)網(wǎng)協(xié)調(diào)分析。為解決上述技術(shù)問(wèn)題，本發(fā)明采用如下技術(shù)方案一種針對(duì)第三代壓水堆核電機(jī)組的建模方法，包括以下步驟步驟1，基于核電廠內(nèi)各系統(tǒng)設(shè)備與電力系統(tǒng)的聯(lián)系，將核電機(jī)組系統(tǒng)模型分解為若干子系統(tǒng)模型，所述子系統(tǒng)模型包括堆芯中子動(dòng)態(tài)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、一回路平均溫度模型、蒸汽發(fā)生器模型、反應(yīng)堆控制系統(tǒng)模型、汽輪發(fā)電機(jī)及其調(diào)速系統(tǒng)模型、汽輪機(jī)旁路調(diào)節(jié)系統(tǒng)模型，所述蒸汽發(fā)生器模型包括蒸汽發(fā)生器中的一回路冷卻劑溫度模型、U型管溫度模型、二回路蒸汽壓力模型，所述反應(yīng)堆控制系統(tǒng)模型包括反應(yīng)堆平均溫度調(diào)節(jié)系統(tǒng)模型和反應(yīng)堆功率控制棒調(diào)節(jié)系統(tǒng)模型；步驟2，根據(jù)熱工學(xué)、能量傳遞及轉(zhuǎn)換規(guī)律，建立步驟1中所述子系統(tǒng)模型，其中，a、采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(nèi)中子通量密度；T01為反應(yīng)堆冷卻劑入口溫度；Tav為反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度；T02為反應(yīng)堆冷卻劑出口溫度；Ptl為堆芯初始功率；f為燃料溫升所占堆芯功率的百分比；h為堆芯中燃料與冷卻劑之間的傳熱系數(shù)；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(zhì)量和比熱；mc、Cpc為堆芯中冷卻劑的質(zhì)量與比熱；為冷卻劑流過(guò)堆芯時(shí)的質(zhì)量流量；b、采用熱平衡方程式和一階慣性環(huán)節(jié)建立熱線溫度模型、冷線溫度模型和一回路平均溫度模型，所述熱線溫度模型為^ =
dt mHL
其中1 為熱線中冷卻劑的質(zhì)量；皿為冷卻劑流過(guò)熱線時(shí)的質(zhì)量流量；為反 應(yīng)堆冷卻劑出口溫度；Thl為熱線溫度；所述冷線溫度模型為
權(quán)利要求
1. 一種針對(duì)第三代壓水堆核電機(jī)組的建模方法，其特征在于，包括以下步驟 步驟1，基于核電廠內(nèi)各系統(tǒng)設(shè)備與電力系統(tǒng)的聯(lián)系，將核電機(jī)組系統(tǒng)模型分解為若干子系統(tǒng)模型，所述子系統(tǒng)模型包括堆芯中子動(dòng)態(tài)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、一回路平均溫度模型、蒸汽發(fā)生器模型、反應(yīng)堆控制系統(tǒng)模型、汽輪發(fā)電機(jī)及其調(diào)速系統(tǒng)模型、汽輪機(jī)旁路調(diào)節(jié)系統(tǒng)模型，所述蒸汽發(fā)生器模型包括蒸汽發(fā)生器中的一回路冷卻劑溫度模型、U型管溫度模型、二回路蒸汽壓力模型，所述反應(yīng)堆控制系統(tǒng)模型包括反應(yīng)堆平均溫度調(diào)節(jié)系統(tǒng)模型和反應(yīng)堆功率控制棒調(diào)節(jié)系統(tǒng)模型； 步驟2，根據(jù)熱工學(xué)、能量傳遞及轉(zhuǎn)換規(guī)律，建立步驟1中所述子系統(tǒng)模型，其中， a、采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(jù)權(quán)利要求1所述的針對(duì)第三代壓水堆核電機(jī)組的建模方法，其特征在于 所述步驟2中采用點(diǎn)堆動(dòng)態(tài)方程建立堆芯中子動(dòng)態(tài)模型，上述堆芯中子動(dòng)態(tài)模型為
全文摘要
本發(fā)明公開(kāi)了一種針對(duì)第三代壓水堆核電機(jī)組的建模方法，包括步驟步驟1，將核電機(jī)組系統(tǒng)模型分解為若干子系統(tǒng)模型；步驟2，根據(jù)熱工學(xué)和能量傳遞及轉(zhuǎn)換規(guī)律，建立步驟1中所述子系統(tǒng)模型；步驟3，將步驟2所得的各子系統(tǒng)模型組合成核電機(jī)組全系統(tǒng)模型，并連接核電機(jī)組全系統(tǒng)模型與電力系統(tǒng)模型，得到核電機(jī)組與電力系統(tǒng)聯(lián)合模型；步驟4，基于步驟3所得的核電機(jī)組與電力系統(tǒng)聯(lián)合模型，建立第三代壓水堆核電機(jī)組自定義模型，并根據(jù)上述自定義模型模擬核電機(jī)組性能及機(jī)網(wǎng)相互影響。本發(fā)明方法有效解決了核電機(jī)組與電力機(jī)組的聯(lián)合仿真，可用于核電廠和電網(wǎng)的機(jī)網(wǎng)協(xié)調(diào)分析，實(shí)用性強(qiáng)。
文檔編號(hào)G06F17/50GK102279901SQ20111012716
公開(kāi)日2011年12月14日 申請(qǐng)日期2011年5月17日 優(yōu)先權(quán)日2011年5月17日
發(fā)明者劉滌塵, 杜治, 王靜, 趙潔, 雷慶生 申請(qǐng)人:武漢大學(xué), 湖北省電力公司電力試驗(yàn)研究院