一种针对第三代压水堆核电机组的建模方法技术

本发明专利技术公开了一种针对第三代压水堆核电机组的建模方法，包括步骤：步骤1，将核电机组系统模型分解为若干子系统模型；步骤2，根据热工学和能量传递及转换规律，建立步骤1中所述子系统模型；步骤3，将步骤2所得的各子系统模型组合成核电机组全系统模型，并连接核电机组全系统模型与电力系统模型，得到核电机组与电力系统联合模型；步骤4，基于步骤3所得的核电机组与电力系统联合模型，建立第三代压水堆核电机组自定义模型，并根据上述自定义模型模拟核电机组性能及机网相互影响。本发明专利技术方法有效解决了核电机组与电力机组的联合仿真，可用于核电厂和电网的机网协调分析，实用性强。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及核电机组及电力系统建模
，具体涉及。
技术介绍
目前，我国核电站正处于大规模建设、加速发展时期，已成为世界上在建核电站规模最大的国家。按照最新发展趋势与要求，截至2020年我国核电装机容量有望达到7000 万kW，核电的装机容量比重接近5%，未来10年内我国至少将有30余台核电机组接入电网运行。然而，核安全与电网安全均有重大的政治、经济和社会影响。核事故和电网事故一旦发生，将会影响社会稳定，给人民生命财产安全造成不可估量的损失。不同于大容量的火电、水电机组，核电机组具有核安全要求高、需要停堆换料时间、功率调节受限制等特点，另外，核电机组和电网之间易产生相互影响，核电机组接入电网会带来新的问题和挑战。例如，由于核电机组对电网电压和频率的波动非常敏感，在电力系统故障扰动下，电网频率和电压变化可能会先导致核电厂一些附属设备故障，导致核电机组甩负荷运行甚至停机，这将对电力系统造成很大的冲击，可能导致电网出现很大的有功和无功缺额，使电网故障进一步恶化。因此，研究核电机组接入电网的机网协调控制具有重要的理论和现实意义。数字仿真是机网协调分析的主要工具，数字仿真结果的准确度直接影响电力系统运行和规划中决策的正确性。然而，现有的电力系统分析软件(PSASP、BPA、PSS\E)中，均没有适用的核电机组模型。当前，国际核电建设已进入第三代发展时期，具有代表性的第三代核电机型有 AP1000、Era和ABWR。然而，现有的压水堆核电机组模型均为第二代核电机组模型，没有第三代核电机组模型。1983年，美国电力研究协会(Electric Power Research Institute, EPRI)研究了核电厂的低阶和高阶模型，其中包括反应堆中子动态过程和热传递过程、热段和冷段热传递过程、稳压器、蒸汽发生器、反应堆控制系统、压力控制系统、反馈水控制系统，并对高阶模型和低阶模型进行了对比验证。1988年，日本电力中央研究所(Central Research Institute of Electric Power Industry, CRIEPI)提出了一种轻水堆核电厂模型，其中包括调速器的快关装置、截止阀、旁通阀、停堆保护等模型。1995年，美国EPRI和日本CRIEPI联合提出了适合于电力系统中长期稳定分析的核电厂详细模型，增加了大量核保护和汽轮机保护等与核电厂停机相关的模型，其中包括发电机调速系统和旁路调节系统、汽轮机反馈水系统、汽轮机控制系统如快关装置、反应堆控制系统、稳压器及水位和压力控制系统、蒸汽发生器及反馈水控制系统、核保护系统如高中子通量保护、高中子流量保护、超温超功率保护、低频低电压保护等。1992年，中国电力科学研究院和苏州热工研究所联合进行了大亚湾核电厂对电力系统安全稳定运行影响的相关研究，建立了大亚湾核电厂模型。中核集团于1990年研制成功秦山核电厂300MW核电厂紧凑型模拟机；于1997年研制成功秦山核电厂全仿真机，对培训核电厂工作人员有很大作用；于2002年研制成功大亚湾核电厂原理模拟机，经过一系列的完善，该模拟机已具备通用核动力仿真支撑系统平台 (RINSIM)、实时仿真环境、图形化仿真建模软件、教控台软件、操作员台软件、人机界面组态工具、DCS (Distributed control system)仿真与设计验证平台以及严重事故仿真分析平台。现有的压水堆核电机组模型按其应用范围可分为2类一类是主要用于培训核电厂工作人员的仿真器，它们建立了比较详细的核电厂控制和保护系统模型；另一类是用于研究核电厂与电力系统中长期动态过程的模型或仿真程序，这些模型考虑的环节较多，阶数较高，一般超过20阶，最高达到50多阶，计算复杂，不易实现。我国在建和拟建的核电厂广泛采用第三代核电机组AP1000，采用第三代核电技术的山东海阳、浙江三门核电厂即将建成，而目前国内外均无第三代AP1000核电机组模型。
技术实现思路
针对现有技术存在的不足，本专利技术提供了，采用本专利技术方法得到的第三代核电机组模型适用于机网协调分析。为解决上述技术问题，本专利技术采用如下技术方案，包括以下步骤步骤1，基于核电厂内各系统设备与电力系统的联系，将核电机组系统模型分解为若干子系统模型，所述子系统模型包括堆芯中子动态模型、堆芯燃料及冷却剂温度模型、 热线温度模型、冷线温度模型、一回路平均温度模型、蒸汽发生器模型、反应堆控制系统模型、汽轮发电机及其调速系统模型、汽轮机旁路调节系统模型，所述蒸汽发生器模型包括蒸汽发生器中的一回路冷却剂温度模型、U型管温度模型、二回路蒸汽压力模型，所述反应堆控制系统模型包括反应堆平均温度调节系统模型和反应堆功率控制棒调节系统模型；步骤2，根据热工学、能量传递及转换规律，建立步骤1中所述子系统模型，其中，a、采用能量平衡方程式建立堆芯燃料及冷却剂温度模型，所述堆芯燃料及冷却剂温度模型为$ =CtT TfX jp C pF TTT F CpFdI^ J^zmN + i(TF - IiilIn + 2k(Te「TJdt mc Cpc mc Cpc2mc^ =dt mccpc mccpc2mc其中TF为堆芯燃料温度；N为堆芯内中子通量密度；T01为反应堆冷却剂入口温度；Tav为反应堆冷却剂平均温度；T02为反应堆冷却剂出口温度；Ptl为堆芯初始功率；f为燃料温升所占堆芯功率的百分比；h为堆芯中燃料与冷却剂之间的传热系数；A为堆芯中燃料与冷却剂之间的传热面积；mF、cPF为燃料的质量和比热；mc、Cpc为堆芯中冷却剂的质量与比热；为冷却剂流过堆芯时的质量流量；b、采用热平衡方程式和一阶惯性环节建立热线温度模型、冷线温度模型和一回路平均温度模型，所述热线温度模型为^ =dt mHL其中1 为热线中冷却剂的质量；皿为冷却剂流过热线时的质量流量；为反 应堆冷却剂出口温度；Thl为热线温度；所述冷线温度模型为本文档来自技高网...

【技术保护点】
１．一种针对第三代压水堆核电机组的建模方法，其特征在于，包括以下步骤：步骤１，基于核电厂内各系统设备与电力系统的联系，将核电机组系统模型分解为若干子系统模型，所述子系统模型包括：堆芯中子动态模型、堆芯燃料及冷却剂温度模型、热线温度模型、冷线温度模型、一回路平均温度模型、蒸汽发生器模型、反应堆控制系统模型、汽轮发电机及其调速系统模型、汽轮机旁路调节系统模型，所述蒸汽发生器模型包括蒸汽发生器中的一回路冷却剂温度模型、Ｕ型管温度模型、二回路蒸汽压力模型，所述反应堆控制系统模型包括反应堆平均温度调节系统模型和反应堆功率控制棒调节系统模型；步骤２，根据热工学、能量传递及转换规律，建立步骤１中所述子系统模型，其中，ａ、采用能量平衡方程式建立堆芯燃料及冷却剂温度模型，所述堆芯燃料及冷却剂温度模型为：其中：为堆芯燃料温度；为堆芯内中子通量密度；为反应堆冷却剂入口温度；为反应堆冷却剂平均温度；为反应堆冷却剂出口温度；为堆芯初始功率；为燃料温升所占堆芯功率的百分比；为堆芯中燃料与冷却剂之间的传热系数；为堆芯中燃料与冷却剂之间的传热面积；、为燃料的质量和比热；、为堆芯中冷却剂的质量与比热；为冷却剂流过堆芯时的质量流量；ｂ、采用热平衡方程式和一阶惯性环节建立热线温度模型、冷线温度模型和一回路平均温度模型，所述热线温度模型为：其中：为热线中冷却剂的质量；为冷却剂流过热线时的质量流量；为反应堆冷却剂出口温度；为热线温度；所述冷线温度模型为：其中：为冷线中冷却剂的质量；为冷却剂流过热线时的质量流量；为反应堆冷却剂入口温度；为冷线温度；所述一回路平均温度模型为：其中：为一回路平均温度测量值；为热线温度；为冷线温度；为阻温探测器的时延；ｃ、根据一回路和Ｕ型管之间的热阻参数、能量守恒定理和热传递规律，建立蒸汽发生器的一回路冷却剂温度模型；根据一回路到Ｕ型管之间的热阻参数和Ｕ型管与二回路之间的热阻参数，建立Ｕ型管温度模型；根据质量平衡、体积平衡及能量平衡方程式，建立蒸汽发生器的二回路蒸汽压力模型：所述一回路冷却剂温度模型为：其中，为蒸汽发生器中一回路冷却剂的平均温度；为Ｕ型管平均温度；为蒸汽发生器中一回路冷却剂的入口温度；为蒸汽发生器中一回路冷却剂的出口温度；为蒸汽发生器中一回路冷却剂的质量；为一回路冷却剂的比热；为蒸汽发生器中一回路冷却剂的质量流量；为一回路冷却剂至Ｕ型管的传热系数；为Ｕ型管的传热面积；所述Ｕ型管温度模型为：其中：为Ｕ型管平均温度；为二回路侧的蒸汽饱和温度；、分别为Ｕ型管的质量和比热；为一回路冷却剂至Ｕ型管的传热系数；为Ｕ型管的传热面积；为一回路冷却剂的平均温度；为Ｕ型管至二回路侧冷却水的传热系数；所述蒸汽发生器的二回路蒸汽压力模型为：其中：为蒸汽发生器出口蒸汽压力；为Ｕ型管至二回路侧冷却水的传热系数；为Ｕ型管的传热面积；为Ｕ型管平均温度；为汽轮机汽门开度；为给水焓；蒸汽发生器。机系统模型连接核电机组全系统模型与电力系统模型，得到核电机组与电力系统联合模型；步骤４，基于步骤３所得的核电机组与电力系统联合模型，建立第三代压水堆核电机组的自定义模型，并采用上述第三代压水堆核电机组自定义模型模拟核电机组性能及机网相互影响中二回路出口蒸汽的焓；为饱和蒸汽温度与压力之间的系数；，和分别为蒸汽发生器中二回路侧冷却水的质量和焓，和分别为蒸汽发生器中二回路侧蒸汽的质量和焓；步骤３，将步骤２所得的各子系统模型组合成核电机组全系统模型，并通过汽轮发电机调速系统模型和发电...

【技术特征摘要】
1. 一种针对第三代压水堆核电机组的建模方法，其特征在于，包括以下步骤 步骤1，基于核电厂内各系统设备与电力系统的联系，将核电机组系统模型分解为若干子系统模型，所述子系统模型包括堆芯中子动态模型、堆芯燃料及冷却剂温度模型、热线温度模型、冷线温度模型、一回路平均温度模型、蒸汽发生器模型、反应堆控制系统模型、汽轮发电机及其调速系统模型、汽轮机旁路调节系统模型，所述蒸汽发生器模型包括蒸汽发生器中的一回路冷却剂温度模型、U型...

【专利技术属性】
技术研发人员：刘涤尘，赵洁，杜治，雷庆生，王静，
申请(专利权)人：湖北省电力公司电力试验研究院，武汉大学，
类型：发明
国别省市：83