[发明专利]一种针对第三代压水堆核电机组的建模方法

说明书

技术领域

本发明涉及核电机组及电力系统建模技术领域，具体涉及一种针对第三代压水堆核电机组的建模方法。 

背景技术

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、EPR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。 

发明内容

针对现有技术存在的不足，本发明提供了一种针对第三代压水堆核电机组的建模方法，采用本发明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，本发明采用如下技术方案： 

一种针对第三代压水堆核电机组的建模方法，包括以下步骤：