压水堆核电厂接入电力系统建模

第29卷第31期中国电机工程学报Vol.29No.31Nov.5,200982009年11月5日ProceedingsoftheCSEE©2009Chin.Soc.forElec.Eng.文章编号：0258-8013(2009)31-0008-06中图分类号：TM623.7；TL423文献标志码：A学科分类号：470·40压水堆核电厂接入电力系统建模赵洁1，刘涤尘1，吴耀文2(1．武汉大学电气工程学院，湖北省武汉市430072；2．湖北省电力公司，湖北省武汉市430077)ModellingofPressurizedWaterReactorNuclearPowerPlantIntegratedIntoPowerSystemSimulationZHAOJie1,LIUDi-chen1,WUYao-wen2(1.SchoolofElectricalEngineering,WuhanUniversity,Wuhan430072,HubeiProvince,China;2.HubeiElectricPowerCompany,Wuhan430077,HubeiProvince,China)ABSTRACT:Toanalyzetheinteractionsbetweenpowersystemandsysteminterconnectednuclearpowerplant(NPP),themathematicalmodelofpressurizedwaterreactor(PWR)NPPwereestablishedbytheuser-definedmodellingfunctionofpowersystemanalysissoftwarepackage(PSASP).ThemotivitypartofPWRNPPwastreatedasturbinespeedgovernorofPSASPgeneratormodel.ThemodelcanbeintegratedintopowersystemsimulationandwasapplicabletocalculatingthedynamicprocessofinteractionbetweenPWRNPPandpowersystem.CalculationresultsofPWRNPPself-stability,self-regulationcharacteristicsandresponsestofaultinsinglemachineinfinitebussystemprovedthemodelvalidityinPSASP.Inaddition,duetotemperatureandpoisoningnegativefeedbacks,PWRNPPcanwithstandcertaindisturbancesincludingsteppower.Ifpowersystemfaultwereremovedquicklyenough,theinteractioneffectsbetweenpowersystemandNPPareinsignificant.KEYWORDS:pressurizedwaterreactornuclearpowerplant;powersystem;powersystemanalysissoftwarepackage(PSASP);user-definedmodeling;simulation摘要：为研究核电厂接入电力系统后二者之间的相互影响，利用电力系统分析综合程序(powersystemanalysissoftwarepackage，PSASP)的用户自定义建模功能建立压水堆(pressurizedwaterreactor，PWR)核电厂主要环节的数学模型。该模型将压水堆核电厂动力部分作为发电机调速器，可与电力系统连接，计算核电厂与电力系统之间的动态过程。在PSASP中使用该模型计算核电机组的自稳定性、自调节性和接入单机无穷大系统的故障响应，验证了模型的正确性和适用性。此外，由于压水堆的负温度效应，核电机组可承受一定的外部干扰和功率阶跃。若电网故障切除迅速，核电厂与电力系统之间的相互影响很小。关键词：压水堆核电厂；电力系统；电力系统分析综合程序；用户自定义建模；仿真0引言中国正大力发展核电[1]，核电接入电力系统后将与系统之间产生重大影响[2-6]。核电机组的扰动会造成电网的波动。核电机组的突然甩负荷或者切机将导致系统失去较大功率，对系统稳定、电压和频率都会造成冲击；同时，核电机组对系统电压和频率的波动非常敏感。电网故障扰动可能导致核电机组切机，而核电机组切机后导致的有功和无功的缺口，将使系统故障进一步恶化。核电机组在系统断线故障、短路故障、电压波动等情况下的特性，需结合其具体数学模型进行研究。目前已存在一些压水堆核电厂的数学模型，按其目的性可分为2类：一类是主要用于培训核电厂工作人员的仿真器[7-9]，它们建立了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[10-15]。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[13]，不易实现，可适当简化，如稳压器对研究核电厂与电力系统影响无实质性意义，则可以忽略，控制保护系统也可简化。本文建立适用于研究核电接入系统后相互影响的压水堆核电厂简化模型。电力系统分析综合程序[16]是由中国电力科学研究院编写、可进行电力系统各种计算分析的程序[17]。利用PSASP的用户自定义功能，可建立一个压水堆核电厂用户自定义模型。该模型能与电力系统连接，可计算孤立核电厂的内部响应，也可计算核电厂接入电力系统后二者之间的动态响应。第31期赵洁等：压水堆核电厂接入电力系统建模91压水堆核电厂的数学模型1.1压水堆核电厂整体框图压水堆核电厂主要由核反应堆、稳压器、蒸汽发生器、汽轮发电机组及其附属设备、控制保护系统组成[18-19]，建模时主要考虑对核电厂内部物理过程影响较大的子系统，其整体模型框图如图1所示。NTθTFTθTHLμμPtωPmTPPSTHLTCLTCLTavgNρextPt中子动态模型堆芯燃料及冷却剂温度模型热线温度模型SG蒸汽发生器模型汽机调速器模型汽机系统模型冷线温度模型一回路平均温度模型反应堆控制系统模型图1压水堆核电厂整体模型图Fig.1SystemdiagramofPWRmodel1.2堆芯中子动力学模块在期望反应性较小时，中子动态模型可用1组等效缓发中子组近似表示。在小扰动情况下，可对其采用增量法线性化，得**d()()()()dNttNtCttllβρλΔΔ=−Δ++Δ(1)*d()()()dCtNtCttlβλΔ=Δ−Δ(2)考虑温度效应和中毒效应反馈后的堆芯反应性为extFFc12pF()()/2tTTTTρβραααθθΔ=Δ+Δ+Δ+Δ+Δ(3)式(1)~(3)中：N(t)为中子通量密度；ρ(t)为堆芯的反应性；C(t)为等效单组缓发中子先驱核密度；l*为平均中子寿命；61iiββ==∑为缓发中子组的总份额，βi为第i组缓发中子有效份额；61/iiiβλβλ==∑为等效缓发中子组的延时常数，λi为第i组缓发中子衰减时间常数；βΔρext为控制棒感生的反应性；αFΔTF、c12()/2TTαθθΔ+Δ和αPΔTF分别为燃料温度、冷却剂温度和不可控毒物的反馈；ΔTF为堆芯燃料温度变化量；ΔTθ1、ΔTθ2为冷却剂温度变化量。由式(1)~(3)可得堆芯中子动力学模块，如图2所示。βαFαcΔρextΔTFΔTθ+Δρ1/βl*(s+1)/β−−++λl*/βl*(s+1)/ββ/(λl*)(s+1)/λΔN图2堆芯中子动力学模块图Fig.2Neutrondynamicmodel1.3堆芯燃料及冷却剂温度模型应用能量平衡方程式即可得出用集中参数表示的堆芯燃料、冷却剂温度模型，如(4)~(6)所示。0F12FFPFFPFd(2)d2fPThANTTTtmcmcθθΔ=Δ+Δ+−Δ(4)10F1CPCCPCd(1)()dTfPhANTTtmcmcθθΔ−=Δ+Δ−Δ+CCL1C()/mTTmθΔ−Δ(5)20F1CPCCPCd(1)()dTfPhANTTtmcmcθθΔ−=Δ+Δ−Δ+12C()/CmTTmθθΔ−Δ(6)式中：P0为堆芯初始功率；f为燃料温升所占堆芯功率的百分比；h和A分别为堆芯中燃料与冷却剂之间的传热系数和传热面积；mF、cPF分别为燃料的质量和比热；mc、cPC分别为堆芯中冷却剂的质量与比热；mc为冷却剂流过堆芯时的速率。由式(4)~(6)可得如图3所示的模型图。++ΔTθ1ΔTFΔNΔTCL+++cPChAhAmc+0cPC(1)fPhAmc−+cPCcPCmchAmc+cPCcPCmchAmc−cPCcPC11mcshAmc++FPF11mcshA+cc11msm+fP0hA12+++++ΔTθ2ΔTθ0cPC(1)fPmc−cPChAmc图3堆芯燃料及冷却剂温度模型图Fig.3Fuelandcoolanttemperaturemodel1.4热线、冷线温度及一回路平均温度模块一回路平均温度为热线和冷线温度的平均值。根据热平衡方程式，热线、冷线温度和一回路平均温度都可用1阶惯性环节表示，如图4所示。ΔTθ21τHLs+1ΔTHL(a)热线温度模块ΔTP1τCLs+1ΔTCL(b)冷线温度模块THLKTCL++Tav1Tcs+1(c)一回路平均温度模块ΔTHL为热线温度的变化量；τHL为热线时间常数；ΔTP为蒸汽发生器一回路冷却剂温度变化量；ΔTCL为冷线温度的变化量；τCL为冷线的时间常数；Tav为一回路平均温度；Tc为阻温探测器的时延。图4热线、冷线及一回路平均温度模块Fig.4Modelofhotleg,coldlegtemperatureandtheaveragetemperatureforprimaryloop1.5蒸汽发生器模块自然循环蒸汽发生器的动态集中参数数学模型包括一回路冷却剂温度模型、U型金属管温度模型和二回路系统蒸汽压力模型。根据质量平衡、体积平衡及能量平衡方程式，可以得出蒸汽发生器的传递函数模型框图，如图5所示。10中国电机工程学报第29卷ΔTmkpm++1τps+1(a)一回路冷却剂温度模块kpcΔTHLΔTPΔTPkmp++1τms+1(b)U型金属导热管温度模块kmsΔPSΔTmΔTmkpsm++1/(τpss+1)(c)二回路蒸汽压力模块kpsyΔμΔPSΔTm为U型金属导热管的温度变化量；τP为蒸汽发生器中冷却剂的时间常数；ΔPS为蒸汽发生器压力；τm为U型管时间常数；kpm、kpc、kmp、kms为系数；Δμ为阀门开度；τps为蒸汽压力时间常数；kpsm为对应金属管温度；kpsy为阀门开度的比例系数。图5蒸汽发生器模型图Fig.5Steamgenerationmode1.6反应堆控制系统模块反应堆功率调节系统如图6所示[19]。反映负荷非线性放大平均温度环节可变放大511sτ+611sτ+711sτ+881ssττ+−+ΔTav棒速控制环节ΔPS+++−ΔρextΔN411sτ+111sτ+ksπ2311ssττ++图6反应堆功率控制系统Fig.6Reactorcontrolsystemmodel要求的冷却剂平均温度程序定值信号Tref与冷却剂平均温度测量值Tavg相比较，产生的误差信号驱动控制棒调节功率，并在调节回路中引进适当的功率补偿通道，以加快调节系统的响应速度并增强系统的稳定性。1.7汽轮机及其调速器模块现代大型压水堆核电厂所使用的汽轮机典型结构为四缸双流中间再热凝汽式饱和蒸汽汽轮机，采用典型的功频电液式调速器，可以响应频率和功率的变化，其传递函数模型[19]如图7所示。++μPSPt1TCHs+1π1TRHs+1α1−αTCH为高压蒸汽容积时间常数；TRH为中间再热蒸汽容积时间常数；α为高压缸稳态输出功率占汽轮机总输出功率的百