一种针对第三代压水堆核电机组的建模方法

摘要

本发明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。

主权项

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：$\frac{{\mathrm{dT}}_F}{\mathrm{dt}}=\frac{f{P}_0}{m_F{c}_{\mathrm{PF}}}N+\frac{\mathrm{hA}}{m_F{c}_{\mathrm{PF}}}(T_{\mathrm{av}}-T_F)$$\frac{{\mathrm{dT}}_{\mathrm{av}}}{\mathrm{dt}}=\frac{(1-f)P_0}{m_C{c}_{\mathrm{PC}}}N+\frac{\mathrm{hA}}{m_C{c}_{\mathrm{PC}}}(T_F-\frac{T_{\theta 1}+T_{\mathrm{av}}}{2})+2\frac{{\stackrel{·}{m}}_C}{m_C}(T_{\theta 1}-T_{\mathrm{av}})$$\frac{{\mathrm{dT}}_{\theta 2}}{\mathrm{dt}}=\frac{(1-f)P_0}{m_C{c}_{\mathrm{PC}}}N+\frac{\mathrm{hA}}{m_C{c}_{\mathrm{PC}}}(T_F-\frac{T_{\theta 2}+T_{\mathrm{av}}}{2})+2\frac{{\stackrel{·}{m}}_C}{m_C}(T_{\mathrm{av}}-T_{\theta 2})$其中：T_F为堆芯燃料温度；N为堆芯内中子通量密度；T_θ1为反应堆冷却剂入口温度；T_av为反应堆冷却剂平均温度；T_θ2为反应堆冷却剂出口温度；P₀为堆芯初始功率；f为燃料温升所占堆芯功率的百分比；h为堆芯中燃料与冷却剂之间的传热系数；A为堆芯中燃料与冷却剂之间的传热面积；m_F、c_PF为燃料的质量和比热；m_C、c_PC为堆芯中冷却剂的质量与比热；为冷却剂流过堆芯时的质量流量；b、采用热平衡方程式和一阶惯性环节建立热线温度模型、冷线温度模型和一回路平均温度模型，所述热线温度模型为：$\frac{{\mathrm{dT}}_{\mathrm{HL}}}{\mathrm{dt}}=\frac{{\stackrel{·}{m}}_{\mathrm{HL}}}{m_{\mathrm{HL}}}(T_{\theta 2}-T_{\mathrm{HL}})$其中：m_HL为热线中冷却剂的质量；为冷却剂流过热线时的质量流量；T_θ2为反应堆冷却剂出口温度；T_HL为热线温度；所述冷线温度模型为：$\frac{d{T}_{\theta 1}}{\mathrm{dt}}=\frac{{\stackrel{·}{m}}_{\mathrm{CL}}}{m_{\mathrm{CL}}}(T_{\mathrm{CL}}-T_{\theta 1})$其中：m_CL为冷线中冷却剂的质量；为冷却剂流过冷线时的质量流量；T_θ1为反应堆冷却剂入口温度；T_CL为冷线温度；所述一回路平均温度模型为：$T_{\mathrm{avg}}=\frac{1}{2}(T_{\mathrm{HL}}+T_{\mathrm{CL}})-{\tau }_c\frac{d{T}_{\mathrm{avg}}}{\mathrm{dt}}$其中：T_avg为一回路平均温度测量值；T_HL为热线温度；T_CL为冷线温度；τ_c为阻温探测器的时延；c、根据一回路和U型管之间的热阻参数、能量守恒定理和热传递规律，建立蒸汽发生器的一回路冷却剂温度模型；根据一回路到U型管之间的热阻参数和U型管与二回路之间的热阻参数，建立U型管温度模型；根据质量平衡、体积平衡及能量平衡方程式，建立蒸汽发生器的二回路蒸汽压力模型：所述一回路冷却剂温度模型为：$M_{\mathrm{sp}}{C}_{\mathrm{pc}}\frac{d{T}_P}{\mathrm{dt}}=2D_{\mathrm{sp}}{C}_{\mathrm{pc}}(T_{\mathrm{HL}}-T_P)-K_{\mathrm{sp}}{S}_s(T_P-T_m)$$M_{\mathrm{sp}}{C}_{\mathrm{pc}}\frac{d{T}_{\mathrm{CL}}}{\mathrm{dt}}=2D_{\mathrm{sp}}{C}_{\mathrm{pc}}(T_P-T_{\mathrm{CL}})-K_{\mathrm{sp}}{S}_s(T_P-T_m)$其中，T_P为蒸汽发生器中一回路冷却剂的平均温度；T_m为U型管平均温度；T_HL为蒸汽发生器中一回路冷却剂的入口温度；T_CL为蒸汽发生器中一回路冷却剂的出口温度；M_SP为蒸汽发生器中一回路冷却剂的质量；C_pc为一回路冷却剂的比热；D_sp为蒸汽发生器中一回路冷却剂的质量流量；K_sp为一回路冷却剂至U型管的传热系数；S_s为U型管的传热面积；所述U型管温度模型为：$M_m{C}_m\frac{{\mathrm{dT}}_m}{\mathrm{dt}}=S_s{K}_{\mathrm{sp}}(T_p-T_m)-K_{\mathrm{ss}}{S}_s(T_m-T_s)$其中：T_m为U型管平均温度；T_s为二回路侧的蒸汽饱和温度；M_m、C_m分别为U型管的质量和比热；K_sp为一回路冷却剂至U型管的传热系数；S_s为U型管的传热面积；T_P为一回路冷却剂的平均温度；K_ss为U型管至二回路侧冷却水的传热系数；所述蒸汽发生器的二回路蒸汽压力模型为：$\frac{{\mathrm{dP}}_S}{\mathrm{dt}}=\frac{1}{K}[K_{\mathrm{ss}}{S}_s{T}_m-K_{\mathrm{ss}}{S}_s\frac{{\partial T}_s}{\partial P_s}{P}_s+\mu (h_{\mathrm{fw}}-h_s)]$其中：P_S为蒸汽发生器出口蒸汽压力；K_ss为U型管至二回路侧冷却水的传热系数；S_s为U型管的传热面积；T_m为U型管平均温度；μ为汽轮机汽门开度；h_fw为给水焓；h_s蒸汽发生器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；M_sf和h_f分别为蒸汽发生器中二回路侧冷却水的质量和焓，M_sg和h_g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。