CN104425047A - 一种核电站中防止堆芯热功率超限值的方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开一种核电站中防止堆芯热功率超限值的方法,包括:获取汽轮机中高压缸入口压力实测值,将高压缸入口压力实测值与汽轮机高压缸入口压力定值进行比例积分计算;将比例积分计算结果和蒸汽流量定值作用于功率控制回路,根据比例积分计算结果或蒸汽流量定值,汽轮机调节系统通过控制高压缸阀门的开度控制堆芯热功率超限。长期以来,堆芯热功率超限值问题都无法得到有效解决,使得堆芯在瞬态工况时很容易产生潜在危害,本发明通过合理设置高压缸入口压力定值和蒸汽流量定值,使汽轮机调节系统根据二者中的其中任何一定值,通过控制高压缸阀门的开度有效的自动控制堆芯热功率超限,避免堆芯热功率超限值后带来的堆芯危害和核安全问题。
Description
技术领域
本发明涉及压水堆核电站关健技术领域,具体涉及到压水堆核电站中汽轮机功率控制以防止堆芯热功率超限值的技术。
背景技术
核电站(Nuclear Power Plant)是利用核裂变(Nuclear Fission)或核聚变(Nuclear Fusion)反应所释放的能量产生电能的发电厂。
我国首台国外引进的核电站中,汽轮机功率控制系统采用了当时较先进的分层计算机控制系统,包括英国GEC-ALSTOM公司首次采用法国EDF电力公司的先进核电站所使用的汽轮机控制理念——汽轮机高压缸入口压力控制模式,这是一项通过实现核电站功率控制的稳定性来保证核安全的重要理念,以此核电站为参考核电站,维持热功率和其他主要支行参数不变,结合经验反馈和核安全技术的发展要求,通过多项技术改进所建立的核电站,则进一步提高了核电站安全水平和技术经济性能,使我国的核电站总体性能达到了国际同类型在役核电站的先进水平。之后,我国核电站技术更是按照“自主设计、部件采购”的模式实施,在之前核电站的技术基础上,根据支行经验反馈和法国同类机组批量改造计划,进行了多项技术改进,如果说首台国外引进的核电站使我国核电技术达到了国际核电1980年代末的水平,那么,之后建立的新的核电站则使我国核电技术达到了国际核电1990年代中的水平。
目前,我国核电技术领域所采纳的CPR1000方案(中国压水堆方案)是我国改进型百万千瓦级(1000MW)压水堆核电技术方案,它是在引进、消化、吸收国外先进技术的基础上,结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术,它使我国核电站的综合技术安全经济指标达到目前国际同类核电站的先进水平。CPR1000方案具有许多优良的技术特点,比如:基于状态导向的事故处理规程(SOP)、首炉18个月换料方案、堆腔注水、长寿命压力容器(设计寿命达60年)、主回路破前漏(LBB)和可视化进度控制等等,CPR1000方案将使我国的核电站综合技术安全经济指标达到目前国际同类核电站的先进水平。
CPR1000方案的使用,使我国核电技术得到飞速发展,但是,在CPR1000方案的使用中,仍存在一些严重影响核安全且难以克服的问题,比如核岛反应堆堆芯超功率问题,这一问题出现的关键原因在于:CPR1000机组堆机功率的协调控制采用堆跟机的方式,反应堆的核功率是跟随汽轮机的功率进行调节变化的,汽轮机的功率的上升会导致反应堆热功率的也上涨,那么,在瞬态工况下,由于单纯的功率上限控制(遵循汽轮机调节系统(GRE)自动功率控制原理)并不能保证反应堆功率瞬时不超102%PN(PN为功率单位)的上限功率,比如汽轮机效率下降时,电功率与核功率的线性关系会被破坏,汽轮机的功率维持不变,但核岛反应堆功率则上涨导致超功率。热功率不超过102%,是核电领域技术规范的强制要求,一旦核岛反应堆发生超功率现象,热功率超过102%,后果将不堪设想,对堆芯的安全带来潜在的危害。
当前,GRE无法防止核岛反应堆超功率事件的发生,主要依靠操作员人为干预,比如:在某机组的GRE瞬态事件中,由于汽轮机效率变差,功率由1083Mwe下降到1080Mwe,GRE为了恢复1083MWe,自动使得所有高压缸调阀开度由62%上涨到96%,蒸汽流量(SD)由100%上涨到100.8%。,主汽压力由6.19Mpa(98.5%)上涨到6.3MPa(100.2%)。VVP蒸汽流量增大了107t/h,一回路热功率由2890Mwe上涨到2960Mwe,距离102%(2963Mwe)热功率定值只有3Mwe,所幸的是,操作员的人为干预较快避免了热功率继续上涨。由于GRE无法防止核岛反应堆超功率事件的发生,主要依靠操作员根据瞬态工况人为进行热功率的调节干预,很容易因为人因失误,带来严重的堆芯危害和核安全问题。
发明内容
本发明提供一种核电站中防止堆芯热功率超限值的方法,能有效防止核岛反应堆中堆芯热功率超限值现象,避免堆芯热功率超限值后带来的堆芯危害和核安全问题。本发明采用如下技术方案;
一种核电站中防止堆芯热功率超限值的方法,包括如下步骤:
S3:获取汽轮机中高压缸入口压力实测值,将汽轮机高压缸入口压力定值与高压缸入口压力实测值进行比例积分计算;
S4:将PI运算结果和蒸汽流量定值作用于功率控制回路,根据比例积分计算结果或蒸汽流量定值,汽轮机调节系统通过控制高压缸阀门的开度控制堆芯热功率超限。
通过高压缸入口压力定值和蒸汽流量定值,使汽轮机调节系统根据二者中的其中任何一定值,通过控制高压缸阀门的开度有效的自动控制堆芯热功率超限,避免堆芯热功率超限值后带来的堆芯危害和核安全问题
作为优选,还包括:
S1:获取汽轮机的满功率、汽轮机中高压缸阀门全开时的热功率及汽轮机目标热功率;
S2:以满功率及高压缸阀门全开时的热功率为计算基准点,且以目标热功率为上限,计算汽轮机高压缸入口压力定值和蒸汽流量定值。
优选实施例中,则是结合汽轮机的满功率、高压缸阀门全开时的热功率及汽轮机目标热功率,合理进行高压缸入口压力定值和蒸汽流量定值的设置,以便通过控制高压缸阀门的开度有效的自动控制堆芯热功率超限。
作为优选,步骤S2包括如下子步骤:
S201:以满功率及高压缸阀门全开时的热功率为计算基准点,根据热平衡图插值计算方法计算目标热功率相对于满功率的压力增量;
S202:获取满功率时高压缸入口压力实际值和阀门全开时汽轮机入口压力实际值;
S203:根据计算的压力增量、获取的满功率时高压缸入口压力实际值和阀门全开时汽轮机入口压力实际值,得到高压缸入口压力定值。
作为优选,子步骤S201包括:
S2011:分别根据满功率工况时热平衡图和阀门全开工况时热平衡图插值计算与汽轮机目标热功率相对应的电功率;
S2012:根据高压缸入口压力电功率曲线计算汽轮机目标热功率相对于满功率的压力增量。
在优选实施例中,通过热平衡图插值计算方法获得目标热功率相对于满功率的压力增量,热平衡图插值计算方法能够有效减小计算过程中的绝对误差值,使得计算结果更加准确,而在确定高压缸入口压力定值时,由于理论值与实际值存在少许偏差,因而综合考虑满功率时高压缸入口压力实际值和阀门全开时汽轮机入口压力实际值并结合热平衡图插值计算方法计算出的压力增量,能够使得最终获得的高压缸入口压力定值更加准确,从而使得汽轮机调节系统对高压缸阀门开度进行合理控制,防止瞬态工况时堆芯功率超超限。
作为优选,步骤S2还包括如下子步骤:
S205:根据热平衡图数据及瞬态工况时的阀位增量,计算汽轮机目标热功率相对于满功率的阀位增量;
S206:通过计算得到的阀位增量得到蒸汽流量定值。
作为优选,子步骤S205具体包括:
S2051:根据热平衡图数据,进行内插值计算,得到汽轮机目标热功率对应的汽轮机流量;
S2052:获取满功率时汽轮机流量,并根据得到的目标热功率时汽轮机流量,计算汽轮机目标热功率相对于满功率的汽轮机流量增量;
S2053:获取瞬态工况时的阀位增量,并根据计算的汽轮机流量增量获得汽轮机目标热功率相对于满功率的阀位增量。
作为优选,子步骤S206具体包括:
S2061:获取满功率时对应的阀门开度;
S2062:将获得的满功率时的阀门开度加上计算得到的阀位增量,得到与汽轮机目标热功率对应的阀门开度;
S2063:结合高压缸阀位扰动时的最大阀位及瞬态工况时的阀门开度和热功率,根据汽轮机目标热功率对应的阀门开度,从蒸汽流量阀位特性曲线中得到蒸汽流量定值。
在另一优选实施例中,蒸汽流量定值的计算同样利用热平衡图插值方法,确定蒸汽流量定值时,还结合高压缸阀位扰动时的最大阀位、瞬态工况时的阀门开度和热功率及汽轮机目标热功率对应的阀门开度,以使设置的蒸汽流量定值更加合理,汽轮机调节系统对高压缸阀门开度控制更加合理,防止瞬态工况时堆芯功率超超限。
附图说明
图1为本发明实施例中汽轮机调节系统控制原理图之一;
图2为本发明实施例中汽轮机调节系统控制原理图之二;
图3为本发明实施例中蒸汽流量—阀位特性曲线;
图4为本发明实施例中防止堆芯热功率超限值的方法的流程图;
图5为本发明实施例中计算高压缸入口压力定值的流程图;
图6为本发明实施例中计算蒸汽流量定值的流程图。
具体实施方式
在GRE控制中,为了防止汽轮机蒸汽用量突然大幅增加,从而使得核蒸汽供应系统(VVP)的蒸汽流量大幅增加导致核岛堆芯超102%热功率,设置了限荷控制模式,限荷控制模式主要有两个保护参数:高压缸入口压力定值和SD定值,这两个定值的作用是通过限制高压缸调节阀的开度来限制核岛蒸汽发生器流向汽轮机的蒸汽流量,从而防止汽轮机蒸汽流量过大导致核电堆芯过冷,核岛堆芯超功率。如图1和2所示,图1为高压缸入口压力定值与高压缸入口压力实测值进行比例积分计算(PI运算)并输出PI运算结果的控制原理简图,图2为输出的PI运算结果和SD定值作用于功率控制回路的出口后,GRE的控制原理简图。下面简要介绍GRE自动功率控制原理、限荷控制模式中的压力定值控制原理和SD定值控制原理。
(1)GRE自动功率控制原理:功率定值和实测功率做PI运算,输出控制量SD,SD与高压缸阀位一一对应,如果实测功率降低,PI运算则会导致功率控制回路的SD增大,高压缸阀门开大。
(2)压力定值控制原理:当汽轮机效率下降导致高压缸阀门开大,汽轮机中高压缸入口压力实测值比压力定值大时,压力定值的限制功能被激活,压力定值与压力实测值做PI运算,PI运算结果输出后与SD定值取小,作用于功率控制回路的SD,使得功率控制回路的SD降低,高压缸阀门开度减小,蒸汽流量得到限制,从而达到限制核岛热功率的目的。
(3)SD定值控制原理:SD定值直接作用于功率控制回路的SD,如果二回路效率下降导致实测功率降低,功率控制回路会自动增大自身的SD,开大高压缸阀门,以恢复功率,如果功率控制回路的SD增大达到SD定值,则功率控制回路的SD保持为SD定值不变,阀位也保持SD定值对应的阀位不变,以防止功率控制回路过度开度阀门导致核岛降功率。
当SD定值或者压力定值的限制作用发生后,汽轮机受控制,GRE发出控制信号送往核岛的棒控棒位系统(RGL),核岛的RGL接收到控制信号后,将SD定值和压力定值取小,RGL的功率棒将会跟随SD定值和压力定值中的较小值所对应的功率,以控制功率棒棒位,这样,堆机功率就可以达到平衡。
从上述控制原理知道,设置适当的SD定值和高压缸入口压力定值,可以在瞬态工况时保持高压缸阀门开度在一个适当的大小,使得VVP蒸汽流量不因高压缸阀开度的大幅增大而大幅增加,导致核岛热功率超限。
对于我国当前的核电站,由于其主要照搬了一二核的参数,因而存在下面两个问题:
(1)SD定值设置无法限制高压缸阀门全开:当前核电站中,SD定值默认设置为102%,而实际上当功率控制回路中的SD=101%时,高压缸阀门就已经全开,如果出现汽轮机瞬态,功率控制回路的SD增加至101%,4个高压缸阀门将都会全开,SD定值不能投入使用,无法限制阀门全开,导致VVP出口流量大幅增加,核岛超功率。
(2)高压缸入口压力定值无效:在汽轮机瞬态中,一旦高压给水加热器系统(AHP)应急疏水阀意外全开,将导致4个高压缸阀门全部开启(阀位约为95%),汽轮机入口流量大幅增加,汽轮机入口压力也增加到99.8%,而当前核电站中高压缸入口压力定值默认设置为102%,导致压力定值限制模式也不会生效,高压缸入口压力定值无法投入使用,不能起到限制阀门全开的作用,从而使得VVP出口流量大幅增加,核岛热功率增加约70Mwe,达到2957MWe,距离最上限热功率2963MWe仅剩6MWe,这在核电领域是相当危险的。
因此,当前定值参数的设置,无法防止四个高压缸阀门全开,也无法防止由于汽轮机瞬态导致核岛超功率现象的发生。
另外,由于核岛热功率与汽轮机进汽压力及进汽流量在满功率附近都为线性关系,在瞬态工况同样存在线性关系。进汽压力越大或进汽流量越大,则热功率越大。因此,通过设置适当的高压缸入口压力定值和SD定值,可以有效限制核岛热功率超限值。
基于上述简单介绍,在本发明中,利用上述原理,通过热力学理论计算以及机组的实际升功率曲线外延计算,参考机组调试期间各种瞬态数据,并修正汽轮机效率下降的影响,确定了高压缸入口压力变化与核岛热功率变化的关系,进而确定102%PN额定热功率对应的高压缸入口压力定值和SD定值,在汽轮机功率控制回路的出口,设置这两个定值,能有效防止高压缸入口压力和进汽流量异常增大。
下面通过具体实施方式结合附图对本发明作进一步详细说明。请参考图4和5,本优选实施例提供一种核电站中防止堆芯热功率超限值的保护方法,包括如下步骤:
S3:获取汽轮机中高压缸入口压力实测值,将汽轮机高压缸入口压力定值与高压缸入口压力实测值进行PI运算;
S4:将PI运算结果和蒸汽流量定值作用于功率控制回路,根据PI运算结果或蒸汽流量定值,GRE通过控制高压缸阀门的开度控制堆芯热功率超限。
在优选实施例中,核电站中防止堆芯热功率超限值的保护方法还包括:
S1:获取汽轮机的满功率、汽轮机中高压缸阀门全开时的热功率及汽轮机目标热功率;对于CPR1000机组,满功率为2903Mwe,汽轮机中高压缸阀门全开时的热功率为2963Mwe,汽轮机目标热功率为2950Mwe;
S2:以满功率及高压缸阀门全开时的热功率为计算基准点,且以目标热功率为上限,计算汽轮机高压缸入口压力定值和蒸汽流量定值;
在另一优选实施例中,步骤S2中计算汽轮机高压缸入口压力定值可以采用如下子步骤:
S201:以满功率及高压缸阀门全开时的热功率为计算基准点,根据热平衡图插值计算方法计算目标热功率相对于满功率的压力增量;
S202:获取满功率时高压缸入口压力实际值和阀门全开时汽轮机入口压力实际值;
S203:根据计算的压力增量、获取的满功率时高压缸入口压力实际值和阀门全开时汽轮机入口压力实际值,得到高压缸入口压力定值。
在另一优选实施例中,步骤S201中:以满功率及高压缸阀门全开时的热功率为计算基准点,根据热平衡图插值计算方法计算目标热功率相对于满功率的压力增量时,还同时根据热平衡插值计算方法得到满功率时高压缸入口压力变化1巴时核岛热功率的变化值;子步骤S203中,根据计算的压力增量、获取的满功率时高压缸入口压力实际值和阀门全开时汽轮机入口压力实际值及核岛热功率的变化值四者得到高压缸入口压力定值。
在另一优选实施例中,步骤S2还包括如下子步骤:
S204:对满功率时高压缸入口压力变化1巴时核岛热功率的变化值进行修正,获取核岛热功率修正后的变化值;
子步骤S203中,根据计算的压力增量、获取的满功率时高压缸入口压力实际值、阀门全开时汽轮机入口压力实际值及核岛热功率修正后的变化值四者得到高压缸入口压力定值。
在另一优选实施例中,子步骤S204中,先根据公式:
计算高压缸压力变化1巴时,对应的电功率的变化值,再根据电功率的变化值得到对应核岛热功率修正后的变化值,其中,K=1.035+0.1*x,x为入口干度,Pz为背压,Po为初压,Pi为变化前的功率。
在另一优选实施例中,子步骤S201具体包括:
S2011:分别根据满功率工况时热平衡图和阀门全开工况时热平衡图插值计算与汽轮机目标热功率相对应的电功率;
S2012:根据高压缸入口压力电功率曲线计算汽轮机目标热功率相对于满功率的压力增量。
在另一优选实施例中,步骤S2还包括如下子步骤:
S205:根据热平衡图数据及瞬态工况时的阀位增量,计算汽轮机目标热功率相对于满功率的阀位增量;
S206:通过计算得到的阀位增量得到蒸汽流量定值。
在另一优选实施例中,子步骤S205具体包括:
S2051:根据热平衡图数据,进行内插值计算,得到汽轮机目标热功率对应的汽轮机流量;
S2052:获取满功率时汽轮机流量,并根据得到的目标热功率时汽轮机流量,计算汽轮机目标热功率相对于满功率的汽轮机流量增量;
S2053:获取瞬态工况时的阀位增量,并根据计算的汽轮机流量增量获得汽轮机目标热功率相对于满功率的阀位增量。
在另一优选实施例中,子步骤S206具体包括:
S2061:获取满功率时对应的阀门开度;
S2062:将获得的满功率时的阀门开度加上计算得到的阀位增量,得到与汽轮机目标热功率对应的阀门开度;
S2063:结合高压缸阀位扰动时的最大阀位及瞬态工况时的阀门开度和热功率,根据汽轮机目标热功率对应的阀门开度,从蒸汽流量阀位特性曲线中得到蒸汽流量定值。
在另一优选实施例中,核电站中防止堆芯热功率超限值的保护方法还包括步骤S5:根据实际升功率曲线外延的计算方法计算目标热功率相对于满功率的压力增量及满功率时高压缸入口压力变化1巴时核岛热功率的变化值,对步骤S2得到的压力增量及核岛热功率的变化值进行验证,验证通过,根据计算的压力增量、获取的满功率时高压缸入口压力实际值、阀门全开时汽轮机入口压力实际值和核岛热功率的变化值得到高压缸入口压力定值。
在另一优选实施例中,在步骤S4中:PI运算结果和蒸汽流量定值作用于功率控制回路的蒸汽流量,GRE取二者作用结果中的较小值,通过控制高压缸阀门的开度控制堆芯热功率超限。
在另一优选实施例中,在步骤S4中,高压缸入口压力定值或蒸汽流量定值作用结果中的较小值起作用控制汽轮机时,GRE传输控制信号给核岛的RGL,RGL中的功率棒跟踪蒸汽流量定值或者高压缸入口压力定值所对应的热功率,控制堆机堆芯热功率。下面详细说明本实施例中防止堆芯热功率超限值的保护方法的实现,根据上面的阐述,下面分成高压缸入口压力定值计算过程、SD定值计算过程和GRE控制过程介绍。
1.高压缸入口压力定值计算过程
首先,确定高压缸入口压力定值计算的基准点,分别为:
满功率时,压力和热功率值分别对应为100%PN和2903MWe;
高压缸阀门全开时,压力和热功率值分别对应为102%PN和2963MWe;
考虑计算偏差,计算过程以2950MWe为限,即汽轮机目标热功率为2950MWe。
以满功率及高压缸阀门全开时的热功率为计算基准点,且以目标热功率为上限,获得高压缸入口压力定值。
由于理论的压力-功率曲线与实际的压力-功率关系存在偏差,在理论曲线上,满功率点压力为60.76bar,而实际汽轮机满功率时压力一般可以达到61.7-62bar。偏差达到1bar左右。根据实际运行情况,分析得出理论高压缸入口压力定值比实际满功率时压力高0.5-1bar左右,此数值与理论满功率压力与实际满功率压力的偏差很接近,给计算带来了很大困难。
因此,为克服理论与实际的偏差给计算过程带来的不确定性,精确的计算设定值,采用了理论计算压力增量(相对与满功率2903MWe),实际升功率曲线外延两种手段计算相互验证。
(1)热平衡图插值计算2950Mwe的理论压力增量
根据热平衡图271a(满功率工况),以及热平衡图273(阀门全开工况),插值计算2950Mwe对应的电功率为1105.8Mw(101.74%),计算结果如表1所示:
热功率 | 电功率Mwe | 电功率百分数 | |
热平衡图满功率271a | 2903.8 | 1086.9 | 100% |
热平衡图273 | 2963.2 | 1119.45 | 103% |
插值计算热功率2950Mw对应的电功率 | 2950 | 1105.839673 | 101.74% |
表1计算2950Mwe对应的电功率
根据热平衡图374(高压缸入口压力-电功率曲线)计算2950Mw/2963Mw相对于满功率的压力增量:
表2根据热平衡图374(高压缸入口压力-电功率曲线)计算
根据表1和表2,可以得到如下结论:
a.2950MWe相对于满功率100%(2903.9Mwe)的压力增量1.14bar。
b.满功率点附近,高压缸压力变化1bar,核岛热功率变化41Mwe。
(2)实际升功率曲线外延计算2950Mwe的汽轮机中高压缸入口压力
功率上升阶段,调取下列曲线:汽轮机入口压力——汽轮机功率——核岛热功率曲线,计算1bar压力对应的电功率和热功率,进而可以外推满功率(2903Mwe)时汽轮机入口压力,也可外推2950Mwe时对应的汽轮机入口压力。
从汽轮机入口压力——汽轮机功率——核岛热功率曲线中选取两个坐标,计算得到1bar的压力对应的电功率/热功率,然后以此为结果,进行曲线外延,推算满功率2903Mwe和2950MWe对应的汽轮机入口压力,计算结果如下表3所示。
表3升功率曲线外延计算2950Mwe的压力
根据上述表3中的计算结果,有如下结论:
a.2950MWe相对于满功率100%(2903.9Mwe)的压力增量1.14bar。
b.满功率点附近,高压缸压力变化1bar,核岛热功率变化41.33Mwe。
c.满功率点(2903MWe)时,高压入口压力61.7bar。
(3)效率下降修正
根据机组实际运行情况,机组在夏天和冬天效率变化很大,考虑效率下降时,1bar的压力变化对应的热功率和电功率的变化。根据以下公式:
其中,K=1.035+0.1*x(x为入口干度);Pz:背压;Po:初压;Pi:变化前的功率。
根据计算,在3Kpa和9Kpa时,1bar的压力变化对应的电功率差别约0.5Mwe,因此,对应的热功率变化小于1.5Mwe,则满功率点附近,高压缸压力变化1bar,核岛热功率变化41.33Mwe需要修正1.5MWE,因此,高压缸压力变化1bar时,核岛热功率修正后的变化值为41.3+1.2=42.8Mwe,这里取43Mwe。
因此,经过效率下降修正,满功率点附近,高压缸压力变化1bar,核岛热功率修正后的变化值为43Mwe。
(4)获取机组实际数据
根据机组实际运行情况,机组在夏天可以满发,获取机组满发的实际数据如下:
满发时,热功率为2895-2905MWe,高压缸入口压力实际值为61.7-62bar;
另外,根据机组热平衡图,阀门全开时的汽轮机入口压力实际值为:62.76bar。
(5)设置高压缸入口压力定值
结合热平衡图理论计算以及获取的满功率时高压缸入口压力实际值和阀门全开时汽轮机入口压力实际值,有以下结论:
满发时,热功率为:2895-2905MWe,高压缸入口压力实际值则对应为:61.7-62bar(98.2-98.8%);
2950MWe相对于满功率100%(2903.9Mwe)的压力增量为1.14bar;
满功率点附近,高压缸压力变化1bar,核岛热功率变化43Mwe;
阀门全开时的汽轮机入口压力实际值为:62.76bar。
设置高压缸入口压力定值需考虑以下的条件:
日常正常的机组试验导致高压缸压力扰动,此时不应该进入压力模式。日常机组进行GRE02试验时,压力扰动较大,最大值可以达到99.5%。高压缸入口压力定值应该大于99.5%。
机组实际瞬态工况时的数据,2950MWe对应99.8%(62.68bar)压力。因此,压力定值应该不大于99.8%
阀门全开时的汽轮机入口压力实际值为:62.76bar(99.93%),保守考虑,压力定值必须小于99.93%。
因此,获取上述数据后,得到最终的高压缸入口压力定值为99.8%(62.68bar),如下表4所示:
表4压力定值核算
2.SD定值计算过程
如图3所示,为理论上阀门流量-阀位特性曲线,其中,横坐标表示阀门流量,纵坐标表示阀位,从此曲线可以看出,当阀位50%时,流过的蒸汽流量已接近99%,50%阀位以后的曲线非常陡峭,如图3中的A标记处,此理论曲线与现场实际有较大区别,现场实际在阀位大于62%以后非常陡峭,也失去了良好线性。由于在GRE里,阀门流量—阀位曲线是一一对应的,另外叠加控制系统超调的因素,要精确的计算SD定值是很困难的。
与设置高压缸入口压力定值类似,由于理论上阀门流量-阀位特性曲线与实际的阀门流量-阀位特性曲线有出入,阀位在62%以后的曲线也非常陡峭,计算阀位绝对值带来的误差将会很大,所以采用计算汽轮机蒸汽流量增量和实际瞬态数据修正的方式计算SD定值。
(1)计算汽轮机目标热功率相对于满功率的阀位增量
根据热平衡图数据,计算热功率2950MWe(对应的电功率为1105.8Mwe)对应的汽轮机流量,如表5所示。
电功率(Mwe) | 汽轮机流量(Kg/s) |
1086.9(满功率) | 1613.4 |
1119.45(阀门全开) | 1664.5 |
计算1105.8Mwe对应的汽轮机蒸汽流量 | 1643.38 |
表5SD定值计算数据
根据热平衡图内插值计算得到:热功率为2950Mw(对应的电功率为1105.8Mw)时,汽轮机流量为1643.38KG/s,汽轮机流量增量为30kg/s。
机组瞬态工况时,热功率从2890Mwe上涨到2960Mwe时,热功率增量为70Mwe,VVP流量增量约为107T/h=29.7Kg/s,得到阀位增量约为95-64=31%。
因此,计算2950Mwe时汽轮机阀门开度相对于满功率时的开度增加大约为30%,即汽轮机目标热功率相对于满功率的阀位增量为30%。
(2)设置SD定值
设置SD定值需要考虑以下因素:
阀门流量-阀位曲线如下表(截取50%阀位以后曲线):
SD | 95 | 100 | 100.5 | 100.6 | 100.7 | 100.8 | 100.9 | 101 | 102 |
阀位 | 50 | 62.5 | 70 | 76 | 82 | 88 | 94 | 100 | 100 |
表6SD-阀位曲线
由于阀门流量-阀位特性曲线是可调的,如此曲线修改后,需要重新按照同样方法修改SD定值。
正常满功率运行时阀门开度在60-62%之间。
日常正常的机组试验导致高压缸阀位扰动,此时不应该进入SD模式。日常机组进行GRE01试验时,阀位扰动较大,最大值可以达到70%,因此SD定值必须大于100.5%(70%开度)。
获取瞬态工况下的数据,阀门开度95%,对应热功率为2960Mwe,因此得到SD定值必须小于100.9%(94%开度)
综上,SD定值必须在100.6%-100.8%之间,优选设置SD定值为100.8%,对应的阀位为88%,计算进入SD定值限制时的热功率为2950Mwe左右。
通过汽轮机瞬态事件分析,发现汽轮机限荷控制模式的两个保护定值无效。经过详细分析,采用了理论增量计算和实际瞬态数据修正,效率修正相结合的计算方法,准确计算并重新设定了两个保护定值,重新设定两个保护定值后,可以防止高压缸阀门开度过分开大导致核岛热功率超上限。
3.GRE控制过程
前面已经介绍过,GRE采用限荷控制模式进行核岛功率控制,具体控制原理请参考图1和2。
如图1所示,高压缸入口压力定值与汽轮机中高压缸入口压力实测值做PI运算,如果实际压力大于压力定值,PI运算的输出将会减小,此PI运算结果输出后将会作用于功率控制回路的出口,限制高压缸阀门的开度。
如图2,SD定值是直接作用在功率控制回路的出口,限制高压缸阀门的开度,防止反应堆超功率。当PI运算结果及SD定值都作用在功率控制回路的出口即功率控制回路的蒸汽流量时,GRE取二者作用结果中的较小值,通过控制高压缸阀门的开度控制堆芯热功率超限。
当高压缸入口压力定值或蒸汽流量定值作用结果中的较小值起作用控制汽轮机时,GRE发出一个控制信号送给核岛的RGL。此时RGL的功率棒将会跟踪SD定值或者压力定值对应的功率,控制堆机堆芯热功率,达到堆机协调。
以汽轮机的满功率和高压缸阀门全开时的热功率为计算基准点,并结合汽轮机目标热功率,通过热平衡图插值计算方法,得到合适的高压缸入口压力定值和蒸汽流量定值,并将高压缸入口压力定值和蒸汽流量定值作用于功率控制回路的蒸汽流量中,使GRE能够有效的根据二者作用结果后的最小值,通过控制高压缸阀门的开度有效的自动控制堆芯热功率超限,避免堆芯热功率超限值后带来的堆芯危害和核安全问题。此发明所得的高压缸入口压力定值和蒸汽流量定值这两个参数,已应用于目前核电站领域的汽轮机瞬态工况中,在GRE自动作用下,可以防止核岛热功率超限,相对于现有技术中采用单纯功率上限控制及操作员的认为干预,效果更显著,同时还减少人因失误。同时,热平衡图插值计算方法能够有效减小计算过程中的绝对误差值,使得计算结果更加准确,而在确定高压缸入口压力定值时,由于理论值与实际值存在少许偏差,因而考虑满功率时高压缸入口压力实际值和阀门全开时汽轮机入口压力实际值并结合计算出的压力增量,能够使得最终获得的高压缸入口压力定值更加准确,以更有利于堆芯热功率超限。在高压缸入口压力定值确定时,还有一实际验证过程,与此类似,在计算设置SD定值时,也采用热平衡图插值计算方法减小绝对误差,并综合考虑高压缸阀位扰动时的最大阀位、瞬态工况时的阀门开度和热功率及汽轮机目标热功率对应的阀门开度,以使设置的蒸汽流量定值更加合理。
以上内容是结合具体的实施方式对本发明所作的进一步详细说明,不能认定本发明的具体实施只局限于这些说明。对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说,在不脱离本发明构思的前提下,还可以做出若干简单推演或替换。
Claims (13)
1.一种核电站中防止堆芯热功率超限值的方法,包括如下步骤:
S3:获取汽轮机中高压缸入口压力实测值,将高压缸入口压力实测值与汽轮机高压缸入口压力定值进行比例积分计算;
S4:将比例积分计算结果和蒸汽流量定值作用于功率控制回路,根据比例积分计算结果或蒸汽流量定值,汽轮机调节系统通过控制高压缸阀门的开度控制堆芯热功率超限。
2.如权利要求1所述的核电站中防止堆芯热功率超限值的方法,其特征在于,还包括:
S1:获取汽轮机的满功率、汽轮机中高压缸阀门全开时的热功率及汽轮机目标热功率;
S2:以满功率及高压缸阀门全开时的热功率为计算基准点,且以目标热功率为上限,计算汽轮机高压缸入口压力定值和蒸汽流量定值。
3.如权利要求2所述的核电站中防止堆芯热功率超限值的方法,其特征在于,所述步骤S2包括如下子步骤:
S201:以满功率及高压缸阀门全开时的热功率为计算基准点,根据热平衡图插值计算方法计算目标热功率相对于满功率的压力增量;
S202:获取满功率时高压缸入口压力实际值和阀门全开时汽轮机入口压力实际值;
S203:根据计算的压力增量、获取的满功率时高压缸入口压力实际值和阀门全开时汽轮机入口压力实际值,得到高压缸入口压力定值。
4.如权利要求3所述的核电站中防止堆芯热功率超限值的方法,其特征在于,所述子步骤S201中:以满功率及高压缸阀门全开时的热功率为计算基准点,根据热平衡图插值计算方法计算目标热功率相对于满功率的压力增量时,还同时根据热平衡插值计算方法得到满功率时高压缸入口压力变化1巴时核岛热功率的变化值;所述子步骤S203中,根据计算的压力增量、获取的满功率时高压缸入口压力实际值和阀门全开时汽轮机入口压力实际值及核岛热功率的变化值四者获取高压缸入口压力定值。
5.如权利要求4所述的核电站中防止堆芯热功率超限值的方法,其特征在于,所述步骤S2还包括如下子步骤:
S204:对满功率时高压缸入口压力变化1巴时核岛热功率的变化值进行修正,获取核岛热功率修正后的变化值;
所述子步骤S203中,根据计算的压力增量、获取的满功率时高压缸入口压力实际值、阀门全开时汽轮机入口压力实际值及核岛热功率修正后的变化值四者得到高压缸入口压力定值。
6.如权利要求5所述的核电站中防止堆芯热功率超限值的方法,其特征在于,所述子步骤S204中,先根据公式:
计算高压缸压力变化1巴时,对应的电功率的变化值,再根据电功率的变化值得到对应核岛热功率修正后的变化值,其中,K=1.035+0.1*x,x为入口干度,Pz为背压,Po为初压,Pi为变化前的功率。
7.如权利要求3所述的核电站中防止堆芯热功率超限值的方法,其特征在于,所述子步骤S201包括:
S2011:分别根据满功率工况时热平衡图和阀门全开工况时热平衡图插值计算与汽轮机目标热功率相对应的电功率;
S2012:根据高压缸入口压力电功率曲线计算汽轮机目标热功率相对于满功率的压力增量。
8.如权利要求2-7中任一项所述的核电站中防止堆芯热功率超限值的方法,其特征在于,所述步骤S2还包括如下子步骤:
S205:根据热平衡图数据及瞬态工况时的阀位增量,计算汽轮机目标热功率相对于满功率的阀位增量;
S206:通过计算得到的阀位增量得到蒸汽流量定值。
9.如权利要求8所述的核电站中防止堆芯热功率超限值的方法,其特征在于,所述子步骤S205具体包括:
S2051:根据热平衡图数据,进行内插值计算,得到汽轮机目标热功率对应的汽轮机流量;
S2052:获取满功率时汽轮机流量,并根据得到的目标热功率时汽轮机流量,计算汽轮机目标热功率相对于满功率的汽轮机流量增量;
S2053:获取瞬态工况时的阀位增量,并根据计算的汽轮机流量增量获得汽轮机目标热功率相对于满功率的阀位增量。
10.如权利要求8所述的核电站中防止堆芯热功率超限值的方法,其特征在于,所述子步骤S206具体包括:
S2061:获取满功率时对应的阀门开度;
S2062:将获得的满功率时的阀门开度加上计算得到的阀位增量,得到与汽轮机目标热功率对应的阀门开度;
S2063:结合高压缸阀位扰动时的最大阀位及瞬态工况时的阀门开度和热功率,根据汽轮机目标热功率对应的阀门开度,从蒸汽流量阀位特性曲线中得到蒸汽流量定值。
11.如权利要求4-7任一项所述的核电站中防止堆芯热功率超限值的方法,其特征在于,还包括步骤S5:根据实际升功率曲线外延的计算方法计算目标热功率相对于满功率的压力增量及满功率时高压缸入口压力变化1巴时核岛热功率的变化值,对步骤S2得到的压力增量及核岛热功率的变化值进行验证,验证通过,根据计算的压力增量、获取的满功率时高压缸入口压力实际值、阀门全开时汽轮机入口压力实际值和核岛热功率的变化值得到高压缸入口压力定值。
12.如权利要求1-7任一项所述的核电站中防止堆芯热功率超限值的方法,其特征在于,所述步骤S4中:比例积分计算结果和蒸汽流量定值作用于功率控制回路的蒸汽流量,汽轮机调节系统取二者作用结果中的较小值,通过控制高压缸阀门的开度控制堆芯热功率超限。
13.如权利要求12所述的核电站中防止堆芯热功率超限值的方法,其特征在于,所述步骤S4中,高压缸入口压力定值或蒸汽流量定值作用结果中的较小值起作用控制汽轮机时,汽轮机调节系统传输控制信号给核岛的棒控棒位系统,棒控棒位系统中的功率棒跟踪蒸汽流量定值或者高压缸入口压力定值,维持堆机功率平衡。
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Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN110070951A (zh) * | 2019-04-17 | 2019-07-30 | 中广核研究院有限公司 | 一种小型反应堆二回路蒸汽管道压力控制方法和系统 |
CN111255531A (zh) * | 2020-01-20 | 2020-06-09 | 岭东核电有限公司 | 核电站汽轮机的进汽门带负荷开关试验及其参数确定方法 |
CN115312224A (zh) * | 2022-06-20 | 2022-11-08 | 福建福清核电有限公司 | 一种核电机组额定热输出试验的判定方法 |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN88101339A (zh) * | 1987-01-30 | 1988-08-10 | 法玛通 | 一种确定过热比警戒阈值的方法,一种执行该方法的装置和一种控制核反应堆的方法 |
JPH0450799A (ja) * | 1990-06-19 | 1992-02-19 | Shikoku Electric Power Co Inc | 原子炉の運転性能評価装置 |
JP2013044310A (ja) * | 2011-08-26 | 2013-03-04 | Mitsubishi Fbr Systems Inc | 発電プラントの蒸気再加熱システム |
CN103036253A (zh) * | 2012-12-06 | 2013-04-10 | 中广核工程有限公司 | 一种核电厂机组频率的控制方法及系统 |
CN103226984A (zh) * | 2013-04-15 | 2013-07-31 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 一种核电堆芯目标温度控制方法及系统 |
-
2013
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Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN88101339A (zh) * | 1987-01-30 | 1988-08-10 | 法玛通 | 一种确定过热比警戒阈值的方法,一种执行该方法的装置和一种控制核反应堆的方法 |
JPH0450799A (ja) * | 1990-06-19 | 1992-02-19 | Shikoku Electric Power Co Inc | 原子炉の運転性能評価装置 |
JP2013044310A (ja) * | 2011-08-26 | 2013-03-04 | Mitsubishi Fbr Systems Inc | 発電プラントの蒸気再加熱システム |
CN103036253A (zh) * | 2012-12-06 | 2013-04-10 | 中广核工程有限公司 | 一种核电厂机组频率的控制方法及系统 |
CN103226984A (zh) * | 2013-04-15 | 2013-07-31 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 一种核电堆芯目标温度控制方法及系统 |
Non-Patent Citations (2)
Title |
---|
李岸华: "核电站汽轮机高压缸入口压力控制模式改进研究", 《中国优秀硕士学位论文全文数据库 工程科技Ⅱ辑》 * |
饶宛: "核电站汽轮机调节系统反应堆压力控制模式", 《热力发电》 * |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN110070951A (zh) * | 2019-04-17 | 2019-07-30 | 中广核研究院有限公司 | 一种小型反应堆二回路蒸汽管道压力控制方法和系统 |
CN110070951B (zh) * | 2019-04-17 | 2022-05-31 | 中广核研究院有限公司 | 一种小型反应堆二回路蒸汽管道压力控制方法和系统 |
CN111255531A (zh) * | 2020-01-20 | 2020-06-09 | 岭东核电有限公司 | 核电站汽轮机的进汽门带负荷开关试验及其参数确定方法 |
CN115312224A (zh) * | 2022-06-20 | 2022-11-08 | 福建福清核电有限公司 | 一种核电机组额定热输出试验的判定方法 |
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