CN105719092A - 一种核电机组整体稳定性分析方法 - Google Patents

Abstract

本发明实施例公开了一种核电机组整体稳定性分析方法，通过建立核电机组整体的数学控制模型，并以所述控制模型为基础，在t＝1s时向所述控制模型的反应堆堆芯模块分别添加反应性阶跃扰动和冷线温度阶跃扰动，根据所述反应堆堆芯模块的阶跃响应，获取所述核电机组的固有特性；同时，分别在所述汽轮机调速系统模块端在t＝1s时加入一个功率阶跃、以及在t＝20s时使汽轮机功率整定值在固定时间内线性增加，根据所述控制模型中相关变量的变化，获取所述核电机组的内部特性在此基础上分析了核电机组的固有特性。因此，根据本发明实施提供的核电机组数学控制模型，对核电机组稳定性分析运算过程简单，适用于电力系统中长期稳定性分析。

Description

一种核电机组整体稳定性分析方法

技术领域

本发明涉及核电控制技术领域，特别是涉及一种核电机组整体稳定性分析方法。

背景技术

目前我国核电迅速发展，截至目前，我国在运、在建和拟建的核电机组共52台，其中已投入运行23台，总装机规模为2140万千瓦。根据规划，到2020年，我国核电装机容量要达到5800万千瓦，在建容量达到3000万千瓦以上。

2011年3月11日，日本发生了福岛核电站核泄漏事故，此次事故最终定级为国际核事件分级表INES7级特大事故，堪比切尔诺贝利核事故，给全球蓬勃发展的核电事业带来极大的影响。我国已经明确表示在确保安全的前提下将继续大力发展核电，因此建立适用于电力系统中长期稳定性分析的核电机组数学模型用于分析电网和核电机组的相互影响显得很有必要。电网影响核电机组主要是通过电压和频率：一方面，电网电压和频率的扰动可以影响核电机组的调速系统，从而在反应堆内部引起暂态过程；另一方面，电网电压和频率的扰动可以影响感应电机驱动的冷却剂泵，电网电压或者频率的降低，将导致冷却剂泵转速降低，冷却剂流量减少，导致反应堆内部温度升高，甚至引起反应堆堆芯熔毁等严重事故。

现有技术中，通常通过构建高阶数的核电机组数学模型来进行电力系统的稳定性分析，但是，上述高阶数的核电机组数学模型结构复杂，所以会导致进行稳定性分析时仿真计算量大，计算时间过长。

发明内容

本发明实施例中提供了一种核电机组整体稳定性分析方法，以解决现有技术中的通过高阶数的核电机组数学模型进行稳定性分析的方法，仿真计算量大且计算时间过长问题。

为了解决上述技术问题，本发明实施例公开了如下技术方案：

一种核电机组整体稳定性分析方法，包括：

建立核电机组整体的数学控制模型，其中，所述数学控制模型包括构成封闭反馈循环的反应堆堆芯模块、热线温度模块、冷线温度模块、蒸汽发生器模块、汽轮机调速系统模块、反应堆功率控制系统模块、主泵模块和汽轮机模块，所述反应堆堆芯模块包括中子动力学子模块、以及堆芯燃料和冷却剂热量传递子模块；

在t＝1s时，向所述反应堆堆芯模块分别添加反应性阶跃扰动和冷线温度阶跃扰动，并根据所述反应堆堆芯模块的阶跃响应，获取所述核电机组的固有特性；

分别在所述汽轮机调速系统模块端在t＝1s时加入一个功率阶跃、以及在t＝20s时使汽轮机功率整定值在固定时间内线性增加，相应的根据所述反应堆堆芯模块的中子通量变化、所述热线温度模块的热线温度变、所述冷线温度模块的冷线温度变化、所述蒸汽发生器模块的蒸汽压力变化、所述汽轮机调速系统模块的气门开度变化、以及所述反应堆功率控制系统模块的机械功率变化，获取所述核电机组的内部特性。

优选地，所述方法还包括：

在t＝1s时，在所述主泵模块端分别加入一个电网频率变化和电网电压变化，相应的根据所述主泵模块的冷却剂流量变化，获取电网频率和电压的波动对所述核电机组的影响。

优选地，所述方法还包括：

利用单机无穷大系统模型在t＝1s时，在所述无穷大系统模型的无穷大电源端的母线处加一个三相故障、并在t＝1.1s时切除故障，获取所述反应堆堆芯模块的中子通量响应曲线、所述热线温度模块的热线温度响应曲线、所述冷线温度模块的冷线温度响应曲线、所述蒸汽发生器模块的蒸汽压力响应曲线、所述汽轮机调速系统模块的气门开度响应曲线、以及所述反应堆功率控制系统模块的机械功率响应曲线。

优选地，所述向所述反应堆堆芯模块分别添加反应性阶跃扰动和冷线温度阶跃扰动，并根据所述反应堆堆芯模块的阶跃响应，获取所述核电机组的固有特性，包括：

向所述中子动力学子模块上添加一个+0.00p.u.的反应性阶跃扰动，根据所述中子动力学子模块的中子通量变化，获取所述中子动力学子模块的固有特性；

向所述反应堆堆芯模块添加一个+0.001p.u.的反应性阶跃扰动，根据所述反应堆堆芯模块的中子通量和燃料温度变化，获取所述反应堆堆芯模块的固有特性；

向所述反应堆堆芯模块添加一个+10K的冷线温度阶跃扰动，根据所述反应堆堆芯模块的中子通量和燃料温度变化，获取所述反应堆堆芯模块的固有特性；

其中，所述反应堆堆芯模块包括中子动力学子模块、以及堆芯燃料和冷却剂热量传递子模块。

优选地，所述的分别在所述汽轮机调速系统模块端在t＝1s时加入一个功率阶跃、以及在t＝20s时使汽轮机功率整定值在固定时间内线性增加，包括：

分别在所述汽轮机调速系统模块端在t＝1s时加入一个+10％的功率阶跃、以及在t＝20s时使汽轮机功率整定值在120s内增加10％。

优选地，所述在所述主泵模块端分别加入一个电网频率变化和电网电压变化，包括：

在所述主泵模块端分别加入一个电网频率从1.0p.u.下降到0.96p.u.的变化；

在所述主泵模块端分别加入一个电网电压从1.0p.u.下降到0.9p.u.的变化。

由以上技术方案可见，本发明实施例提供的一种核电机组整体稳定性分析方法，通过建立核电机组整体的数学控制模型，并以所述控制模型为基础，在t＝1s时向所述控制模型的反应堆堆芯模块分别添加反应性阶跃扰动和冷线温度阶跃扰动，根据所述反应堆堆芯模块的阶跃响应，获取所述核电机组的固有特性；同时，分别在所述汽轮机调速系统模块端在t＝1s时加入一个功率阶跃、以及在t＝20s时使汽轮机功率整定值在固定时间内线性增加，根据所述控制模型中相关变量的变化，获取所述核电机组的内部特性在此基础上分析了核电机组的固有特性。因此，根据本发明实施提供的核电机组数学控制模型，对核电机组稳定性分析运算过程简单，适用于电力系统中长期稳定性分析。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，对于本领域普通技术人员而言，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1为本发明实施例提供的一种核电机组整体的数学控制模型示意图；

图2为本发明实施例提供的一种轮机调速系统模块的传递函数框图；

图3为本发明实施例提供的一种汽轮机模块的传递函数框图；

图4为本发明实施例提供的一种反应堆功率控制系统模块的传递函数框图；

图5为本发明实施例提供的中子动力学子模块在+0.001p.u.反应性阶跃扰动下的响应图；

图6(a)为本发明实施例提供的反应堆堆芯模块的中子通量在+0.001p.u.反应性阶跃扰动下的响应图；

图6(b)为本发明实施例提供的反应堆堆芯模块的燃料温度在+0.001p.u.反应性阶跃扰动下的响应图；

图7(a)为本发明实施例提供的反应堆堆芯模块的中子通量在+10K冷线温度阶跃扰动下的响应图；

图7(b)为本发明实施例提供的反应堆堆芯模块的燃料温度在+10K冷线温度阶跃扰动下的响应图；

图8中的图a-f为本发明实施例提供的核电机组控制模型内相关模块在+10％的功率阶跃下的响应图；

图9中的图a-f为本发明实施例提供的核电机组控制模型内相关模块在5％/min线性功率变化下的响应图；

图10中的图a-h为本发明实施例提供的在电网频率降低引起的核电机组控制模型内相关模块动态响应图；

图11中为本发明实施例提供的在电网电压降低引起的核电机组控制模型中冷却剂流量变化响应图；

图12为本发明实施例提供的一种单机无穷大系统模型图；

图13中的图a-f为本发明实施例提供的核电机组控制模型内相关模块在三相故障时的响应图。

具体实施方式

为了使本技术领域的人员更好地理解本发明中的技术方案，下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都应当属于本发明保护的范围。

本发明实施提供了一种核电机组整体稳定性分析方法，具体包括如下步骤：

S101：建立核电机组整体的数学控制模型。

如图1所示，为本发明实施例提供的一种核电机组整体的数学控制模型示意图，所述数学控制模型包括构成封闭反馈循环的汽轮机调速系统模块、蒸汽发生器模块、热线温度模块、反应堆堆芯模块、冷线温度模块、反应堆功率控制系统模块、一回路平均温度模块、主泵模块和汽轮机模块，其中，所述反应堆堆芯模块包括中子动力学子模块、以及堆芯燃料和冷却剂热量传递子模块。

所述汽轮机调速系统模块获取汽轮机的转速ω，并分别向所述蒸汽发生器模块和所述汽轮机模块反馈调速器控制系数μ。

所述蒸汽发生器模块接收所述调速器控制系数μ、所述热线温度模块反馈的热线温度T_HL和所述主泵模块反馈的堆芯冷却剂总的质量流量向所述冷线温度模块反馈一回路冷却剂平均温度T_p、并向所述汽轮机模块反馈二回路蒸汽压力P_S。

所述汽轮机模块接收所述调速器控制系数μ和所述回路蒸汽压力P_S，向所述反应堆功率控制系统模块反馈汽轮机输出功率P_t、并将所述汽轮机输出功率P_t输出至发电机。

所述反应堆功率控制系统模块接收所述汽轮机输出功率P_t、所述一回路平均温度模块反馈的温度控制T_av和所述中子动力学子模块反馈的中子通量n，并向所述中子动力学子模块反馈反应堆功率控制常数ρ_ext。

所述中子动力学子模块接收所述反应堆功率控制常数ρ_ext、所述堆芯燃料和冷却剂热量传递子模块反馈的堆芯燃料温度T_F和堆芯冷却剂温度T_θ1、T_θ2，并分别向所述反应堆功率控制系统模块、所述堆芯燃料和冷却剂热量传递子模块反馈所述中子通量n。

所述堆芯燃料和冷却剂热量传递子模块接收所述中子通量n、所述堆芯冷却剂总的质量流量和所述冷线温度模块反馈的冷线温度T_CL，并向所述热线温度模块反馈堆芯冷却剂温度T_θ2。

所述热线温度模块接收所述堆芯冷却剂温度T_θ2，并分别向所述蒸汽发生器模块和所述一回路平均温度模块反馈所述热线温度T_HL。

所述一回路平均温度模块接收所述热线温度T_HL和所述冷线温度模块反馈的冷线温度T_CL，并向所述反应堆功率控制系统模块反馈所述温度控制T_av。

所述冷线温度模块接收所述一回路冷却剂平均温度T_p，并分别向所述一回路平均温度模块、所述堆芯燃料和冷却剂热量传递子模块反馈所述冷线温度T_CL。

所述主泵模块接收电网频率和电压，并分别向所述堆芯燃料和冷却剂热量传递子模块、所述蒸汽发生器模块反馈所述堆芯冷却剂总的质量流量

进一步的，所述汽轮机调速系统模块由转速测量及调节器、测功单元、继动器和液压油动机组成，如图2所示，为所述汽轮机调速系统模块的传递函数框图，其中，ω_ref为参考汽轮机转速，ω为实时转速，P_ref为参考功率，P为实时功率，K_G为转速调节器的放大系数，ω_ref和ω输入至K_G，并与P_ref和P的正反馈输出至K_P、K_I/s、sK_D，其中K_P、K_I/s、sK_D分别为比例、积分、微分环节，所述比例、积分、微分环节正反馈输出至T_SR继动器时间常数，T_SM为油动机积分时间常数，σ_min和σ_max分别为调速器的最小和最大控制条件边界，经过积分环节后得出调速器控制系数μ的最小值μ_min和最大值μ_max。

所述蒸汽发生器模块的主要功能是将一回路产生的热能传递给二回路，本实施例中建立的是垂直U型再循环式蒸汽发生器的模型，所述蒸汽发生器模型可简化成3个小模块，包括所述一回路平均温度模块、U型金属管热量传递模块、二回路蒸汽压力模块，用集中参数表示的状态方程为：

$\frac{{\mathrm{d\ΔT}}_P}{dt}=\frac{1}{{\mathrm{\τ}}_P}({\mathrm{\κ}}_{pm}{\mathrm{\ΔT}}_m+{\mathrm{\κ}}_{pc}{\mathrm{\ΔT}}_{HL}-{\mathrm{\ΔT}}_P)---\left(1\right)$

$\frac{{\mathrm{d\ΔT}}_m}{dt}=\frac{1}{{\mathrm{\τ}}_m}({\mathrm{\κ}}_{mp}{\mathrm{\ΔT}}_P+{\mathrm{\κ}}_{ms}{\mathrm{\ΔP}}_S-{\mathrm{\ΔT}}_m)---\left(2\right)$

$\frac{{\mathrm{d\ΔP}}_S}{dt}=\frac{1}{{\mathrm{\τ}}_{Ps}}({\mathrm{\κ}}_{psm}{\mathrm{\ΔT}}_m+{\mathrm{\κ}}_{psy}\mathrm{\Δ}y-{\mathrm{\ΔP}}_S)---\left(3\right)$

公式(1)至(3)中，ΔT_m为金属管温度偏差，τ_P为一回路冷却剂时间常数，ΔP_S为二回路蒸汽压力偏差，τ_m为金属管时间常数，Δy为气门开度偏差，κ_pm为金属管温度系数，κ_pc为热线温度系数，κ_mp为冷却剂温度系数，κ_ms为压力温度系数，κ_psm为金属管压力系数，κ_psy为阀门压力系数。

所述汽轮机模块采用计及高压蒸汽和中间再热蒸汽容积效应的二阶模型，在标幺制下，如图3所示，为所述汽轮机模块的传递函数框图，其中，P_S是汽轮机设定有功功率，μ是所述调速器控制系数，T_CH主进汽容积和汽室的时间常数；T_RH为汽轮机再热时间常数，α为高压缸输出功率占总功率的比例，Q₀为输出功率初始状态0，Q₁为输出功率过程状态1，Q₂为输出功率过程状态2。首先输入汽轮机的设定有功功率，通过调速器控制系数μ输出功率初始状态0，然后通过主进汽容积和汽室的时间常数控制输出Q₁，Q₁通过汽轮机再热时间常数控制输出Q₂；最后Q₁和Q₂分别通过高压缸输出功率占总功率的比例控制输出实时有功功率P_t。

所述反应堆功率控制系统模块，用于控制一回路冷却剂平均温度保持不变，如图4所示，为所述反应堆功率控制系统模块的传递函数框图，其中，ΔT_av表示反应堆功率控制系统提供温度控制变化量，ΔP_S表示设定功率变化量，Δn表示中子通量变化量；τ₁～τ₇分别为偏差微分单元、滤波器、超前/滞后单元各自的控制时间常数；ΔT_av、ΔP_S、Δn通过分别偏差微分单元、滤波器、超前/滞后单元得出反应堆功率控制系统提供温度控制T_av和控制一回路冷却剂平均温度参考值T_ref，然后反馈得出温度误差T_err，输入至棒速控制单元，最后通过积分环节得出反应堆功率控制变化量Δρ_ext，用于调节变化反应堆功率。

所述反应堆中子动力学模块由6组缓发中子组成，当期望的反应性较小时，可将6组缓发中子等效成一组缓发中子，所以所述中子动力学模块的微分方程为：

$\frac{dn\left(t\right)}{dt}=\frac{\mathrm{\ρ}\left(t\right)-\mathrm{\β}}{l^{*}}n\left(t\right)+\mathrm{\λ}C\left(t\right)---\left(4\right)$

$\frac{dC\left(t\right)}{dt}=\frac{\mathrm{\β}}{l^{*}}n\left(t\right)-\mathrm{\λ}C\left(t\right)---\left(5\right)$

$\mathrm{\Δ}\mathrm{\ρ}\left(t\right)={\mathrm{\β\ρ}}_{ext}+{\mathrm{\α}}_F{\mathrm{\ΔT}}_F+\frac{{\mathrm{\α}}_C}{2}({\mathrm{\ΔT}}_{\mathrm{\θ}1}+{\mathrm{\ΔT}}_{\mathrm{\θ}2})---\left(6\right)$

公式(4)至(6)中，n(t)为中子通量，l^*为中子平均寿命，β为总缓发中子比例、β＝∑βi，λ为等效单组缓发中子的衰变常数、λ_i为第i组缓发中子衰变常数，β_i第i组缓发中子比例，C(t)为等效单组缓发中子先导核密度，ρ(t)为堆芯总的反应性、其主要由控制棒、燃料温度负反馈和冷却剂温度负反馈产生。

在所述堆芯燃料和冷却剂热量传递子模块中，堆芯燃料温度用一个集中参数T_F表示，冷却剂温度用2个集中参数T_θ1、T_θ2表示，应用能量平衡方程式，线性化后的堆芯燃料热量传递方程、冷却剂热量传递方程为：

$\frac{{\mathrm{d\ΔT}}_F}{dt}=\frac{{\mathrm{fP}}_0}{m_F{c}_{PF}}\mathrm{\Δ}n+\frac{hA}{2m_F{c}_{PF}}({\mathrm{\ΔT}}_{\mathrm{\θ}1}+{\mathrm{\ΔT}}_{\mathrm{\θ}2}-2{\mathrm{\ΔT}}_F)---\left(7\right)$

$\frac{{\mathrm{d\ΔT}}_{\mathrm{\θ}1}}{dt}=\frac{(1-f)P_0}{m_C{c}_{PC}}\mathrm{\Δ}n+\frac{hA}{m_C{c}_{PC}}({\mathrm{\ΔT}}_F-{\mathrm{\ΔT}}_{\mathrm{\θ}1})+\frac{{\stackrel{\·}{m}}_c}{m_c}({\mathrm{\ΔT}}_{CL}-{\mathrm{\ΔT}}_{\mathrm{\θ}1})---\left(8\right)$

$\frac{{\mathrm{d\ΔT}}_{\mathrm{\θ}2}}{dt}=\frac{(1-f)P_0}{m_C{c}_{PC}}\mathrm{\Δ}n+\frac{hA}{m_C{c}_{PC}}({\mathrm{\ΔT}}_F-{\mathrm{\ΔT}}_{\mathrm{\θ}1})+\frac{{\stackrel{\·}{m}}_c}{m_c}({\mathrm{\ΔT}}_{\mathrm{\θ}1}-{\mathrm{\ΔT}}_{\mathrm{\θ}2})---\left(9\right)$

公式(7)至(9)中，ΔT_F为堆芯燃料温度偏差，f为堆芯升温所占堆芯功率的百分比，P₀为堆芯初始功率，m_F为堆芯燃料质量，c_PF为堆芯燃料比热，h为从燃料到冷却剂的总传热系数，A为总传热面积，ΔT_θ1和ΔT_θ2为堆芯冷却剂温度偏差，m_C为堆芯冷却剂质量，c_PC为堆芯冷却剂比热，为堆芯冷却剂总的质量流量。

简化的所述热线、冷线温度模块可分别用一个一阶线性微分方程表示为：

$\frac{{\mathrm{d\ΔT}}_{HL}}{dt}=\frac{1}{{\mathrm{\τ}}_{HL}}({\mathrm{\ΔT}}_{\mathrm{\θ}2}-{\mathrm{\ΔT}}_{HL})---\left(10\right)$

$\frac{{\mathrm{d\ΔT}}_{CL}}{dt}=\frac{1}{{\mathrm{\τ}}_{CL}}({\mathrm{\ΔT}}_P-{\mathrm{\ΔT}}_{CL})---\left(11\right)$

公式(10)至(11)中，ΔT_HL和ΔT_CL分别为热线、冷线温度偏差，ΔT_P为蒸汽发生器一回路冷却剂平均温度偏差，τ_HL为热线容积时间常数，τ_CL为冷线容积时间常数。

电网频率f和电压u的波动可直接影响主泵、即冷却剂泵，从而影响冷却剂流量的波动，在反应堆内部引起暂态过程，严重时可导致堆芯熔毁等事故的发生，因此有必要建立主泵模型。标幺值下的主泵模块如下：

$T_{jp}\frac{{\mathrm{d\ω}}_p}{dt}=M_{pe}-M_{pm}---\left(12\right)$

$M_{pe}=k_{e1}\frac{U_1^2(1-\frac{{\mathrm{\ω}}_p}{f_1})}{\[1+k_{e2}{f}_1^2{(1-\frac{{\mathrm{\ω}}_p}{f_1})}^2\]f_1}---\left(13\right)$

$M_{pm}={\mathrm{\ω}}_p^2---\left(14\right)$

$\frac{{\stackrel{\·}{m}}_c}{{\stackrel{\·}{m}}_{cn}}=\frac{{\mathrm{\ω}}_p}{{\mathrm{\ω}}_{pn}}---\left(15\right)$

公式(12)至(15)中，T_jp为主泵惯性时间常数，ω_p为主泵转速标幺值，M_pe为主泵电磁力矩标幺值，M_pm为主泵机械力矩标幺值，k_e1、k_e2为主泵电磁功率系数，f₁为厂用电母线频率标幺值，U₁为厂用电母线电压标幺值。

步骤S102：在t＝1s时，向所述反应堆堆芯模块分别添加反应性阶跃扰动和冷线温度阶跃扰动，并根据所述反应堆堆芯模块的阶跃响应，获取所述核电机组的固有特性。

具体包括如下步骤：

S201：向所述中子动力学子模块上添加一个+0.00p.u.的反应性阶跃扰动，根据所述中子动力学子模块的中子通量变化，获取所述中子动力学子模块的固有特性。

如图5所示，为所述中子动力学子模块在+0.001p.u.反应性阶跃扰动下的响应图。

从图5可以看出，仅考虑所述中子动力学子模块，当加入一个+0.001p.u.的反应性阶跃时，中子通量迅速增加，因此所述中子动力学子模块本身是不稳定的。

S202：向所述反应堆堆芯模块添加一个+0.001p.u.的反应性阶跃扰动，根据所述反应堆堆芯模块的中子通量和燃料温度变化，获取所述反应堆堆芯模块的固有特性。

如图6(a)所示，为所述反应堆堆芯模块的中子动力学子模块的中子通量在+0.001p.u.反应性阶跃扰动下的响应图；图6(b)为反应堆堆芯模块的堆芯燃料和冷却剂热量传递子模块的燃料温度在+0.001p.u.反应性阶跃扰动下的响应图。

从图6(a)和6(b)可以看出，当增加一个+0.001的反应性阶跃时，由于存在燃料温度和冷却剂温度的负反馈，燃料温度和冷却剂温度升高引入的负反应性，抵消部分正反应性，最终使得中子通量趋于稳定。

S203：向所述反应堆堆芯模块添加一个+10K的冷线温度阶跃扰动，根据所述反应堆堆芯模块的中子通量和燃料温度变化，获取所述反应堆堆芯模块的固有特性。

如图7(a)所示，为所述反应堆堆芯模块的中子动力学子模块的中子通量在+10K冷线温度阶跃扰动下的响应图；图7(b)为所述反应堆堆芯模块的堆芯燃料和冷却剂热量传递子模块的燃料温度在+10K冷线温度阶跃扰动下的响应图。

从图7(a)和7(b)可以看出，当增加一个+10K的冷线温度阶跃时，冷却剂平均温度上升，冷却剂温度的负反馈引入的负反应性，使得中子通量降低；中子通量降低使得燃料温度下降，燃料温度降低引入的正反应性，抵消了冷却剂温度上升引入的负反应性，最终使中子通量稳定。

因此，包括中子动力学子模块、堆芯燃料和冷却剂热量传递子模块的反应堆堆芯模块是稳定的。

S103：分别在所述汽轮机调速系统模块端在t＝1s时加入一个功率阶跃、以及在t＝20s时使汽轮机功率整定值在固定时间内线性增加，相应的根据所述反应堆堆芯模块的中子通量变化、所述热线温度模块的热线温度变化、所述冷线温度模块的冷线温度变化、所述蒸汽发生器模块的蒸汽压力变化、所述汽轮机调速系统模块的气门开度变化、以及所述反应堆功率控制系统模块的机械功率变化，获取所述核电机组的内部特性。

具体包括如下步骤：

S301：在t＝1s时，在所述汽轮机调速系统模块的调速器端加入一个+10％的功率阶跃；相应的获取所述反应堆堆芯模块的中子通量变化、图8(a)，所述热线温度模块的热线温度变化图、8(c)，所述冷线温度模块的冷线温度变化图、8(d)，所述蒸汽发生器模块的蒸汽压力变化、图8(b)，所述汽轮机调速系统模块的气门开度变化、图8(f)，以及所述反应堆功率控制系统模块的机械功率变化、图8(e)。

S302：在t＝20s时，使所述汽轮机调速系统模块的汽轮机功率整定值P_ref在120s内增加10％；相应的获取所述反应堆堆芯模块的中子通量变化、图9(a)，所述热线温度模块的热线温度变化图、9(c)，所述冷线温度模块的冷线温度变化图9(d)，所述蒸汽发生器模块的蒸汽压力变化、图9(b)，所述汽轮机调速系统模块的气门开度变化、图9(f)，以及所述反应堆功率控制系统模块的机械功率变化、图9(e)。

根据图8和图9可以得出，当功率参考值增加时，气门开度增大，蒸汽压力下降，核电一次侧向二次侧传递的热量增加，导致冷却剂温度降低，冷却剂温度的负反馈使得中子通量增加，燃料温度升高，反应堆输出功率增加，最终达到所要求的功率输出值。可见核电机组具有一定的功率调节能力，可以满足一定的负荷跟踪要求。

中子动力学子模块本身是不稳定的，燃料和冷却剂的温度系数均为负，因此反应堆芯是个自稳定的系统。假设没有燃料和温度的负反馈，功率控制系统将频繁动作，而且动作幅度也将增大，因此燃料和冷却剂的负反馈在一定程度上有利于反应堆的功率控制。

核电机组具有10％功率阶跃变化和5％/min线性功率变化的能力，因此理论上核电机组完全具备负荷跟踪运行的条件，能满足电网调峰运行的需求。

本实施例中，还根据所述核电机组整体的数学控制模型，分析电网频率和电压的波动对核电机组的影响。

S104：在t＝1s时，在所述主泵模块端分别加入一个电网频率变化和电网电压变化，相应的根据所述主泵模块的冷却剂流量变化，获取电网频率和电压的波动对所述核电机组的影响。

具体包括如下步骤：

S401：在t＝1s时，电网频率从1.0p.u.降低到0.96p.u.；相应的获取所述主泵模块的冷却剂流量变化、图10(a)，所述反应堆堆芯模块的中子通量变化、图10(b)，所述蒸汽发生器模块的蒸汽压力变化、图10(c)，所述汽轮机调速系统模块的气门开度变化、图10(d)，所述反应堆功率控制系统模块的机械功率变化、图10(e)，所述堆芯燃料和冷却剂热量传递子模块的燃料温度变化、图10(f)，所述热线温度模块的热线温度变化图、10(g)，以及所述冷线温度模块的冷线温度变化、图10(h)。

从图10可以看出，电网频率从1.0p.u.降低到0.96p.u.时，冷却剂泵转速降低，冷却剂流量减少，冷却剂从堆芯带走的热量减少，燃料温度升高；同时，汽轮机气门开度增大，蒸汽压力降低，反应堆功率增加，中子通量上升。

S402：在t＝1s时，电网电压从1.0p.u.降低到0.9p.u.，相应的获取所述主泵模块的冷却剂流量变化、图11。

从图11可以看出，当电网电压从1.0p.u.下降到0.9p.u.时，冷却剂流量变化很小，对核电机组的暂态影响很小。因此，电网对核电机组的影响，主要是电网频率波动产生的，电压波动对核电机组的影响较小。

本实施例还利用单机无穷大系统模型，分析电网发生三相短路故障时对核电机组的影响，其中，如图12所示，所述单机无穷大系统模型包括左侧的单机系统同步发电机、右侧的无穷大电源，中间为线路L1、L2以及变压器。

利用所述单机无穷大系统模型，在t＝1s时，在所述无穷大系统模型的无穷大电源端的母线处加一个三相故障、并在t＝1.1s时切除故障；获取所述反应堆堆芯模块的中子通量响应曲线、图13(a)，所述蒸汽发生器模块的蒸汽压力响应曲线、图13(b)，所述热线温度模块的热线温度响应曲线、图13(c)，所述冷线温度模块的冷线温度响应曲线、图13(d)，所述反应堆功率控制系统模块的机械功率响应曲线、图13(e)以及所述汽轮机调速系统模块的气门开度响应曲线、图13(f)。

从图13可以看出，当发生三相故障时，只要切除及时，核电机组各变量均能控制在可接受的范围内，并很快恢复稳定。

由以上技术方案可见，本发明实施开建立了适用于电力系统中长期分析的详细核电机组模型，并在此基础上仿真分析了核电机组的固有特性，通过单机无穷大系统的仿真，简单研究了电力系统扰动对核电机组的影响。

需要说明的是，在本文中，诸如“第一”和“第二”等之类的关系术语仅仅用来将一个实体或者操作与另一个实体或操作区分开来，而不一定要求或者暗示这些实体或操作之间存在任何这种实际的关系或者顺序。而且，术语“包括”、“包含”或者其任何其他变体意在涵盖非排他性的包含，从而使得包括一系列要素的过程、方法、物品或者设备不仅包括那些要素，而且还包括没有明确列出的其他要素，或者是还包括为这种过程、方法、物品或者设备所固有的要素。在没有更多限制的情况下，由语句“包括一个……”限定的要素，并不排除在包括所述要素的过程、方法、物品或者设备中还存在另外的相同要素。

以上所述仅是本发明的具体实施方式，使本领域技术人员能够理解或实现本发明。对这些实施例的多种修改对本领域的技术人员来说将是显而易见的，本文中所定义的一般原理可以在不脱离本发明的精神或范围的情况下，在其它实施例中实现。因此，本发明将不会被限制于本文所示的这些实施例，而是要符合与本文所公开的原理和新颖特点相一致的最宽的范围。

Claims (6)

1.一种核电机组整体稳定性分析方法，其特征在于，包括：

建立核电机组整体的数学控制模型，其中，所述数学控制模型包括构成封闭反馈循环的反应堆堆芯模块、热线温度模块、冷线温度模块、蒸汽发生器模块、汽轮机调速系统模块、反应堆功率控制系统模块、主泵模块和汽轮机模块，所述反应堆堆芯模块包括中子动力学子模块、以及堆芯燃料和冷却剂热量传递子模块；

在t＝1s时，向所述反应堆堆芯模块分别添加反应性阶跃扰动和冷线温度阶跃扰动，并根据所述反应堆堆芯模块的阶跃响应，获取所述核电机组的固有特性；

分别在所述汽轮机调速系统模块端在t＝1s时加入一个功率阶跃、以及在t＝20s时使汽轮机功率整定值在固定时间内线性增加，相应的根据所述反应堆堆芯模块的中子通量变化、所述热线温度模块的热线温度变化、所述冷线温度模块的冷线温度变化、所述蒸汽发生器模块的蒸汽压力变化、所述汽轮机调速系统模块的气门开度变化、以及所述反应堆功率控制系统模块的机械功率变化，获取所述核电机组的内部特性。

2.根据权利要求1所述的核电机组整体稳定性分析方法，其特征在于，所述方法还包括：

在t＝1s时，在所述主泵模块端分别加入一个电网频率变化和电网电压变化，相应的根据所述主泵模块的冷却剂流量变化，获取电网频率和电压的波动对所述核电机组的影响。

3.根据权利要求1所述的核电机组整体稳定性分析方法，其特征在于，所述方法还包括：

利用单机无穷大系统模型，在t＝1s时在所述无穷大系统模型的无穷大电源端的母线处加一个三相故障、并在t＝1.1s时切除故障，获取所述反应堆堆芯模块的中子通量响应曲线、所述热线温度模块的热线温度响应曲线、所述冷线温度模块的冷线温度响应曲线、所述蒸汽发生器模块的蒸汽压力响应曲线、所述汽轮机调速系统模块的气门开度响应曲线、以及所述反应堆功率控制系统模块的机械功率响应曲线。

4.根据权利要求1所述的核电机组整体稳定性分析方法，其特征在于，向所述反应堆堆芯模块分别添加反应性阶跃扰动和冷线温度阶跃扰动，并根据所述反应堆堆芯模块的阶跃响应，获取所述核电机组的固有特性，包括：

向所述中子动力学子模块上添加一个+0.00p.u.的反应性阶跃扰动，根据所述中子动力学子模块的中子通量变化，获取所述中子动力学子模块的固有特性；

向所述反应堆堆芯模块添加一个+0.001p.u.的反应性阶跃扰动，根据所述反应堆堆芯模块的中子通量和燃料温度变化，获取所述反应堆堆芯模块的固有特性；

向所述反应堆堆芯模块添加一个+10K的冷线温度阶跃扰动，根据所述反应堆堆芯模块的中子通量和燃料温度变化，获取所述反应堆堆芯模块的固有特性。

5.根据权利要求1所述的核电机组整体稳定性分析方法，其特征在于，分别在所述汽轮机调速系统模块端在t＝1s时加入一个功率阶跃、以及在t＝20s时使汽轮机功率整定值在固定时间内线性增加，包括：

分别在所述汽轮机调速系统模块端在t＝1s时加入一个+10％的功率阶跃、以及在t＝20s时使汽轮机功率整定值在120s内增加10％。

6.根据权利要求2所述的核电机组整体稳定性分析方法，其特征在于，所述在所述主泵模块端分别加入一个电网频率变化和电网电压变化，包括：

在所述主泵模块端分别加入一个电网频率从1.0p.u.下降到0.96p.u.的变化；

在所述主泵模块端分别加入一个电网电压从1.0p.u.下降到0.9p.u.的变化。