CN117829647A - 一种核电站大修后机组出力能力评价方法 - Google Patents

一种核电站大修后机组出力能力评价方法 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种核电站大修后机组出力能力评价方法，包括：在核电站大修之前的第一预设时间段内获取在核电站机组满功率下的第一热力参数，在核电站大修之后的第二预设时间段内获取在核电站机满功率下的第二热力参数；根据核岛热功率、主蒸汽至蒸汽转换系统的调节阀开度、蒸汽发生器排污流量、海水温度构建第一预设修正公式；根据第一热力参数和第一预设修正公式得到大修前的第一发电机电功率，根据第二热力参数和第一预设修正公式得到大修后的第二发电机电功率；比较第二发电机电功率和第一发电机电功率，以根据比较结果得到核电站大修后的针对二回路整体的机组出力能力评价结果。实施本发明能够快速得到大修后机组出力能力恢复的评价结果。

Description

一种核电站大修后机组出力能力评价方法
技术领域
本发明涉及核电技术领域，更具体地说，涉及一种核电站大修后机组出力能力评价方法。
背景技术
当前核电站机组一个燃料循环通常为18个月，在这18个月期间，由于凝汽器换热管污垢加重、阀门内漏恶化等原因导致机组出力能力逐渐下降。在大修中通过对内漏阀门进行治理、对凝汽器换热管进行冲洗等手段使机组出力能力得以恢复。大修后需要对机组出力能力的恢复情况进行评价。如何进行大修后机组出力能力的快速准确评价是核电领域一直在研究的课题，各个核电站没有统一的评价方法，国内也没有现成可借鉴的一套成熟可靠的评价体系。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于，针对国内缺乏核电机组大修后机组出力能力评价的统一成熟评价体系，提供一种核电站大修后机组出力能力评价方法。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种核电站大修后机组出力能力评价方法，包括以下步骤：
S1、在核电站大修之前的第一预设时间段内，获取在核电站机组满功率工况下所述核电站对应的第一热力参数，在核电站大修之后的第二预设时间段内，获取在核电站机组满功率工况下所述核电站对应的第二热力参数；
S2、根据核岛热功率、主蒸汽至蒸汽转换系统的调节阀开度、蒸汽发生器排污流量、海水温度对机组出力的影响规律构建第一预设修正公式；
S3、根据所述第一热力参数和所述第一预设修正公式得到所述核电站在大修前的第一发电机电功率，根据所述第二热力参数和所述第一预设修正公式得到所述核电站在大修后的第二发电机电功率；
S4、比较所述第二发电机电功率和所述第一发电机电功率，以根据比较结果得到核电站大修后的针对二回路整体的机组出力能力评价结果。
优选地，在本发明所述的核电站大修后机组出力能力评价方法中，还包括：
获取在核电站大修之前且距离大修开始预设时长的一段时间为所述第一预设时间段；
获取在核电站大修之后且距离大修结束所述预设时长的一段时间为所述第二预设时间段。
优选地，在本发明所述的核电站大修后机组出力能力评价方法中，所述第一预设时间段和所述第二预设时间段的时长相同。
优选地，在本发明所述的核电站大修后机组出力能力评价方法中，还包括：所述第一预设时间段和所述第二预设时间段内所述海水温度的差值应小于预设值。
优选地，在本发明所述的核电站大修后机组出力能力评价方法中，还包括以下步骤：
S5、根据核岛热功率、主蒸汽至蒸汽转换系统的调节阀开度、蒸汽发生器排污流量、凝汽器压力对机组出力的影响规律构建第二预设修正公式；
S6、根据所述第一热力参数和所述第二预设修正公式得到所述核电站在大修前的第三发电机电功率，根据所述第二组热力参数和所述第二预设修正公式得到所述核电站在大修后的第四发电机电功率；
S7、比较所述第四发电机电功率和所述第三发电机电功率，以根据比较结果得到核电站大修后二回路剔除冷端影响的机组出力能力评价结果。
优选地，在本发明所述的核电站大修后机组出力能力评价方法中，所述第一热力参数和第二热力参数中均包括汽轮机入口的进汽压力；所述方法还包括：
获取大修前第一预设时间段内汽轮机入口的进汽压力，按照进汽压力和核岛热功率为正比例关系将第一预设时间段内实际核岛热功率修正至额定热功率以得到第一进汽压力；
获取大修后第二预设时间段内汽轮机入口的进汽压力，按照进汽压力和核岛热功率为正比例关系将第二预设时间段内实际核岛热功率修正至额定热功率以得到第二进汽压力；
将第二进汽压力减去第一进汽压力获取进汽压力变化量；
基于发电机电功率与汽轮机一级前压力关系曲线获取进汽压力变化量对发电机电功率的影响量，所述进汽压力变化量对发电机电功率的影响量即为核电站大修后二回路热端对机组出力能力影响的评价结果。
优选地，在本发明所述的核电站大修后机组出力能力评价方法中，还包括：
基于所述第三发电机电功率、所述第四发电机电功率和所述进汽压力变化量对发电机电功率的影响量得到核电站大修后二回路中间热力系统对机组出力能力影响的评价结果。
优选地，在本发明所述的核电站大修后机组出力能力评价方法中，还包括：
基于所述第一发电机电功率、所述第二发电机电功率、所述第三发电机电功率和所述第四发电机电功率得到核电站大修后二回路冷端对机组出力能力影响的评价结果。
优选地，在本发明所述的核电站大修后机组出力能力评价方法中，还包括：
S0、在核电站大修之后并在机组满功率稳定运行平台时，检查机组二回路热力系统中预设阀门内漏情况、机组预设系统对应的蒸汽管道疏水阀的动作频率、低压再热器和高压再热器的第一管程进汽温度与第四管程出汽温度的差值、凝汽器真空，并在机组二回路热力系统中预设阀门内漏情况、机组预设系统对应的蒸汽管道疏水阀的动作频率、低压再热器和高压再热器的第一管程进汽温度与第四管程出汽温度的差值、凝汽器真空均正常时，执行所述步骤S1。
优选地，在本发明所述的核电站大修后机组出力能力评价方法中，还包括：
分别获取多个第一发电机电功率和第二发电机电功率，获取所述第一发电机电功率的平均值和所述第二发电机电功率的平均值，比较所述第二发电机电功率的平均值和所述第一发电机电功率的平均值，以根据比较结果得到核电站大修后的针对二回路整体的机组出力能力评价结果。
实施本发明的一种核电站大修后机组出力能力评价方法，具有以下有益效果：能够快速得到大修后的机组出力能力恢复的评价结果。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：
图1是本发明一种核电站大修后机组出力能力评价方法一实施例的程序流程图；
图2是本发明一种核电站大修后机组出力能力评价方法另一实施例的程序流程图；
图3是本发明一种核电站大修后机组出力能力评价方法另一实施例的程序流程图。
具体实施方式
为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。
如图1所示，在本发明的一种核电站大修后机组出力能力评价方法第一实施例中，包括以下步骤：S1、在核电站大修之前的第一预设时间段内，获取在核电站机组满功率工况下所述核电站对应的第一热力参数，在核电站大修之后的第二预设时间段内，获取在核电站机满功率工况下所述核电站对应的第二热力参数。具体的，在核电站大修之前，可以选取大修之前的一段时间内例如一个月内，在机组满功率稳定工况的连续一段时间内例如第一预设时间段内、获取每日20分钟热力参数平均值对应为第一热力参数，第一预设时间段根据需要进行设置或修改，例如选择连续的三天时间。参数获取过程中，对参数采集的具体时长可以根据需要进行调整。在核电站大修之后，可以选取大修后的一段时间内例如一个月内，机组满功率稳定工况的一段时间内例如第二预设时间段内、获取每日20分钟热力参数平均值为第二热力参数。第二预设时间段根据需要进行设置或修改，例如选择连续的三天时间。参数获取过程中，对参数采集的具体时长可以根据需要进行调整。第一热力参数和第二热力参数可以通过核电各个监测系统获取。例如，可以从试验仪表系统(简称KME)获取核岛热功率(单位：MW)；可以从实时信息监控系统(简称KNS)获取发电机电功率(单位：MW)、海水温度(单位：℃)、蒸汽发生器排污流量(单位：t/h)、主蒸汽至蒸汽转换系统的调节阀开度(单位：％)、汽轮机入口压力(单位：MPa.a)、凝汽器压力(单位：kpa.a)等等。
S2、根据核岛热功率、主蒸汽至蒸汽转换系统的调节阀开度、蒸汽发生器排污流量、海水温度对机组出力的影响规律构建第一预设修正公式。具体的，考虑到核岛热功率、主蒸汽至蒸汽转换系统的调节阀开度、蒸汽发生器排污流量、海水温度对机组出力的影响，构建第一预设修正公式。在一实施例中，可以将核岛热功率修正至额定热功率2905MW、主蒸汽至蒸汽转换系统的调节阀开度修正至零开度、蒸汽发生器排污流量修正至70t/h、海水温度修正至设计额定值24.8℃。
在一实施例中，在核电机组满功率时核岛热功率W的变化对电功率P电的影响是正比例关系，故可采用如下公式修正核岛热功率的影响。即可以根据以下公式得到核岛热功率W修正至额定热功率2905MW的电功率修正值ΔP1：
ΔP1＝P电×(1-W÷2905)(MW)；
在一实施例中，由于主蒸汽至蒸汽转换系统的调节阀开度在30％开度以下时，开度每增加6％，对机组出力的影响约为1MW。由于绝大多数时候主蒸汽至蒸汽转换系统的调节阀开度均小于30％，故采用如下经验公式修正得到主蒸汽至蒸汽转换系统的调节阀开度K修正至零开度的电功率修正值ΔP2：
ΔP2＝K÷6(MW)；
在一实施例中，在核电机组正常满功率运行期间，蒸汽发生器正常排污流量Qp为70t/h，如果排污流量低于70t/h，则需要将排污流量修正至70t/h以对比正常排污流量下的机组出力能力。根据某核电站经验，当蒸汽发生器排污流量70t/h时机组出力能力相比蒸汽发生器排污流量0t/h时下降约1.5MW，根据以下公式得到蒸汽发生器排污流量Qp修正至70t/h的电功率修正值ΔP3：
ΔP3＝1.5×(Qp-70)÷70(MW)；
在一实施例中，海水温度对发电机电功率的修正可以按照汽轮机厂家提供的修正曲线，该修正曲线可以描述为海水温度和发电机电功率的关系式：ΔP4＝f(t，P电)(MW)，通过该关系式可得到海水温度t修正至设计额定值24.8℃的电功率修正值ΔP4。
最终，基于第一预设修正公式得到发电机电功率总修正值为ΔP1+ΔP2+ΔP3+ΔP4。
S3、根据所述第一热力参数和所述第一预设修正公式得到所述核电站在大修前的第一发电机电功率，根据所述第二热力参数和所述第一预设修正公式得到所述核电站在大修后的第二发电机电功率。具体的，通过第一预设修正公式对核电站大修前的第一热力参数进行修正，得到核电站在大修前的第一发电机电功率。通过第一预设修正公式对核电站大修后的第二热力参数进行修正，得到核电站大修后的第二发电机电功率。可以理解，其中，基于第一预设修正公式得到的第一热力参数和第二热力参数对应的总修正值的具体数值会有差异，需要分别将对应的电功率加上对应的总修正值得到对应的第一发电机电功率和第二发电机电功率。
S4、比较所述第二发电机电功率和所述第一发电机电功率，以根据比较结果得到核电站大修后的针对二回路整体的机组出力能力评价结果。即，基于第一预设修正公式得到的大修前修正发电机电功率P电修1(单位MW)即第一发电机电功率，和大修后修正发电机电功率P电修1'(单位MW)即第二发电机电功率后，通过P电修1'与P电修1的差值得到大修后二回路整体(注：包括热端、中间热力系统和冷端)的机组出力能力恢复指标。可以理解该差值越大，说明大修工作使得机组出力能力恢复越多，也说明大修前机组出力能力下降越多。
可选的，在本发明的核电站大修后机组出力能力评价方法中，还包括：分别获取多个第一发电机电功率和第二发电机电功率，并获取所述第一发电机电功率的平均值和所述第二发电机电功率的平均值，比较所述第二发电机电功率的平均值和所述第一发电机电功率的平均值，以根据比较结果得到核电站大修后的针对二回路整体的机组出力能力评价结果。即为了提高核电站大修后机组出力能力评价的精度，在一实施例中，可以分别选取大修前后各一个月内3天每天20分钟以上的热力参数，大修前后各3组热力参数，按照以上步骤进行计算得到3组P电修1和3组P电修1'，再分别计算其各自的平均值，然后用P电修1'的平均值和P电修1的平均值进行比较，以根据比较结果得到大修后二回路整体(注：包括热端、中间热力系统和冷端)的机组出力能力恢复指标。可以理解该恢复指标越大，说明大修工作使得机组出力能力恢复越多，也说明大修前机组总体热力性能下降导致机组出力能力下降越多。
可选的，在本发明的核电站大修后机组出力能力评价方法中，还包括：获取在核电站大修之前且距离大修开始所述预设时长的一段时间为所述第一预设时间段；获取在核电站大修之后且距离大修结束所述预设时长的一段时间为所述第二预设时间段。具体的，可以以大修开始时间为时间点，选择在该时间点之前距离该时间点为预设时长的一段时间为第一预设时间段。再以大修结束时间为时间点，选择在该时间点之后距离该时间点为预设时长的一段时间为第二预设时间段。
可选地，所述第一预设时间段和所述第二预设时间段的时长相同。其中，大修前后的热力参数获取过程中，参数监测的时长尽量相同。例如，在大修前获取三天的监测数据，那么在大修后也获取三天的数据。基于相同的数据量进行计算，其对比结果准确性更高。
可选的，在本发明的核电站大修后机组出力能力评价方法中，还包括：所述第一预设时间段和所述第二预设时间段内所述海水温度的差值应小于预设值。具体的，大修前后的参数获取过程中，海水温度尽量不要偏差过大，例如大修前的第一预设时间段内的海水温度与大修后的第二预设时间段内的海水温度偏差在一个合理的预设值范围内，例如在2℃以内。其在不满足的时候，可以通过调整第一预设时间段和第二预设时间段以减小海水温度偏差。
可选的，如图2所示，在本发明的核电站大修后机组出力能力评价方法中，还包括以下步骤：S5、根据核岛热功率、主蒸汽至蒸汽转换系统的调节阀开度、蒸汽发生器排污流量、凝汽器压力对机组出力的影响规律构建第二预设修正公式。具体的，考虑到核岛热功率、主蒸汽至蒸汽转换系统的调节阀开度、蒸汽发生器排污流量、凝汽器压力对机组出力的影响，构建第二预设修正公式。在一实施例中，可以将核岛热功率修正至额定热功率2905MW、主蒸汽至蒸汽转换系统的调节阀开度修正至零开度、蒸汽发生器排污流量修正至70t/h、凝汽器压力修正至设计额定值5.78kpa。
在一实施例中，凝汽器压力对发电机电功率的修正可以按照汽轮机厂家提供的修正曲线，该修正曲线可以描述为凝汽器压力和发电机电功率的关系式，ΔP5＝f(t，P电)(MW)，通过该关系式可得凝汽器压力Ps修正至设计额定值5.78kpa的电功率修正值ΔP5。最终，基于第二预设修正公式得到总修正值为ΔP1+ΔP2+ΔP3+ΔP5。
S6、根据所述第一热力参数和所述第二预设修正公式得到所述核电站在大修前的第三发电机电功率，根据所述第二组热力参数和所述第二预设修正公式得到所述核电站在大修后的第四发电机电功率。具体的，通过第二预设修正公式对核电站大修前得到的第一热力参数进行修正，得到核电站在大修前的第三发电机电功率。通过第二预设修正公式对核电站大修后的得到的第二热力参数进行修正，得到核电站大修后的第四发电机电功率。可以理解，基于第二预设修正公式得到的第一热力参数和第二热力参数对应的总修正值的具体数值会有差异，需要分别将对应的电功率加上对应的总修正值得到对应的第三发电机电功率和第四发电机电功率。
S7、比较所述第四发电机电功率和所述第三发电机电功率，以根据比较结果得到核电站大修后二回路剔除冷端影响的机组出力能力评价结果。即，基于第二预设修正公式得到的大修前修正发电机电功率P电修2(单位MW)即第三发电机电功率，和大修后修正发电机电功率P电修2'(单位MW)即第四发电机电功率后，通过P电修2'与P电修2的差值得到大修后常规岛二回路剔除冷端影响后对机组出力能力恢复的贡献量。可以理解该贡献量越大，反映二回路热端和中间系统经过大修对机组出力能力恢复的贡献越多，同时也说明大修前二回路热端和中间系统的性能劣化导致机组出力能力下降越多。
可选的，在本发明的核电站大修后机组出力能力评价方法中，还包括：分别获取多个第三发电机电功率和第四发电机电功率，并获取所述第三发电机电功率的平均值和所述第四发电机电功率的平均值，比较所述第三发电机电功率的平均值和所述第四发电机电功率的平均值，以根据比较结果得到核电站大修后二回路剔除冷端影响的机组出力能力评价结果。即，为了提高核电站大修后机组出力能力评价的精度，在一实施例中，可以分别选取大修前后各一个月内3天每天20分钟以上的热力参数，大修前后各3组热力参数，按照以上步骤进行计算得到3组P电修2和3组P电修2'，分别计算其各自的平均值，然后用P电修2的平均值与P电修2'的平均值进行比较，以根据比较结果得到大修后常规岛二回路剔除冷端后对机组出力能力恢复的贡献量。可以理解该贡献量越大，反映二回路热端和中间系统经过大修对机组出力能力恢复的贡献越多，同时也说明大修前二回路热端和中间系统的性能劣化导致机组出力能力下降越多。
可选的，如图3所示，所述第一热力参数和第二热力参数中均包括汽轮机入口的进汽压力；所述方法还包括：A1、获取大修前第一预设时间段内汽轮机入口的进汽压力，按照进汽压力和核岛热功率为正比例关系将第一预设时间段内实际核岛热功率修正至额定热功率以得到第一进汽压力。具体的，将获取的第一热力参数中汽轮机入口蒸汽压力进行修正，即将大修前汽轮机入口蒸汽压力P进汽1按照正比例关系修正至额定热功率下的P进汽1'，其具体修正可以为P进汽1'＝2905/W1*P进汽1，其中W1为大修前KME热功率。
A2、获取大修后第二预设时间段内汽轮机入口的进汽压力，按照进汽压力和核岛热功率为正比例关系将第二预设时间段内实际核岛热功率修正至额定热功率以得到第二进汽压力。具体的，将获取的第二热力参数中的汽轮机入口蒸汽压力进行修正，即将大修后汽轮机入口蒸汽压力P进汽2按照正比例关系修正至额定热功率下的P进汽2'，其具体修正可以为P进汽2'＝2905/W2*P进汽2，其中W2为大修后KME热功率。
A3、将第二进汽压力减去第一进汽压力获取进汽压力变化量；A4、基于发电机电功率与汽轮机一级前压力关系曲线获取进汽压力变化量对发电机电功率的影响量，所述进汽压力变化量对发电机电功率的影响量即为核电站大修后二回路热端对机组出力能力恢复的贡献量。具体的，可以根据汽轮机厂家提供的电功率与汽轮机一级前压力的关系曲线、P进汽2'和P进汽1'的差值计算得到进汽压力变化量对发电机电功率的影响量，即为二回路热端对机组出力能力恢复的贡献量ΔP热端。可以理解该贡献量越大，反映二回路热端经过大修对机组出力能力恢复的贡献越多，同时也说明大修后二回路热端的热力性能相比大修前提升越多。
可选的，在本发明的核电站大修后机组出力能力评价方法中，还包括：基于所述第三发电机电功率、所述第四发电机电功率和所述进汽压力变化量对发电机电功率的影响量得到核电站大修后二回路中间热力系统对机组出力能力恢复的贡献量。具体的，可以根据公式(P电修2'-P电修2)-ΔP热端得到大修后二回路中间热力系统对机组出力能力恢复的贡献量。可以理解该贡献量越大，反映二回路中间热力系统经过大修对机组出力能力恢复的贡献越多，同时也说明大修后中间热力系统的热力性能相比大修前提升越多。
可选的，在本发明的核电站大修后机组出力能力评价方法中，其还包括：基于所述第一发电机电功率、所述第二发电机电功率、所述第三发电机电功率和所述第四发电机电功率得到核电站大修后二回路冷端对机组出力能力恢复的贡献量。具体的，可以根据公式(P电修1'-P电修1)-(P电修2'-P电修2)得到大修后二回路冷端对机组出力能力恢复的贡献量。可以理解该贡献量越大，反映二回路冷端经过大修对机组出力能力恢复的贡献越多，同时也说明大修后冷端的热力性能相比大修前提升越多。
可选的，在本发明的核电站大修后机组出力能力评价方法中，还包括：S0、在核电站大修之后并在机组满功率稳定运行平台时，检查机组二回路热力系统中预设阀门内漏情况、机组预设系统对应的蒸汽管道疏水阀的动作频率、低压再热器和高压再热器的第一管程进汽温度与第四管程出汽温度的差值、凝汽器真空，并在机组二回路热力系统中预设阀门内漏情况、机组预设系统对应的蒸汽管道疏水阀的动作频率、低压再热器和高压再热器的第一管程进汽温度与第四管程出汽温度的差值、凝汽器真空均正常时，执行所述步骤S1。即，大修后机组已经在满功率平台稳定运行24小时以上，尽可能使反应堆核功率接近100％FP，机组二回路热力系统处于正常工作状态。在开展大修后机组出力能力评价前，可以对以下项目进行检查确认和必要调整，以使得机组状态处于更好状态。例如，对二回路热力系统影响机组出力的阀门进行内漏普查，主要指阀门内漏或外漏可造成二回路热力系统热能损失的相关阀门。还可以检查VVP(主蒸汽系统)、GPV(汽轮机蒸汽和疏水系统)、GCT(汽轮机旁路系统)、AHP(高压给水加热器系统)、ABP(低压给水加热器系统)等系统的蒸汽管道疏水阀动作频率正常，一般要求每小时动作次数不超过1次。还可以检查低压再热器和高压再热器的第一管程进汽温度与第四管程出汽温度的差值是否在设计范围内，其中对于低压再热器差值设计范围为12-20℃；对于高压再热器差值设计范围为17-28℃，如果超差则联系运行专业调整第四管程出汽节流阀开度。还需要保证凝汽器真空正常。在进行上述确认后再执行步骤S1及其后面的动作进行整个评价过程。
因为通常将核电机组的二回路划分为三部分：热端、中间热力系统、冷端。热端是指主蒸汽管道、进入汽轮机前的蒸汽管道、进入高压再热器前蒸汽管道等，中间热力系统是指汽轮机本体及各抽汽管路、再热蒸汽系统、回热蒸汽系统，冷端主要指凝汽器及循环冷却水系统。通过上述过程可以分别计算得到大修后热端、中间热力系统、冷端对机组出力能力恢复的贡献量，从而获得细化的机组出力能力的评价情况。
可以理解的，以上实施例仅表达了本发明的优选实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对本发明专利范围的限制；应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，可以对上述技术特点进行自由组合，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本发明的保护范围；因此，凡跟本发明权利要求范围所做的等同变换与修饰，均应属于本发明权利要求的涵盖范围。

Claims (10)

1.一种核电站大修后机组出力能力评价方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1、在核电站大修之前的第一预设时间段内，获取在核电站机组满功率工况下所述核电站对应的第一热力参数，在核电站大修之后的第二预设时间段内，获取在核电站机组满功率工况下所述核电站对应的第二热力参数；
S2、根据核岛热功率、主蒸汽至蒸汽转换系统的调节阀开度、蒸汽发生器排污流量、海水温度对机组出力的影响规律构建第一预设修正公式；
S3、根据所述第一热力参数和所述第一预设修正公式得到所述核电站在大修前的第一发电机电功率，根据所述第二热力参数和所述第一预设修正公式得到所述核电站在大修后的第二发电机电功率；
S4、比较所述第二发电机电功率和所述第一发电机电功率，以根据比较结果得到核电站大修后的针对二回路整体的机组出力能力评价结果。
2.根据权利要求1所述的核电站大修后机组出力能力评价方法，其特征在于，所述方法还包括：
获取在核电站大修之前且距离大修开始预设时长的一段时间为所述第一预设时间段；
获取在核电站大修之后且距离大修结束所述预设时长的一段时间为所述第二预设时间段。
3.根据权利要求1所述的核电站大修后机组出力能力评价方法，其特征在于，所述第一预设时间段和所述第二预设时间段的时长相同。
4.根据权利要求1所述的核电站大修后机组出力能力评价方法，其特征在于，所述方法还包括：所述第一预设时间段和所述第二预设时间段内所述海水温度的差值应小于预设值。
5.根据权利要求1所述的核电站大修后机组出力能力评价方法，其特征在于，所述方法还包括以下步骤：
S5、根据核岛热功率、主蒸汽至蒸汽转换系统的调节阀开度、蒸汽发生器排污流量、凝汽器压力对机组出力的影响规律构建第二预设修正公式；
S6、根据所述第一热力参数和所述第二预设修正公式得到所述核电站在大修前的第三发电机电功率，根据所述第二组热力参数和所述第二预设修正公式得到所述核电站在大修后的第四发电机电功率；
S7、比较所述第四发电机电功率和所述第三发电机电功率，以根据比较结果得到核电站大修后二回路剔除冷端影响的机组出力能力评价结果。
6.根据权利要求5所述的核电站大修后机组出力能力评价方法，其特征在于，所述第一热力参数和第二热力参数中均包括汽轮机入口的进汽压力；所述方法还包括：
获取大修前第一预设时间段内汽轮机入口的进汽压力，按照进汽压力和核岛热功率为正比例关系将第一预设时间段内实际核岛热功率修正至额定热功率以得到第一进汽压力；
获取大修后第二预设时间段内汽轮机入口的进汽压力，按照进汽压力和核岛热功率为正比例关系将第二预设时间段内实际核岛热功率修正至额定热功率以得到第二进汽压力；
将第二进汽压力减去第一进汽压力获取进汽压力变化量；
基于发电机电功率与汽轮机一级前压力关系曲线获取进汽压力变化量对发电机电功率的影响量，将所述进汽压力变化量对发电机电功率的影响量作为核电站大修后二回路热端对机组出力能力影响的评价结果。
7.根据权利要求6所述的核电站大修后机组出力能力评价方法，其特征在于，所述方法还包括：
基于所述第三发电机电功率、所述第四发电机电功率和所述进汽压力变化量对发电机电功率的影响量得到核电站大修后二回路中间热力系统对机组出力能力影响的评价结果。
8.根据权利要求5所述的核电站大修后机组出力能力评价方法，其特征在于，所述方法还包括：
基于所述第一发电机电功率、所述第二发电机电功率、所述第三发电机电功率和所述第四发电机电功率得到核电站大修后二回路冷端对机组出力能力影响的评价结果。
9.根据权利要求1所述的核电站大修后机组出力能力评价方法，其特征在于，所述方法还包括：
S0、在核电站大修之后并在机组满功率稳定运行平台时，检查机组二回路热力系统中预设阀门内漏情况、机组预设系统对应的蒸汽管道疏水阀的动作频率、低压再热器和高压再热器的第一管程进汽温度与第四管程出汽温度的差值、凝汽器真空，并在机组二回路热力系统中预设阀门内漏情况、机组预设系统对应的蒸汽管道疏水阀的动作频率、低压再热器和高压再热器的第一管程进汽温度与第四管程出汽温度的差值、凝汽器真空均正常时，执行所述步骤S1。
10.根据权利要求1所述的核电站大修后机组出力能力评价方法，其特征在于，还包括：
分别获取多个第一发电机电功率和第二发电机电功率，获取所述第一发电机电功率的平均值和所述第二发电机电功率的平均值，比较所述第二发电机电功率的平均值和所述第一发电机电功率的平均值，以根据比较结果得到核电站大修后的针对二回路整体的机组出力能力评价结果。
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