發(fā)布時(shí)間：2018-05-13 07:51

  本文選題：壓水堆核電機(jī)組 + 動(dòng)態(tài)模型��； 參考：《武漢大學(xué)》2014年博士論文

【摘要】：目前,我國(guó)核電發(fā)展迅速,核電具有單機(jī)容量達(dá)到百萬(wàn)千瓦級(jí)別、核安全要求高、運(yùn)行成本低等特點(diǎn),其功率輸出特性、頻率調(diào)節(jié)特性等均異于常規(guī)的水、火電機(jī)組,且核電機(jī)組及其輔助設(shè)備對(duì)電網(wǎng)頻率、電壓擾動(dòng)敏感,大容量的核電機(jī)組接入電網(wǎng)后若突然跳閘,將導(dǎo)致電網(wǎng)瞬間失去較大的有功電源,對(duì)電網(wǎng)安全穩(wěn)定運(yùn)行造成沖擊。因此,對(duì)大型壓水堆核電機(jī)組動(dòng)態(tài)模型及涉網(wǎng)保護(hù)協(xié)調(diào)優(yōu)化相關(guān)問(wèn)題進(jìn)行研究具有重要的理論價(jià)值和實(shí)際應(yīng)用意義。 本文在查閱了大量國(guó)內(nèi)外文獻(xiàn)資料的基礎(chǔ)上,結(jié)合多項(xiàng)實(shí)際科研課題,對(duì)大型壓水堆核電機(jī)組接入電網(wǎng)的動(dòng)態(tài)模型及涉網(wǎng)保護(hù)協(xié)調(diào)優(yōu)化相關(guān)問(wèn)題進(jìn)行了系統(tǒng)深入的研究。論文的主要研究?jī)?nèi)容如下： 對(duì)大型壓水核電機(jī)組的組成和運(yùn)行特性進(jìn)行分析,對(duì)核電機(jī)組接入電網(wǎng)的模型及建模方法／思路進(jìn)行了歸納、總結(jié)并進(jìn)行了進(jìn)一步深入研究。針對(duì)第三代核電機(jī)組AP1000特點(diǎn),建立大型壓水堆核電機(jī)組反應(yīng)堆及其熱力系統(tǒng)模型,該模型由堆芯系統(tǒng)模型、一回路冷卻劑系統(tǒng)模型和二回路蒸汽系統(tǒng)模型組成�；谡戊乩碚摲治龇磻�(yīng)堆及其熱力系統(tǒng)的自穩(wěn)定性,并進(jìn)行了仿真算例驗(yàn)證。提出了一種改進(jìn)的教學(xué)互動(dòng)(IETLBO)優(yōu)化算法,將該算法應(yīng)用于核電機(jī)組反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)模型參數(shù)辨識(shí)中,結(jié)果表明IETLBO算法收斂速度較快,具有更高的辨識(shí)精度和魯棒性,可有效辨識(shí)反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)的模型參數(shù)。 基于PSASP/UPI建立了核電機(jī)組接入電網(wǎng)動(dòng)態(tài)模型,并實(shí)現(xiàn)了核電機(jī)組模型與電網(wǎng)模型的聯(lián)合仿真計(jì)算。所建立的核電機(jī)組動(dòng)態(tài)模型由反應(yīng)堆及其熱力系統(tǒng)模型、調(diào)速系統(tǒng)模型、勵(lì)磁系統(tǒng)模型和相關(guān)保護(hù)系統(tǒng)模型組成。與核電專用仿真軟件PCTRAN對(duì)比驗(yàn)證了所建立核電機(jī)組動(dòng)態(tài)模型的有效性,但本文建立模型克服了PCTRAN不能應(yīng)用于電力系統(tǒng)仿真的缺陷。仿真分析了核電機(jī)組的功率調(diào)節(jié)特性,結(jié)果表明在電力系統(tǒng)仿真計(jì)算中應(yīng)考慮核汽輪機(jī)主蒸汽壓力特性。 基于所建立的核電機(jī)組動(dòng)態(tài)模型,在大電網(wǎng)實(shí)際算例中仿真計(jì)算了核電機(jī)組的一次調(diào)頻特性,采用暫態(tài)能量函數(shù)的穩(wěn)定裕度分析方法評(píng)價(jià)了核電機(jī)組的一次調(diào)頻參數(shù)對(duì)電網(wǎng)穩(wěn)定性的影響,并提出了核電機(jī)組一次調(diào)頻參數(shù)優(yōu)化方案；仿真計(jì)算了核電機(jī)組超速保護(hù)和超加速度保護(hù)特性,計(jì)算結(jié)果也驗(yàn)證了所建立的機(jī)組超速保護(hù)和超加速度保護(hù)模型的有效性。 建立了核電機(jī)組的失磁保護(hù)數(shù)學(xué)模型,基于大型壓水堆核電機(jī)組動(dòng)態(tài)模型和超速保護(hù)／超加速度保護(hù)模型,仿真分析了滿載運(yùn)行和低功率運(yùn)行工況下核電機(jī)組失磁動(dòng)態(tài)特性和機(jī)理。結(jié)果表明,核電機(jī)組滿載失磁對(duì)反應(yīng)堆及其熱力系統(tǒng)沖擊大,失磁保護(hù)應(yīng)可靠動(dòng)作,減小對(duì)電網(wǎng)和機(jī)組的沖擊；低功率運(yùn)行時(shí),失磁故障對(duì)反應(yīng)堆及其熱力系統(tǒng)沖擊有限,核電機(jī)組可以保持短時(shí)異步運(yùn)行,以減小核電機(jī)組跳閘對(duì)電網(wǎng)和機(jī)組的沖擊,仿真結(jié)果表明,通過(guò)設(shè)置頻率死區(qū)可以避免超加速度保護(hù)引起的機(jī)組超速問(wèn)題。
[Abstract]:At present , the development of nuclear power in China is rapid , the nuclear power has the characteristics of a single - machine capacity of a million - kilowatt level , high nuclear safety requirement , low operation cost and the like , and the power output characteristic and the frequency regulation characteristic of the nuclear power unit are different from the conventional water and thermal power unit .

On the basis of consulting a large number of domestic and foreign literatures , this paper systematically studies the dynamic model of the power grid of large - scale PWR nuclear power unit and the related problems of network protection coordination optimization . The main research contents are as follows :

Based on the analysis of the composition and operating characteristics of the large - scale PWR nuclear power unit , the model and the modeling method / train of the nuclear power unit ' s access network are summarized and further studied . According to the AP1000 characteristics of the third generation nuclear power unit , a large - scale PWR nuclear power unit reactor and its thermal system model are established . Based on the shaping entropy theory , the self - stability of the reactor and its thermal system is established . The proposed algorithm is applied to the model parameter identification of the nuclear power plant reactor power control system . The results show that the IETlbo algorithm has a faster convergence speed and higher identification accuracy and robustness , and can effectively identify the model parameters of the reactor power control system .

The dynamic model of nuclear power unit is established based on PSASP / UPI , and the simulation calculation of nuclear power unit model and grid model is realized . The dynamic model of nuclear power unit is composed of reactor and its thermal system model , speed regulation system model , excitation system model and related protection system model .

Based on the established dynamic model of the nuclear power unit , the primary frequency modulation characteristic of the nuclear power unit is simulated in the practical example of the large power grid , and the influence of the primary frequency modulation parameter on the stability of the power grid is evaluated by using the stability margin analysis method of the transient energy function , and the optimization scheme of the primary frequency modulation parameter of the nuclear power unit is proposed ;
The overspeed protection and the ultra - acceleration protection characteristics of the nuclear power unit are simulated . The results of the simulation show that the overspeed protection and the super - acceleration protection model of the unit are valid .

Based on the dynamic model and the overspeed protection / super acceleration protection model of the nuclear power unit , the dynamic characteristics and mechanism of the loss of the nuclear power unit under full load operation and low power operation are simulated and analyzed . The results show that the full load loss of the nuclear power unit has great impact on the reactor and its thermal system , and the loss of magnetic protection should be operated reliably to reduce the impact on the power grid and the unit .
At low power operation , the power loss fault has limited impact on the reactor and its thermal system , and the nuclear power unit can keep the short - time asynchronous operation to reduce the impact of the trip of the nuclear power unit on the power grid and the unit , and the simulation results show that the overspeed problem caused by the ultra - acceleration protection can be avoided by setting the frequency dead zone .

【學(xué)位授予單位】：武漢大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：博士
【學(xué)位授予年份】：2014
【分類號(hào)】：TM623

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本文編號(hào)：1882309