鐘磊,歐陽利平,蔡紅霞,郭俊輝
(臺州宏遠電力設計院,浙江臺州317000)
大型核電機組接入電網的穩(wěn)定性研究
鐘磊,歐陽利平,蔡紅霞,郭俊輝
(臺州宏遠電力設計院,浙江臺州317000)
核電機組具有單機容量大、核安全要求高,且對電網擾動敏感等特征。以大型壓水堆核電機組為研究對象。建立了壓水堆模型,利用時域仿真法及暫態(tài)能量函數法研究了核電接入電網的暫態(tài)穩(wěn)定性,以三門核電機組接入浙江電網的枯水季節(jié)最大運行方式作了算例分析。仿真計算了電網短路故障和N-2故障類型擾動下的系統(tǒng)及核電機組的暫態(tài)穩(wěn)定性。結果表明,三門核電機組能承受電網的一般故障且接入對電網暫態(tài)穩(wěn)定的影響很小,電網具有較強的穩(wěn)定性。
壓水堆核電機組;電網;仿真計算;暫態(tài)穩(wěn)定
當前,全球已經在運行的核電機組有442臺,其中美國是擁有核電最多的國家,在運行核電機組有104臺;其次是法國和日本,分別擁有在運行核電機組58臺和55臺;中國擁有13臺。此外,中國是在建核反應堆數量最多的國家,占到世界在建核反應堆數量的40%。由此可以看出中國對核電發(fā)展的重視[1]。由于核電機組單機容量大且對電網擾動敏感。接入電網運行可能對電網的潮流及暫穩(wěn)產生一定的影響,所以新建核電接入電網的穩(wěn)定性問題不容忽視。
以壓水堆核電機組為研究對象,建立了壓水堆核電機組模型,利用時域仿真法和暫態(tài)能量函數法分析了電網典型故障擾動下,核電機組和電網的暫態(tài)穩(wěn)定性,以三門核電接入浙江電網為算例進行仿真計算,確認電網的穩(wěn)定性。
1.1 中子動態(tài)模型
在核電廠,核反應堆是將核能轉變成熱能的裝置[2]。中子動力學模型是反映核反應堆核裂變能量生成和變化的過程[3];中子動態(tài)模型應由6組緩發(fā)中子組的點堆動態(tài)方程表示,在期望反應性較小時,6組緩發(fā)中子組可用1組等效緩發(fā)中子組近似表示[4],方程表達式如下:
式(1),(2),(3)中:N(t)為中子通量密度;C(t)為等效單組緩發(fā)中子先驅核密度;ρ(t)為堆芯的反應性;βi為第i組緩發(fā)中子有效份額;β為緩發(fā)中子組的總份額;l*為平均中子壽命;λi為第i組緩發(fā)中子衰減時間常數;λ為等效緩發(fā)中子組的延時常數。
反應堆反應性綜合表達式為:
式中:Δρ(t)為溫度調節(jié)棒組引入的反應性;ρext為控制棒插入堆芯引入的反應性;αp為氙和釤等不可控毒物的反應性反饋系數;αF為燃料溫度反應性系數;αc為冷卻劑溫度反應性系數;αcΔTav為冷卻劑溫度的反饋;αpΔTF為燃料溫度的反饋。
1.2 熱線及冷線溫度模型
根據熱平衡方程式表示的熱線溫度模型[5]為:
式中:mHL,CPC分別為流經熱管段的冷卻劑的質量與比熱;THL為熱線溫度;為流經熱管段的冷卻劑的質量流量;Tθ2為反應堆冷卻劑出口溫度。
1.3 一回路平均溫度模型
一回路平均溫度為熱線和冷線溫度的平均值,一回路平均溫度模型可表示為[6]:
式中:Tavg為一回路平均溫度;THL為熱線溫度;TCL為冷線溫度;τi為阻溫探測器的時延。
1.4 核電模型的校驗
假設核電機組帶基荷穩(wěn)定運行,核電機組汽輪機功率以5%Pn/min的速率減少出力10%,不計電網擾動對核電機組內部參數的影響。
仿真結果表明,在功率下降過程中,冷卻劑平均溫度及堆芯燃料溫度均下降,當汽輪機功率下降到功率整定值時,調速器不動作,汽輪機功率不再變化,核內部參數均達到穩(wěn)定??v觀整個線性減功率過程,汽輪機功率能平滑地跟隨功率整定值的變化,而反應堆功率也能平滑地跟隨汽輪機功率的變化,整個降功率的過程中,核電內部參數的變化符合核電運行的實際情況。
2.1 接入電網
計算采用PSASP(電力系統(tǒng)分析綜合程序),核電機組考慮了勵磁調節(jié)器和原動機及調速系統(tǒng)的影響[7],將核電廠原動機設備模型以自定義模型方式與機組銜接。
浙江三門核電廠擬采用AP1000堆型,裝機容量6×1 250 MW,以500 kV電壓等級接入電網,一期工程建設2臺核電機組,并明確將通過招標引進國際上先進的第三代壓水堆核電技術[8]。2號機組計劃2014年建成發(fā)電。本期出線2回,接入500 kV回浦變電站,三門核電機組接入浙江電網示意見圖1。
選擇浙江電網2016年三門核電廠投入2臺核電機組作為算例,進行暫態(tài)穩(wěn)定計算和分析。
2.2 模擬重要輸電線路短路故障
t=5.0 s時,回浦-寧海500 kV線路發(fā)生三相短路接地故障;t=5.1 s時,故障清除。
電網及核電機組響應曲線表明,當回浦-寧海500 kV發(fā)生三相短路接地故障時,三門核電機組有功輸出瞬間跌落,經過一段時間調整后,恢復至原有穩(wěn)定值;三門核電機組機端電壓瞬變后迅速回升,經短時間調整后恢復至原有穩(wěn)定值。頻率瞬間上升經短時間調整后恢復至原有穩(wěn)定值;核電機組內部各參數均受到不同程度的擾動,冷卻劑平均溫度略有下降,冷線溫度、熱線溫度、燃料溫度及蒸汽壓力略有上升,上述各參數經一段時間調整后均恢復到原穩(wěn)態(tài)值,汽門開度迅速減小并快速恢復。
2.3 模擬重要輸電線路N-2故障
在浙江電網2016年枯水季節(jié)最大運行方式下,假設t=5.0 s時,三門-回浦500 kV線路發(fā)生三相短路故障,且故障短時無法清除,保護正確動作,0.1 s后切除故障線路所在的雙回路。
核電機組和電網響應曲線表明,三門-回浦500 kV線路發(fā)生三相短路、雙回線跳開后,三門核電1號機組機端電壓、有功、無功、發(fā)電機功角及電網頻率有明顯波動,但迅速恢復至穩(wěn)態(tài)值。輸電線路發(fā)生N-2故障,核電機組內部參數都均小幅變化,核電機組的中子通量略有下降,反應性無明顯變化,平均溫度、燃料溫度、熱線溫度、冷線溫度、蒸汽壓力略有變化,各個參數最終都可恢復至穩(wěn)定狀態(tài)。發(fā)生N-2類型的故障,對于大容量的核電機組和電網的影響都不大。
3.1 暫態(tài)能量函數方法
采用暫態(tài)能量函數法,以三門核電接入浙江電網為算例,利用動態(tài)等值建模方法將浙江電網等值為兩機系統(tǒng),設置短路故障,計算分析電網在故障情況下的系統(tǒng)穩(wěn)定性。
暫態(tài)穩(wěn)定分析主要研究發(fā)電機轉子的搖擺特性[9]。發(fā)電機可以采用忽略定子暫態(tài)的實用模型,在發(fā)電機內節(jié)點將電壓源串聯(lián)接入網絡,發(fā)電機節(jié)點延伸至內電勢節(jié)點,負荷以并聯(lián)接地支路形式接在負荷節(jié)點,求得基于發(fā)電機內節(jié)點的增廣導納矩陣[10]。
兩機系統(tǒng)的搖擺方程如下:
式(7)、式(8)中:M為發(fā)電機時間常數;δ為轉子轉角;Pm為機械功率;Pe為電磁功率。
若兩機的相對轉子角用δ=δ1-δ2表示,可得:
兩機系統(tǒng)的相對加速度方程可轉換為等效單機-無限大功率母線系統(tǒng)的方程式。
利用上述公式轉換變化可以推導出系統(tǒng)出現故障后的能量函數和系統(tǒng)能夠保持穩(wěn)定的臨界能量函數。
3.2 電網等值建模
為了更好的將能量函數應用于實際工程,需建立一種適用于暫態(tài)能量函數的具有良好精度的動態(tài)實用模型,通過區(qū)域等值構造兩機等值系統(tǒng)。
發(fā)電機參數采用加權聚合法進行等值。
式中:Mi為第i臺發(fā)電機時間常數;Xi為第i臺發(fā)電機等效電抗。
電網等值后可以得到兩機等值模型,結果如圖2所示。
模型中線路阻抗參數和發(fā)電機暫態(tài)電抗為恒定值,發(fā)電機暫態(tài)電勢與等效負荷阻抗為動態(tài)值,母線電壓及聯(lián)絡線電流、功率為實測值,等效負荷電流及機端電流為推算動態(tài)值。需要計算的基本數據有:兩機系統(tǒng)各自等效時間常數M1與M2,聯(lián)接兩機系統(tǒng)的傳輸線路參數,包括等效電阻R、等效電抗X。
對等值后的模型進行暫態(tài)能量函數計算,并求取相關臨界暫態(tài)能量,監(jiān)測等值系統(tǒng)的暫態(tài)能量是否超過系統(tǒng)的臨界能量。
3.3 浙江電網等值建模
利用電網動態(tài)等值方法可將浙江電網進行等值建模,以浙江三門核電機組作為研究系統(tǒng),其余部分為外部系統(tǒng),將其等值為兩機系統(tǒng),三門核電機組雙回路接入回浦500 kV線路。選擇斷面如圖3所示,以虛線為分界線,分為I側和J側。
等值過程需要提取浙江電網暫態(tài)穩(wěn)定計算的數據結果。因此要在PSASP中設置網絡故障,進行相關的暫態(tài)穩(wěn)定計算。根據動態(tài)等值模型參數計算方法,將浙江電網中存在有效的、除核電機組以外的發(fā)電機時間常數求和得到等效發(fā)電機的時間常數,即J側發(fā)電機時間常數M2。
3.4 三相短路接地故障
1 s時線路回浦-寧海500 kV線路發(fā)生三相短路接地,1.1 s時故障清除,分別對原系統(tǒng)與等值模型進行暫態(tài)穩(wěn)定計算。
計算結果表明,等值模型的暫穩(wěn)計算結果與實際系統(tǒng)暫穩(wěn)計算結果基本一致,驗證了動態(tài)等值建模的正確性和有效性。
通過等值建模計算了系統(tǒng)的穩(wěn)定平衡點:
(1)穩(wěn)定平衡點SEP:δ=0.010 32;
(2)不穩(wěn)定平衡點UEP:δ=3.227 17;
(3)系統(tǒng)的電磁功率穩(wěn)定值為Pm0=10.9 p.u.。
經計算可得故障下系統(tǒng)臨界能量VCR為11.863 9 p.u.。系統(tǒng)的暫態(tài)能量VC未超過臨界能量VCR,滿足VC<VCR。系統(tǒng)運行點在穩(wěn)定中心,均表明系統(tǒng)在此故障情況下有較強的穩(wěn)定性。
建立了壓水堆核電模型,將核電廠原動機設備模型以自定義模型方式與機組銜接,研究了核電機組接入電網的穩(wěn)定性。
(1)建立的壓水堆核電模型能夠接入電網進行相關的仿真計算,且計算的結果與實際相符,驗證了模型的正確性與有效性。
(2)基于時域仿真法研究了大型核電機組接入電網的穩(wěn)定性。以浙江電網2016年枯水季節(jié)最大運行方式下為算例,計算了重要輸電線路短路故障及“N-2”故障下的電網暫態(tài)穩(wěn)定性。仿真計算結果表明:電網發(fā)生故障或擾動時,電網及核電機組仍可保持穩(wěn)定運行。
(3)基于暫態(tài)能量函數法,計算分析了輸電線路三相短路接地情況下的電網系統(tǒng)穩(wěn)定性,計算結果表明系統(tǒng)暫態(tài)能量均未超過系統(tǒng)臨界能量,系統(tǒng)運行點維持在穩(wěn)定中心,系統(tǒng)具備較強穩(wěn)定性。
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(本文編輯:楊勇)
Investigation on Stability of Large-scale Nuclear Power Units Connected to the Grid
ZHONG Lei,OUYANG Li ping,CAI Hong xia,GUO Jun hui
(Taizhou Hongyuan Electric Power Design Institute,Taizhou Zhejiang 317000,China)
Nuclear power units are characterized by large unit capacity,high nuclear safety requirements, sensitivity to grid disturbance and so on.In this paper,the study subject is large pressurized water reactor nuclear power plants.The model of the pressurized water reactor is established,and the transient stability of the nuclear power connected to the grid is studied using time-domain simulation method and transient energy function method.The paper analyzes maximum operating mode in dry season of Sanmen Nuclear Power Plant when connected to Zhejiang power grid.The simulation calculates the transient stability of the system and the nuclear power units suffering multiple types of fault disturbances such as grid short-circuit fault and N-2 fault. The result shows that Sanmen Nuclear Power Plant can withstand common faults and has little influence on the transient stability of power grid.This system is strongly stable.
pressurized water reactor nuclear power units;power grid;simulated calculation;transient stability
TM631:TM732
:B
:1007-1881(2013)11-0015-04
2013-08-13
鐘磊(1988-),男,浙江臺州人,助理工程師,從事電力系統(tǒng)設計研究工作。