超额定功率负荷运行对核电机组影响研究

随着季节变化,当海水温度较低时,核电机组的循环效率变高。如果此时汽轮发电机组以额定功率运行,那么反应堆输出功率将低于设计值。在保障机组安全的前提下,通过研究超额定功率负荷运行的核电机组各个系统的参数变化,判断各项参数的发展趋势,以探索机组运行的稳定边界,为应对核电机组瞬态工况、有效提高电厂的经济效益提供理论支撑。     

秦山第二核电厂650 MW发电机波动原因分析及解决措施

秦山第二核电厂2台650 MW核电机组长期高功率运行，因电网瞬间波动引起的厂用电系统闪发报警，威胁着核电机组的安全运行。通过仿真试验建模、优化励磁调节器的参数后，将电力系统稳定器（PSS）投入运行，历经机组启动过程中自动电压调整（AVR）性能试验考核和500 kV系统实际单相短路故障考核，表明机组的阻尼特性及稳定裕度明显增强。     

中国现有10台商业运行核电机组在建4台

中国现有10台商业运行核电机组，在建核电机组4台。包括5月中旬刚刚投入商业运行的田湾核电站1号机组，中国商业运行核电机组达10台，装机容量800万kW，2006年核电发电量占全国总发电量的1．93％，核电站运行状况良好。商业运行核电站包括秦山、大亚湾、秦山二期、秦山三期、岭澳核电站，田湾1号机组，田湾2号机组年内将投入商业运行。     

电网低频故障对核电机组运行安全的影响分析

外部电网故障会对核电机组运行产生影响,建立合适的核电机组仿真模型对研究电网与核电机组的相互影响具有重要的实用价值。本文基于等值建模方法建立了M310堆型核电机组整体模型,并针对冷却剂主泵对电网频率变化敏感的特性在主泵模型中引入了电网故障接口,该模型有效性通过与设计手册中工况的对比得到了验证。结合机组涉网保护措施,进行电网低频故障对机组运行影响的仿真分析,结果表明:电网发生频率降低速度较慢的低频故障时对堆芯热工参数影响会较明显,但在机组的运行安全保护措施下不会对机组运行安全产生危害。     

核电机组与火电机组的外特性对比分析

目前我国有部分核电机组开始参与调峰,这些机组表现出与火电机组较为相似的外特性。通过对比核电机组与火电机组的外特性,掌握核电机组的运行特性,有利于电网和机组安全稳定运行。从结构上对比分析了核电机组和火电机组的差异,基于电力系统分析综合程序分别搭建了核电机组与火电机组模型,并将这两种机组接入同一个电网,分别测试了功率阶跃变化和电网故障等工况下机组的响应特性。结果表明:功率阶跃变化时核电输出功率变化比火电慢;电网故障时,只要故障能够及时清除,核电机组一回路的主蒸汽压力在短时间内变化很小,核电机组表现出的动态特性与火电机组非常相似。     

核电厂逆功率运行工况特性

将核电机组与火电机组不同的逆功率特性进行了比较，阐述了重水堆核电机组逆功率工况运行的意义，介绍了核电机组逆功率工况的监视指标和试验方法。     

核电发展现状及调峰可行性分析

介绍了国内外最新核电发展情况,分析了各类型机组应用现状及发展趋势,概述了MP310、CPR1000、EPR、AP1000等类型核电机组的进化过程及调峰特性,并以法国2座核电站的2台核电机组运行情况为例,结合现役机组实际日运行及月运行数据分析了国外核电机组参与调峰运行情况,最后根据辽宁地区电网电源现状及核电规划,按照负荷预测,通过设计合理的调峰深度,提出应对调峰矛盾的解决方案。     

秦山第二核电厂650MW发电机波动原因分析及解决措施

秦山第二核电厂2台650MW核电机组长期高功率运行,因电网瞬间波动引起的厂用电系统闪发报警,威胁着核电机组的安全运行。通过仿真试验建模、优化励磁调节器的参数后,将电力系统稳定器PSS投入运行,历经机组启动过程中AVR性能试验考核、500kV系统实际单相短路故障考核,机组的阻尼特性及稳定裕度明显增强。     

秦山第二核电厂650 MW发电机波动原因分析及解决措施

秦山第二核电厂2台650 MW核电机组长期高功率运行,因电网瞬间波动引起的厂用电系统闪发报警,威胁着核电机组的安全运行.通过仿真试验建模、优化励磁调节器的参数后,将电力系统稳定器PSS投入运行,历经机组启动过程中AVR性能试验考核、500kV系统实际单相短路故障考核,机组的阻尼特性及稳定裕度明显增强.     

海南核电1号机组实现首次临界

<正>本刊讯10月12日3时39分,海南核电1号机组首次达到临界状态,标志着该机组正式进入带功率运行状态,为机组后续并网发电和商业运行奠定了基础。核电机组反应堆临界如同发动机启动,临界后核电机组反应堆正式进入持续、可控运行状态,这也标志着该机组系统、设备调试工作基本完成,机组处于热备用运行状态,后续完成一系列试验后,将进行汽轮机带核冲转和并网操作。整个机组临界过程中,专业人员秉承"安全第一、质量第一"的原则,严格     

CRP1000核电机组主给水系统稳态及瞬态计算分析

以CPR1000核电机组主给水系统为研究对象,建立并系统分析稳态及瞬态工况的计算过程。全面列举CPR1000核电机组主给水系统稳态及瞬态工况计算所需的输入资料、边界条件及主要流程及参数输入过程,并以给水系统初始正常运行,有1台正常运行的给水泵在t=10s时发生跳泵事件,同时备用泵收到跳泵信号后开始启动工况为例,分析了泵的转速、流量及压力随时间变化的曲线。通过分析给出了给水泵具体设定方法,解决了在工况多、边界条件复杂的情况下输入条件容易漏项的疑难问题。     

秦山第二核电厂650 MW发电机波动原因分析及解决措施

秦山第二核电厂2台650 MW核电机组长期高功率运行,因电网瞬间波动引起的厂用电系统闪发报警,威胁着核电机组的安全运行。通过仿真试验建模、优化励磁调节器的参数后,将电力系统稳定器(PSS)投入运行,历经机组启动过程中自动电压调整(AVR)性能试验考核和500 kV系统实际单相短路故障考核,表明机组的阻尼特性及稳定裕度明显增强。     

大型核电机组负荷跟踪控制技术

在对国外主要核电机组负荷跟踪控制原理和运行模式进行研究的基础上,针对几种堆型的负荷跟踪运行控制特点,分析了机组参与调峰、调频的可行性以及存在问题,为国内核电机组参与调峰、调频提供技术依据.     

660MW机组冷端建模与循环水系统瞬态优化运行

为研究燃煤机组变负荷瞬态过程中的能耗特性,探索机组瞬态运行过程中的节能空间,本文基于GSE软件搭建了某超临界660 MW燃煤机组动态仿真模型,并耦合电厂冷端动态仿真模型,最终完成了整个热力系统的仿真建模。在仿真模型的基础上,对机组在75%～100%THA负荷区间内变负荷过程中瞬态过程的能耗特性进行了研究。结果表明:机组变负荷过程中,存在最优切泵负荷点,使得机组在变负荷瞬态过程中供电煤耗率最小;研究范围内,不同负荷点切泵,最大标准煤耗率差值为0.14 g/(k W·h)。     

核电机组孤岛运行汽轮机转子应力仿真分析

核电机组孤岛运行能力对于核电机组安全性十分重要,对核电机组孤岛运行汽轮机转子应力仿真研究较少。基于MATLAB ANSYS软件,对某型核电机组100%PN和50%PN甩负荷至孤岛运行工况汽轮机转子应力进行仿真模拟,重点分析了2种孤岛运行工况下的转子转速飞升结果和对应最高转速下转子的离心应力场以及孤岛运行过程中转子的瞬态热应力。仿真结果表明:100%PN甩负荷至孤岛运行工况下,最大飞升转速达到1 574.78 r/min,最大离心应力达到168.09 MPa,最大离心应力出现位置为中压末级;热应力随时间逐渐增大,高压转子第二级级后叶轮根部出现最大应力值;最大应力值小于对应温度下转子材料的许用应力,2种孤岛运行工况是安全的。     

M310核电机组主给水泵瞬态影响分析与改进

国内某核电站运行期间发生一起主给水泵瞬态导致停机停堆的事件,针对此事件进行了根本原因分析,提出对M 310核电机组主给水泵系统进行改进的建议.该核电站通过实施技术改进,有效降低了备用主给水泵紧急启动对核电机组的瞬态影响,同时还避免了主给水泵紧急启动时遭受的热冲击,节省了主给水泵正常切换时期的暖管时间,提高了核电站运行的安全稳定性以及经济效益,该项技术改进有推广到其他同类型核电机组的重要价值.     

电动给水泵滑油系统的调试及处理

在核电机组中,电动给水泵润滑油系统是给水泵重要的组成部分。依据某核电机组电动给水泵润滑油系统的运行特点,分析了该润滑油系统在调试及运行中出现的多项问题,并反馈了调试经验,可为同类机组的运行及系统调试,提供借鉴。     

探讨大型压水堆核电机组参与电网中间负荷调峰

针对未来我国大型核电装机比重在区域电网日益增长的趋势,介绍了我国与国外大容量压水堆核电机组参与电网调峰的现状,分析了它们参与中间负荷调峰的必要性;通过分析商用压水堆设计特性、核汽轮机工作特性指出了机组进行日中间负荷调峰的可行性,推荐了日负荷跟踪出力曲线;指出压水堆在局部功率峰、慢速调节硼酸浓度、氙钐等毒物的瞬态、堆芯寿期末的碘坑、燃料芯块与包壳的相互作用等方面,制约着机组调峰的安全性和灵活性,在此基础上深入探讨机组适应日负荷跟踪调峰运行需具备的技术条件;以大亚湾M310型机组为例,通过分析其负荷变动时稳态和瞬态下主系统和设备的工况变化,指出调峰运行对电站核安全、可靠性的负面影响有限,对经济性的降低较明显;以第三代先进压水堆为例,提出了机组适应调峰运行需努力的技术方向。     

压水堆核电机组RB控制策略的应用与试验

国内新建压水堆核电机组在投入商业运行前都要进行快速甩负荷试验以全面检验机组控制策略完善、热工保护参数合理、动态调节特性与工艺系统匹配。通过对CPR1000 机组控制方式、Runback（RB） 控制策略、降负荷速率及目标负荷形成回路的深入研究并结合核电机组控制的特殊要求,试验前制定了详细的风险预案及防范措施。对试验结果进行了深入分析,获取了CPR1000 机组的RB 动态响应特性,试验过程可为后续其他机组RB 试验提供借鉴。机组运行情况表明,RB 控制功能的正常投运大大提高了压水堆核电机组的安全系数及经济效益,同时为电网的稳定运行创造了有利条件。     

核电与火电600 MW 机组空冷塔抗大风性能对比

采用CFD模拟方法比较600 MW同等级核电机组空气冷却塔(空冷塔)与火电机组空冷塔在不同风速下的热力性能,得到了不同环境温度下机组背压与风速变化的相应关系。分析结果表明,空冷塔规模越大,抗风能力越强;在同等发电功率下,核电机组空冷塔的规模远大于火电机组。因此,可以借助已经成熟运行的火电机组空冷塔的运行经验为未来核电机组空冷的应用提供参考。