AP系列压水堆核电厂冷态性能试验风险识别与管理

AP系列压水堆机组(如AP1000、国和一号等)相较于M310机组的冷态性能试验,在试验压力及温度、水压试验边界、试验过程安排等方面存在较大差别。本文结合三门、海阳AP1000的冷试准备和经验反馈及国和一号沙盘推演的成果,梳理和分析AP系列压水堆冷试准备及实施风险、应对措施,为后续AP系列压水堆冷试准备及实施的安全、质量和进度管理提供参考。

电力系统动态仿真中AP1000核电机组的简化实用模型

以AP1000为代表的第3代核电技术是我国核电当前的发展方向。该文提出用于电网稳定仿真的先进压水堆核电AP1000建模方法,建立相应的简化实用模型,并在电力系统全过程仿真软件中编程实现。鉴于AP1000核电机组目前尚未投运,采用参考核电站AP1000机组的全范围仿真机对模型进行验证。结果表明,该模型较为准确地反映了先进压水堆AP1000的动态特性,为研究核电机组运行机理及其与电网之间的协调控制提供了重要的仿真工具。

AP/CAP系列核电机组放射性水处理用水过滤器滤芯的研制

水过滤器滤芯主要用来去除以胶体形式存在于水中的腐蚀产物和悬浮的固体颗粒物,是保证水质、降低介质和环境的放射性水平、改善工作环境的核心关键备件。依据行业标准NB/T 20486,对第三代AP/CAP系列核电机组放射性水处理用水过滤器滤芯进行国产化研制。本文对滤芯的结构、生产工艺过程和综合性能进行了详细介绍,所研制过滤精度为5μm和20μm的滤芯检测结果表明,滤芯的洁净压差均小于0.021 MPa,过滤效率均在99%以上,抗破裂压差值大于0.52 MPa,至少能承受45 kg的轴向载荷,耐辐照性能良好,各项性能指标均满足行业标准要求。

AP 1000堆芯余热导出系统的分析与研究

介绍了AP 1000第3代核电堆芯冷却技术的先进性和可靠性,论述了核反应堆堆芯余热产生的机制,对AP1000停堆冷却系统的设计特点、控制策略进行了分析研究,阐明了AP 1000设计的堆芯冷却技术能够满足核安全要求并代表了一种具有前瞻性的设计理念。

热电联产压水堆核电机组解耦控制

为了在运核电站进行热电联产改造时,保证原有系统和供热系统之间的协调稳定控制,本文针对某压水堆核电机组热电联产改造后的解耦控制进行研究。采用主蒸汽抽汽的方案搭建对象模型,通过辨识方法得到各子系统传递函数。利用相对增益矩阵方法进行各子系统间的耦合性分析,采用单位阵解耦法设计解耦器,并基于Matlab/Simulink仿真平台进行验证。结果表明:设计的解耦控制器对热电联产改造后的系统可以取得较好的解耦效果,实现了一回路系统、二回路系统和供热系统的协调稳定控制。本文对其他类型核电机组热电联产后协调稳定控制系统的设计具有参考价值。

大型核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则

针对中国目前应用最为广泛的压水堆核电机组,分析了核电机组涉网保护与电网安全运行的相互作用和影响,提出了核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则。在全过程动态仿真程序已有的压水堆核电机组模型基础上,研究了电网电压、频率扰动引起的核电机组和电网的动态特性,着重分析了超速保护、过励限制和保护、频率异常保护、主泵保护等涉网保护和电网高频切机、低频减载等安全自动装置的动作特性、相互影响及其协调关系。结合实际电网算例,验证了相应的协调配合原则,为核电厂及其所接入电网参数整定、定值优化及协调控制等提供了参考。

大型机组滑压运行时锅炉给水泵的调节特性分析

针对大型发电机组变负荷滑压运行的特点,进行了由变速主给水泵和工频前置泵串联后再并联组成的给水系统特性的综合分析。其重点是通过给水泵不同组合运行方式下其特性方程的拟合以及机组滑压运行时给水管路特性的确定和对应阻力数的求取过程最终推导出在仅靠主给水泵变速调节以满足不同负荷、不同滑压下所对应的扬程、效率和转速等关系式。并以某电站600MW超临界机组为例对不同运行方案进行了能耗比较,从而提出了不同负荷下更加合理的运行方式,为工程的实际应用提供了可参考的理论依据。

压水堆核电机组动态模型参数评价

压水堆核电机组动态模型中参数的稳定性和正确性对保证系统的暂态稳定具有重要意义,因此需要设计合适的模型参数评价方法。针对压水堆核电机组动态模型,按照内部物理边界将其分解为多个子模块模型;根据各子模块的微分方程数学模型推导,基于变量偏差的传递函数定性评价参数的改变对各子模块输出变量稳态值的影响;基于参数灵敏度的终值是否为零值和灵敏度指标大小的判定,合理选择参数的获取方案以提高参数获取效率及准确性。采用基于群体最优值摄动的粒子群优化算法获取模型参数,算例结果验证了所提参数评价方法的有效性。

苯乙烯装置能耗分析与优化措施

对中国石化青岛炼油化工有限责任公司苯乙烯装置进行能耗分析,发现装置的能耗主要集中在蒸汽、燃料气和循环水3方面,占比分别为69.33%,17.73%和8.57%,因此装置节能的关键在于减少蒸汽、燃料气和循环水消耗。2019年检修时,增加脱丙烯干气反应产物换热器,在提高干气进料温度的同时,可减少燃料气用量37.9~48.1 kg/h;对循环水系统的部分换热器进行串联优化改造,可减少循环水用量约295 t/h;增设中压蒸汽减温减压器,解决了中压蒸汽的放空问题,可减少3.5 MPa蒸汽用量约0.86 t/h,并副产1.0 MPa蒸汽约0.95 t/h。整个改造节能效果明显,减少了能源消耗,降低了装置能耗。

压水堆核电机组饱和蒸汽管道疏水量计算模型

蒸汽输送管道疏水系统对核电机组运行的经济性和安全性起着至关重要的作用,本文针对大型压水堆核电机组饱和蒸汽管道,建立饱和蒸汽输送管道疏水量计算的数学模型,以国内某引进型大型压水堆核电机组为例,计算出主要蒸汽管道的启动疏水量和经常疏水量,结果表明核电机组蒸汽输送管道经常疏水量不可忽略,须同时针对启动疏水和经常疏水拟定疏水系统。

核电机组对于电网频率电压波动响应特性的仿真分析

核电机组在总发电量中的占比正在逐年上升,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,用以分析核电机组的涉网响应特性显得很有必要。利用MATLAB-Simulink建立压水堆核电机组数学模型,并在此基础上仿真分析核电机组的固有特性,研究核电机组对于电力系统扰动的响应特性。仿真结果表明,核电机组能满足一定的负荷跟踪需要,电网频率和电压的波动对核电机组的影响很小。

压水堆核电机组热力系统损分布的矩阵算法

基于分析法和矩阵算法,建立了压水堆核电机组热力系统的通用损分布矩阵方程,并以某900MW压水堆核电机组为例进行了计算分析,得到了额定工况下热力系统及设备的损分布规律.结果表明:反应堆的损失最大,占核能总的50.85%,其次为汽轮发电机、蒸汽发生器和凝汽器,分别占核能总的6.17%、3.2%和2.55%;矩阵方程较常规分析法具有构造简单、矩阵元素填写法则简便、物理意义明确和规律性强等优点;利用该方程便于开发出相应的计算程序,进而为核电机组节能潜力挖掘和故障诊断提供依据.

大型核电机组接入电网的稳定性研究

核电机组具有单机容量大、核安全要求高,且对电网扰动敏感等特征。以大型压水堆核电机组为研究对象。建立了压水堆模型,利用时域仿真法及暂态能量函数法研究了核电接入电网的暂态稳定性,以三门核电机组接入浙江电网的枯水季节最大运行方式作了算例分析。仿真计算了电网短路故障和N-2故障类型扰动下的系统及核电机组的暂态稳定性。结果表明,三门核电机组能承受电网的一般故障且接入对电网暂态稳定的影响很小,电网具有较强的稳定性。

甲乙酮装置工艺水阴离子交换反应器压差升高的原因分析及改进

中国石油兰州石化公司30 kt/a甲乙酮装置的工艺水处理装置存在阴离子交换反应器压差升高的问题,结合生产实际,通过调整反应器进出水方式、内部水帽型号与结构以及树脂捕捉器运行方式,对装置进行了改进。结果表明,装置改进后,阴离子交换反应器平均压差由0.224 MPa降至0.024 MPa,SO2-4,Cl-和重质物平均质量浓度及电导率依次较改进前下降了54.88%,2.98%,62.99%,68.72%,确保了装置长周期稳定运行。

不同超速保护控制方式对压水堆核电机组保护作用的仿真分析

压水堆核电机组具有易超速的特点,来自电网的大扰动会引发机组转速飞升甚至导致堆芯燃料、控制棒组损坏,因此研究核电机组在超速保护控制(overspeed protection control,OPC)作用下的超速特性对保护核电机组有重要意义。通过改变OPC触发信号的来源,或是选择关闭不同的调节阀,可以得到不同的OPC作用方式。由此利用PSASP中的用户自定义模型功能搭建了带有OPC的压水堆核电机组的模型,将核电机组模拟接入广西电网中,仿真分析核电机组在电网发生严重故障时其内部变量的动态特性,并对比不同的OPC方式对于核电机组的保护作用。仿真结果表明:装设OPC有利于核电机组的稳定运行,其中高、中压调节阀同时关闭和功率/转速偏差信号相互配合的OPC能够更好地抑制超速峰值,使机组内部各变量的偏移量减小并更快到达稳定值。

国内压水堆核电机组CNFM系统发展历程概述

堆芯中子通量测量系统是压水堆核电站核测系统的主要组成部分,用于测量反应堆堆芯中子注量率水平,从而提供反应堆的功率分布情况,同时校准堆外核仪表系统和LOCA监侧系统。因此堆芯中子通量测量系统是核电厂重要仪表系统,它的运行可靠性直接影响核电厂的安全稳定运行。本文沿着中国大陆核电的建设历程讲述国内压水堆核电机组堆芯中子通量测量系统的发展情况,并以此为基础对其未来的发展趋势做出初步预测,可为核电厂堆芯中子通量测量系统变更改造、创新设计提供重要参考。

高压变频器在天然气净化厂的应用

本文结合川西北气矿天然气净化厂实际工况，介绍了单元串联多电平高压变频器在天然气脱硫净化厂循环水工艺过程中的应用。

田湾核电机组动态模型研究及其对江苏电网系统扰动的响应分析

为研究故障扰动下电力系统和核电机组的动态行为及机网间相互影响,有必要建立适合于电力系统中长期稳定分析的核电站详细数学模型。介绍了田湾压水堆核电机组数学模型的建立,并利用PSS/E的用户自定义模型实现,仿真分析了田湾核电机组对江苏电网系统扰动的响应。

压水堆核电机组火用成本分析的矩阵算法

为进行复杂能量系统的热经济学分析和评价,找出提高核电机组热经济性的新途径,基于火用经济学理论和矩阵算法,建立了压水堆核电机组热力系统火用成本分析通用模型。以某900 MW压水堆核电机组热力系统为例,进行了39股火用流的单位火用成本计算及分析,并对具体设备提出了明确的优化改进措施。结果表明:沿热力循环方向,各股火用流的单位火用成本先增加后减小;凝汽器输出火用流的单位火用成本最高,为7.1754,其次是凝结水泵和1号低压加热器,分别为5.249和4.1911。矩阵算法较常规火用成本分析法具有构造简单、矩阵元素填写法则简便、物理意义明确和规律性强等优点;利用矩阵算法的易编程性,便于开发出相应的计算及分析软件,进而为核电机组热力系统优化及故障诊断奠定理论基础。

CPR1000核电机组主泵电机轴绝缘低问题处理和预防研究

结合中国改进型三环路压水堆(CPR1000)宁德核电厂3号机组反应堆冷却剂泵电机(简称主泵电机)轴绝缘丢失事件,对造成主泵电机轴绝缘低的3个主要原因进行分析和研究,形成14步标准化排查步骤,解决了主泵电机轴绝缘低问题,并提出核电现场防止轴绝缘低的5点措施。