钟磊，欧阳利平，蔡红霞，郭俊辉

（台州宏远电力设计院，浙江台州317000）

大型核电机组接入电网的稳定性研究

钟磊，欧阳利平，蔡红霞，郭俊辉

（台州宏远电力设计院，浙江台州317000）

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。

压水堆核电机组；电网；仿真计算；暂态稳定

当前，全球已经在运行的核电机组有442台，其中美国是拥有核电最多的国家，在运行核电机组有104台；其次是法国和日本，分别拥有在运行核电机组58台和55台；中国拥有13台。此外，中国是在建核反应堆数量最多的国家，占到世界在建核反应堆数量的40%。由此可以看出中国对核电发展的重视[1]。由于核电机组单机容量大且对电网扰动敏感。接入电网运行可能对电网的潮流及暂稳产生一定的影响，所以新建核电接入电网的稳定性问题不容忽视。

以压水堆核电机组为研究对象，建立了压水堆核电机组模型，利用时域仿真法和暂态能量函数法分析了电网典型故障扰动下，核电机组和电网的暂态稳定性，以三门核电接入浙江电网为算例进行仿真计算，确认电网的稳定性。

1 压水堆核电厂的数学模型

1.1 中子动态模型

在核电厂，核反应堆是将核能转变成热能的装置[2]。中子动力学模型是反映核反应堆核裂变能量生成和变化的过程[3]；中子动态模型应由6组缓发中子组的点堆动态方程表示，在期望反应性较小时，6组缓发中子组可用1组等效缓发中子组近似表示[4]，方程表达式如下：

式（1），（2），（3）中：N（t）为中子通量密度；C（t）为等效单组缓发中子先驱核密度；ρ（t）为堆芯的反应性；βi为第i组缓发中子有效份额；β为缓发中子组的总份额；l*为平均中子寿命；λi为第i组缓发中子衰减时间常数；λ为等效缓发中子组的延时常数。

反应堆反应性综合表达式为：

式中：Δρ（t）为温度调节棒组引入的反应性；ρext为控制棒插入堆芯引入的反应性；αp为氙和钐等不可控毒物的反应性反馈系数；αF为燃料温度反应性系数；αc为冷却剂温度反应性系数；αcΔTav为冷却剂温度的反馈；αpΔTF为燃料温度的反馈。

1.2 热线及冷线温度模型

根据热平衡方程式表示的热线温度模型[5]为：

式中：mHL，CPC分别为流经热管段的冷却剂的质量与比热；THL为热线温度；为流经热管段的冷却剂的质量流量；Tθ2为反应堆冷却剂出口温度。

1.3 一回路平均温度模型

一回路平均温度为热线和冷线温度的平均值，一回路平均温度模型可表示为[6]：

式中：Tavg为一回路平均温度；THL为热线温度；TCL为冷线温度；τi为阻温探测器的时延。

1.4 核电模型的校验

假设核电机组带基荷稳定运行，核电机组汽轮机功率以5%Pn/min的速率减少出力10%，不计电网扰动对核电机组内部参数的影响。

仿真结果表明，在功率下降过程中，冷却剂平均温度及堆芯燃料温度均下降，当汽轮机功率下降到功率整定值时，调速器不动作，汽轮机功率不再变化，核内部参数均达到稳定。纵观整个线性减功率过程，汽轮机功率能平滑地跟随功率整定值的变化，而反应堆功率也能平滑地跟随汽轮机功率的变化，整个降功率的过程中，核电内部参数的变化符合核电运行的实际情况。

2 核电接入电网的时域仿真分析

2.1 接入电网

计算采用PSASP（电力系统分析综合程序），核电机组考虑了励磁调节器和原动机及调速系统的影响[7]，将核电厂原动机设备模型以自定义模型方式与机组衔接。

浙江三门核电厂拟采用AP1000堆型，装机容量6×1 250 MW，以500 kV电压等级接入电网，一期工程建设2台核电机组，并明确将通过招标引进国际上先进的第三代压水堆核电技术[8]。2号机组计划2014年建成发电。本期出线2回，接入500 kV回浦变电站，三门核电机组接入浙江电网示意见图1。

选择浙江电网2016年三门核电厂投入2台核电机组作为算例，进行暂态稳定计算和分析。

2.2 模拟重要输电线路短路故障

t=5.0 s时，回浦-宁海500 kV线路发生三相短路接地故障；t=5.1 s时，故障清除。

电网及核电机组响应曲线表明，当回浦-宁海500 kV发生三相短路接地故障时，三门核电机组有功输出瞬间跌落，经过一段时间调整后，恢复至原有稳定值；三门核电机组机端电压瞬变后迅速回升，经短时间调整后恢复至原有稳定值。频率瞬间上升经短时间调整后恢复至原有稳定值；核电机组内部各参数均受到不同程度的扰动，冷却剂平均温度略有下降，冷线温度、热线温度、燃料温度及蒸汽压力略有上升，上述各参数经一段时间调整后均恢复到原稳态值，汽门开度迅速减小并快速恢复。

2.3 模拟重要输电线路N-2故障

在浙江电网2016年枯水季节最大运行方式下，假设t=5.0 s时，三门-回浦500 kV线路发生三相短路故障，且故障短时无法清除，保护正确动作，0.1 s后切除故障线路所在的双回路。

核电机组和电网响应曲线表明，三门-回浦500 kV线路发生三相短路、双回线跳开后，三门核电1号机组机端电压、有功、无功、发电机功角及电网频率有明显波动，但迅速恢复至稳态值。输电线路发生N-2故障，核电机组内部参数都均小幅变化，核电机组的中子通量略有下降，反应性无明显变化，平均温度、燃料温度、热线温度、冷线温度、蒸汽压力略有变化，各个参数最终都可恢复至稳定状态。发生N-2类型的故障，对于大容量的核电机组和电网的影响都不大。

3 核电机组接入电网的稳定性分析

3.1 暂态能量函数方法

采用暂态能量函数法，以三门核电接入浙江电网为算例，利用动态等值建模方法将浙江电网等值为两机系统，设置短路故障，计算分析电网在故障情况下的系统稳定性。

暂态稳定分析主要研究发电机转子的摇摆特性[9]。发电机可以采用忽略定子暂态的实用模型，在发电机内节点将电压源串联接入网络，发电机节点延伸至内电势节点，负荷以并联接地支路形式接在负荷节点，求得基于发电机内节点的增广导纳矩阵[10]。

两机系统的摇摆方程如下：

式（7）、式（8）中：M为发电机时间常数；δ为转子转角；Pm为机械功率；Pe为电磁功率。

若两机的相对转子角用δ=δ1-δ2表示，可得：

两机系统的相对加速度方程可转换为等效单机-无限大功率母线系统的方程式。

利用上述公式转换变化可以推导出系统出现故障后的能量函数和系统能够保持稳定的临界能量函数。

3.2 电网等值建模

为了更好的将能量函数应用于实际工程，需建立一种适用于暂态能量函数的具有良好精度的动态实用模型，通过区域等值构造两机等值系统。

发电机参数采用加权聚合法进行等值。

式中：Mi为第i台发电机时间常数；Xi为第i台发电机等效电抗。

电网等值后可以得到两机等值模型，结果如图2所示。

模型中线路阻抗参数和发电机暂态电抗为恒定值，发电机暂态电势与等效负荷阻抗为动态值，母线电压及联络线电流、功率为实测值，等效负荷电流及机端电流为推算动态值。需要计算的基本数据有：两机系统各自等效时间常数M1与M2，联接两机系统的传输线路参数，包括等效电阻R、等效电抗X。

对等值后的模型进行暂态能量函数计算，并求取相关临界暂态能量，监测等值系统的暂态能量是否超过系统的临界能量。

3.3 浙江电网等值建模

利用电网动态等值方法可将浙江电网进行等值建模，以浙江三门核电机组作为研究系统，其余部分为外部系统，将其等值为两机系统，三门核电机组双回路接入回浦500 kV线路。选择断面如图3所示，以虚线为分界线，分为I侧和J侧。

等值过程需要提取浙江电网暂态稳定计算的数据结果。因此要在PSASP中设置网络故障，进行相关的暂态稳定计算。根据动态等值模型参数计算方法，将浙江电网中存在有效的、除核电机组以外的发电机时间常数求和得到等效发电机的时间常数，即J侧发电机时间常数M2。

3.4 三相短路接地故障

1 s时线路回浦-宁海500 kV线路发生三相短路接地，1.1 s时故障清除，分别对原系统与等值模型进行暂态稳定计算。

计算结果表明，等值模型的暂稳计算结果与实际系统暂稳计算结果基本一致，验证了动态等值建模的正确性和有效性。

通过等值建模计算了系统的稳定平衡点：

（1）稳定平衡点SEP：δ=0.010 32；

（2）不稳定平衡点UEP：δ=3.227 17；

（3）系统的电磁功率稳定值为Pm0=10.9 p.u.。

经计算可得故障下系统临界能量VCR为11.863 9 p.u.。系统的暂态能量VC未超过临界能量VCR，满足VC＜VCR。系统运行点在稳定中心，均表明系统在此故障情况下有较强的稳定性。

4 结论

建立了压水堆核电模型，将核电厂原动机设备模型以自定义模型方式与机组衔接，研究了核电机组接入电网的稳定性。

（1）建立的压水堆核电模型能够接入电网进行相关的仿真计算，且计算的结果与实际相符，验证了模型的正确性与有效性。

（2）基于时域仿真法研究了大型核电机组接入电网的稳定性。以浙江电网2016年枯水季节最大运行方式下为算例，计算了重要输电线路短路故障及“N-2”故障下的电网暂态稳定性。仿真计算结果表明：电网发生故障或扰动时，电网及核电机组仍可保持稳定运行。

（3）基于暂态能量函数法，计算分析了输电线路三相短路接地情况下的电网系统稳定性，计算结果表明系统暂态能量均未超过系统临界能量，系统运行点维持在稳定中心，系统具备较强稳定性。

[1]中国国家发展与改革委员会.核电中长期发展规划（2005～2020年）[R].2007.

[2]World Association of Nuclear Operators.WANO Significant Operating Experience Reports and the 2004 Addendum:Loss of Grid[R].2004.

[3]WANG DA OUANG.Conventional and Specil Security-Stability Measures for Power System Connected with Large Generating Units[J].Internation Conference on Power System Technology，IEEE CSEE，1991:84.

[4]赵洁，刘涤尘，吴耀文.压水堆核电厂接入电力系统建模[J].中国电机工程学报，2009，29（31）:8-13.

[5]XI SHI，JIE ZHAO HAO，DICHEN LIU.The Simulation of Pressurized Water Reactor NPP Physical Process[J].IEEE SOSE，2009:84.

[6]王大光，王凌，张榕林，等.大型核电厂接入福建省电力系统中的研究[J].福建电力与电工，1994，14（4）:8-13.

[7]赵洁，刘涤尘，吴萍，熊莉，雷庆生，杜治.新一代核电机组接入电网后的相互影响研究[C].北京：中国高校电力系统及其自动化专业第25届学术年会，2009.

[8]林诚格，郁祖盛，欧阳予.非能动安全先进核电厂AP1000 [M].北京：原子能出版社，2008.

[9]宋方方.基于广域同步信息的暂态稳定评估方法和控制策略研究[D].北京：华北电力大学，2007.

[10]刘峰，邱家驹.基于非均匀阻尼模型的二阶上界函数暂态稳定域估计方法[J].中国电机工程学报，2005，25（13）: 19-23.

（本文编辑：杨勇）

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

钟磊（1988-），男，浙江台州人，助理工程师，从事电力系统设计研究工作。