核電站主蒸汽系統(tǒng)建模與仿真研究.pdf

1、非能動(dòng)安全型核電技術(shù)以其良好的安全性和經(jīng)濟(jì)性在國(guó)內(nèi)外被廣泛采用。大型非能動(dòng)核電站的系統(tǒng)結(jié)構(gòu)和運(yùn)行特點(diǎn)與現(xiàn)役核電站有很大不同。為了給非能動(dòng)核電站的設(shè)計(jì)工作提供參考和更好地培訓(xùn)運(yùn)行人員，需要開展對(duì)非能動(dòng)核電站的仿真研究工作。國(guó)內(nèi)早已開發(fā)了一些核電站的全范圍仿真機(jī)。但對(duì)于非能動(dòng)核電站，目前絕大部分仿真研究工作是與主冷卻劑系統(tǒng)和非能動(dòng)安全系統(tǒng)相關(guān)的，對(duì)非能動(dòng)核電站常規(guī)島部分的仿真研究工作還很少。本文的研究對(duì)象主蒸汽系統(tǒng)是常規(guī)島內(nèi)的重要系統(tǒng)，所開

2、發(fā)的主蒸汽系統(tǒng)仿真模型對(duì)于系統(tǒng)設(shè)計(jì)和運(yùn)行人員培訓(xùn)具有一定參考價(jià)值。
　　本文使用兩相流圖形化建模工具JTopmeret建立了非能動(dòng)核電站主蒸汽系統(tǒng)仿真模型。仿真范圍從蒸汽發(fā)生器出口到汽輪機(jī)低壓缸排汽。主要包括主汽輪機(jī)系統(tǒng)、汽水分離再熱系統(tǒng)、汽輪機(jī)旁路系統(tǒng)和疏水系統(tǒng)等子系統(tǒng)。使用FORTRAN語(yǔ)言編程開發(fā)了汽輪機(jī)轉(zhuǎn)速計(jì)算模塊和轉(zhuǎn)速控制模塊，將其與JTopmeret生成的模塊連接并參與計(jì)算。在此基礎(chǔ)上，將主蒸汽系統(tǒng)仿真模型與其他系統(tǒng)的

3、仿真模型連接形成非能動(dòng)核電站全范圍仿真模型。此外，在本文中還使用了操作與顯示界面設(shè)計(jì)工具 JDesigner設(shè)計(jì)完成了主蒸汽系統(tǒng)的人機(jī)界面，可以方便地監(jiān)視系統(tǒng)重要參數(shù)的變化情況。
　　為了驗(yàn)證仿真模型的合理性，首先對(duì)仿真模型進(jìn)行了穩(wěn)態(tài)滿功率的測(cè)試，計(jì)算結(jié)果顯示主要參數(shù)的仿真精度滿足要求。然后進(jìn)行了從90％滿負(fù)荷線性升功率至100％滿負(fù)荷，從100％滿負(fù)荷階躍降低至96.5％滿負(fù)荷的瞬態(tài)測(cè)試，結(jié)果表明主要參數(shù)的變化趨勢(shì)合理。最后選取