压水堆核电厂接入电力系统建模.pdf

第29卷第31期
中国电机工程学报
Vol29 No3 Noy. 5. 20
82009年11月5口
Proceedings of the CSEE
C: 2009 Chin. Soc. for Elec. Eno
文章编号:0258-8013(2009)31-0008-06中图分类号:TM623.7;TL423文献标志码:A学科分类号:470,40
压水雊核电厂接入电力系统建模
赵洁,刘涤尘',吴耀文2
(1.武汉大学电气工程学院,湖北省武汉市430072;2.湖北省电カ公司,湖北省武汉市430077
Modelling of Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant
Integrated Into Power System Simulation
ZHAO Jic. LIU Di-chcnl WU Ya0-wcn?
(1. School of Eleetrical Enginccriny, Wuhan University, Wuhan 430072, Lubei Province, China
2. Lubei Eleciric Power Company, Wuhan 430077, Lubei Provincc, China)
ABSTTR
lyze the interactions between powe
用户定义建模:仿真
system and system interconnected nuclear power plant (Npp)
0引言
the mathematical modcl o! pressurized water reactor PWR)
NDP were established by the user-defined modelling function
中国正大力发展核电,核电接入电力系统后
of power system analysis software package( PSASP.The将与系统之间产生重大影响2?。核电机组的扰动公
motivity part of PWR NPP was treatcd as turbine spcc造成电网的波动。核电机纽的突然负荷或者切
overnor of PSASP generator model. The model can be
将导致系统失去较大功率,对系统稳定、电压和频
integrated into power systcm simulalion and was applicable to
calculating the dynamic process of interaction between PWR
率都会造成冲击;同时,核电机组对系统电压和频
NPP and power system. Calculation results of PWR NPP卒的波动非常敏感。电网故障扰动可能导致核电机
sclf-slability. self-regulalion charactcristics and responses to组切机,而核电机组切机后导致的有功和无功的缺
fault in single machine infinite bus system proved the model口,将使系统故障进一步恶化。核电机组在系统断
validity in PSASI:. In addition, due to temperature and线故障、短路故障、电压波动等情况下的特性,需
oisoning negalive feedback. NR NPP can withstand cerlain结合其具体数学模型进行研究。
disturbances including step power. If power system fault were
目前已存在一些压水堆核电厂的数学模型,按
removed quickly enough, the intcraction cffects between Po其日的性可分为2类:一类是主要用于培训核电
systcm and NPP are insignificant
工作人员的仿貞器9,它们建立了详细的核电厂控
KEY WORI; pressuri/ed waler reactor nuclear power plant制和保护系统模型:另一类是川于研究核电厂与电
power system; power system analysis sottware package
力系统中长期动态过程的模型或仿真程序0?。这
(PSASP); uscr-delined modeling; simulation
些模型考虑的坏节较多,阶数较高,一般超过20
摘要:为研究核电厂接入电力系统后二者之间的相互影响,阶,最高达到50多阶,不易实现,可适当简化
利用电力系统分析综合程庁( power system analysis software如稳压器对研究核电厂与电力系统影响无实质性
package, PSASP)的用户自定义建模功能建立压水堆
( pressurized water reactor,PWR)核电,厂主要环节的数学模
意义,则可以忽略,控制保护系统也可简化。本文
型。该模型将压水堆核电厂动力部分作为发电机湖速器,可建立适用于研究核电接入系统后相工影响的压水
与电力系统迁接,计算核电厂与电力系統之间的动态过程
堆核电厂简化模型。
在 PSASP中使用该模型计算核电机组的自稳定性、自调节
电力系统分析综合程序是由中国电力科学
性和接入单机无穷大系统的故障响应,验证了模型的正确性研究院编写、可进行电力系统各种计算分析的程
和适用性。此外,由于压水堆的负温度效应,核电机組可承序?。利用 PSASP的用户自定义功能,可建立
受一定的外部干扰和功率阶妖。若电网故障切除退速,核电个压水堆核电厂用心自定义模型。该模型能与电力
J与电力系统之间的相互影响很小。
系统连接,可计算孤立核电厂的内部响应,也可计
关键词:压水堆核电厂;电力系統;电力系统分析综合程序;算核电厂接入电力系统后二者之间的动态响应
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