600MW压水堆核电站负荷跟踪运行仿真研究

摘要

随着我国核电领域的快速发展，东南沿海部分地区的核能发电量占电网发电总量的比例不断提高。因此，在电网根据不同用电需求而进行的调峰期间，上述地区的核电机组也需要配合电网进行必要的负荷跟踪运行。
　　本文以秦山二期核电站为参考，研究600MW压水堆核电站的负荷跟踪运行过程。针对核电站相关系统和设备，利用热工瞬态计算程序RELAP5/MOD3.4建立了仿真模型。在对仿真模型进行初始化调试后，测试了该模型对典型的“12-3-6-3”日负荷跟踪运行以及其他变工况瞬态运行的仿真效果。在“12-3-6-3”负荷跟踪方案下的大破口失水事故计算中，分别分析了两种初始工况下大破口失水事故发生后的瞬态过程，计算了燃料元件包壳温度随时间的变化。
　　经计算表明，稳态仿真结果与电厂实际运行数据相符。控制系统模型与热工模型形成闭环连接后，模型具备模拟典型的“12-3-6-3”日负荷跟踪运行过程以及“负荷5％FP/min线性变化”、“负荷10%FP阶跃变化”等变工况瞬态运行能力。在模拟“12-3-6-3”日负荷跟踪运行方案下的大破口失水事故中，两种初始工况下的燃料元件包壳温度并未超过1204℃限值，满足第四类工况验收准则中的相应要求。

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第1章 绪论

1.1研究背景及意义

1.2国内外研究现状和发展趋势

1.3论文研究内容和主要工作

第2章 负荷跟踪运行下的反应堆功率控制原理

2.1压水堆功率分布控制

2.2 反应堆运行模式

2.3 本章小结

第3章 负荷跟踪运行下的反应堆一回路系统仿真

3.1压水堆日负荷跟踪方案

3.2一回路系统热工模型的建立与调试

3.3一回路系统控制模型的建立与调试

3.4仿真模型的动态性能验证

3.5本章小结

第4章 典型负荷跟踪运行模式下的失水事故分析

4.1失水事故概述

4.2大破口事故分析

4.3计算结果分析

4.4本章小结

结论

参考文献

攻读硕士学位期间发表的论文和取得的科研成果

致谢