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電網瞬態(tài)對壓水堆機組運行的風險分析

文檔作者：丁衛(wèi)東，鄭建鋒2 文檔來源： 1.核動力運行研究所 2.山東核電有限公司		點擊數：	更新時間： 2023年03月23日
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Nuclear Power Safety
核電安全
電網瞬態(tài)對壓水堆機組
運行的風險分析
丁衛(wèi)東，鄭建鋒2
(1.核動力運行研究所，湖北武漢430223；2.山東核電有限公司，山東海陽265116)
摘要：文章分析了電網瞬態(tài)對壓水堆機組運行潛在的不利影響，并提出了相應的預案，目的是為了
使反應堆操縱員能對電網瞬態(tài)及時做出正確的響應，并且為操縱員提供足夠的操作指導，保守地監(jiān)
控壓水堆機組運行。
關鍵詞：電網瞬態(tài)；壓水堆機組；處理預案
中圖分類號：TM623文獻標志碼：A文章編號：1674-1617(2013)03-0268-07
Analysis for the Risk of Grid Transients on PWR Nuclear
Power Plant Operation
DING Wei-dong', ZHENG Jian-feng'
(1. Research Institute of Nuclear Power Operation, Wuhan of Hubei Prov.
430223, China; 2. Shandong Nuclear Power Co., Ltd., Haiyang of
Shandong Prov. 265116, China)
Abstract: An analysis for the potential adverse effects of grid transients on PWR nuclear power
plant operation is performed,and the treatment plan is put forward in this paper,with an
aim to ensure the operators to respond timely and correctly to the grid transients. Sufficient
operation directions are also provided for the operators to conservatively monitor the operation of
PWR nuclear power plant.
Key words: grid transients; PWR nuclear power plant; treatment plan
CLC number: TM623 Article character: A Article ID: 1674-1617(2013)03-0268-07
由于各種復雜的原因，操縱員的遲疑或誤判
電能的同時，本身也會受到電網工況的影響。電
斷可能會導致核電廠的重大損失，例如三哩島核
網發(fā)生瞬態(tài)時，核電機組除了面臨常規(guī)電廠所遇
事故和切爾諾貝利核事故就是這種情況。在極為
到的諸如汽輪發(fā)電機應力等問題外，還要面對核
復雜和緊張的時刻，操縱員的冷靜而正確的判斷
安全與運行操作上的問題。文章主要闡述電網發(fā)
和對機組的有效控制是至關重要的。
生瞬態(tài)時壓水堆機組運行的特點、不利因素和運
核電機組與其他發(fā)電機組一樣，向電網提供
行策略。
售日期：2013-03-21
看介：丁衛(wèi)東(1968-)，男，江西萍鄉(xiāng)人，高級工程師，工學碩士，從事核電廠操縱人員執(zhí)照考核試題編制和研究，
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中國核電
CHINA NUCLEAR POWER
第6卷第3期2013年9月
核電安全
1反應堆的運行特點
增大，使p將變?yōu)樨撝担琍將下降。
反應堆是通過核燃料中的可裂變核素發(fā)生
6)t→∞時，達到新的穩(wěn)態(tài)，P1=P2,但此
裂變反應來產生能量的，由于每次裂變反應所放
時T低于原來數值。
出的能量都約為200MeV,所以反應堆的功率P
由以上分析可知，二回路功率P(汽輪機
(堆功率)取決于單位時間內發(fā)生裂變反應的次
加上旁路排放等的負荷)的變化，會影響到反
數，而反應次數又正比于核燃料內的可裂變核素
應性，從而引起一回路功率P1(反應堆功率)
濃度N和中子通量的乘積，即：
的變化。
借助反應堆自穩(wěn)性可以使一回路功率等于二
P∝N1·
回路功率，但不能保證使一回路平均溫度等于控
其中，可裂變核素濃度N在核燃料出廠時已
制方案中的平均溫度整定值，因此還需要設置其
確定，隨著運行時間的推移而逐漸降低，但下降
他調節(jié)反應性的手段。
速度緩慢，在運行瞬變中可以不考慮其影響；實
核電廠壓水堆在堆芯裝載時就具有很大的過
際上我們通過控制反應堆的中子通量來控制堆
剩正反應性，運行中用以控制反應性的手段一般
功率P。
有控制棒、可溶硼、可燃毒物等，它們都是強中
影響中子通量的因素很多，我們用有效增殖
子吸收體，向堆芯引人反應性。此外核燃料的多
系數K和反應性p來表征諸多因素對中子通量的
普勒效應、慢化劑溫度效應、空泡效應、毒物濃
綜合影響效果：
度等因素對反應性的影響也很大。
當K<1(p<0)時，說明反應堆處于次臨
界，和P都在下降；
2核安全對機組運行控制的限制
當K=1(p=0)時，說明反應堆處于臨
如前所述，保證核安全是核電廠進行一切生
界，和P維持不變；
產運行活動的前提，為此制定了經國家核安全局
當K>1(p>0)時，說明反應堆處于超臨
批準的技術規(guī)范，規(guī)定了核電機組正常運行期間
界，和P都在上升。
必須采用的技術規(guī)則。嚴格遵守技術規(guī)范能保證
如要增加堆功率時需引入正反應性，反之
在發(fā)生故障或事故時那些安全重要系統(tǒng)的正確運
需引人負反應性，穩(wěn)定堆功率時則需使反應性
行，將事故后果限制在可以接受的范圍內。我們
為零。
所討論的電網瞬態(tài)是在必須遵守技術規(guī)范的前提
反應堆功率的變化實際上是通過反應性的變
下展開的。
化來實現的。在不進行任何其他調節(jié)的情況下，
為了避免放射性物質對環(huán)境的失控排放，在
二回路功率升高時，堆芯反應性如何使一回路功
設計上使用了三道獨立的實體屏障來包容這些放
率升高。
射性物質，可以說核電廠所設置的安全設施都是
1)t=0時：P10=P20, Tavg-Tavgo, p=0。
為了保障這三道屏障的完整性。核燃料包殼就是
2)t=0+△t時：P1=P2,T將逐漸下降，這
其中的第一道屏障，它是一層厚度僅為0.57mm
是因為反應堆產生的功率小于需求功率，差額表
的鋯-4合金，其完整性取決于多種因素，如熱應
現為攝取一回路熱量。因為主冷卻劑對反應性
力、包殼與燃料元件之間的相互作用、溫度、疲
的溫度系數是負的，T降低時導致反應堆超臨
勞損傷等。
界，使P上升。
包殼保護的最終目標是防止其燒毀，即防止
3)t=t1時：多普勒效應產生負反應性，抵消
包殼溫度超過1204℃。但是，包殼溫度無法測
慢化劑的溫度效應，總反應性將下降。
量，所以必須轉而尋找包殼燒毀的原因。研究表
4)t=t時：由于P增加，使T將回升。
明，下列情況下包殼就要燒毀：
5)t=t時：P1的數值超過P的新值，反應性
1)燃料芯部溫度達到熔點2800℃。
p趨于零。由于多普勒效應產生的負反應性繼續(xù)
2)包殼表面出現沸騰危機(DNB)現象。
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Nuclear Power Safety
核電安全
由于上述參數不可測量，但可通過有關參數
運行規(guī)程沒有覆蓋的電力系統(tǒng)初始瞬態(tài)有：
計算后給出超溫△T和超功率△P來表征。這些參
電網頻率下降或上升，電網自動重合閘動作成
數有堆芯進出口溫差、熱慣性、主泵轉速、中子功
功，自動重合閘不成功并造成電網解列，電網低
率軸向偏差、穩(wěn)壓器壓力等。這兩個保護是極其
電壓故障等瞬態(tài)。
重要的，它是針對第一、第二道屏障而設置的。
文章著重分析運行規(guī)程沒有覆蓋的電力系
統(tǒng)瞬態(tài)對機組運行的影響，為操縱員提供簡單明
3研究的參考機組
了、切實可行的操作預案，從而盡量避免忙中出
本文以壓水堆(PWR)M310機組為例，分
錯，減少人因失誤。
析電網瞬態(tài)對壓水堆機組運行的影響。反應堆控
制系統(tǒng)采用G模式，其特點是設有溫度調節(jié)棒組
5電網頻率下降或上升
(R棒組)和功率補償棒組(G棒組)，通過調節(jié)
電網頻率下降是由于電網內部分電廠解列造
R棒組、調節(jié)G棒組和調節(jié)硼濃度來協(xié)調控制反應
成電網內其他動力設備負荷增加，在各機組出力
性，使電站具有快速跟蹤負荷變化的能力。
增加后仍然不能滿足電網負荷的需要時，頻率就
會下降。正常情況下調度會根據當時的頻率決定
4電網瞬態(tài)
甩掉一些負荷以恢復電網頻率，但不排除頻率不
電力系統(tǒng)瞬態(tài)是指電力系統(tǒng)受到大的擾動
能很快恢復的可能。
時，表征系統(tǒng)運行狀態(tài)的各種電磁參數都要發(fā)生
5.1電網頻率下降瞬態(tài)的風險分析
急劇變化。引起電力系統(tǒng)的擾動的原因主要有下
電網頻率下降時，導致主泵轉速下降，一回
列幾種：
路流量下降。
1)負荷的突然變化，如投入或切除大容量
在一回路流量逐漸下降期間，在這個瞬態(tài)
的用戶等；
工況的最初時刻，由燃料傳送到冷卻劑的熱量、
2)切除或投入系統(tǒng)的主要元件，如發(fā)電
一回路壓力和堆芯入口水溫變化不大。結果，堆
機、變壓器及線路等；
芯的人口和出口水的焓差與堆芯冷卻劑流量成反
3)發(fā)生短路故障。
比變化，因為蒸汽含量上升，并且流量下降。因
本文研究的電網瞬態(tài)的選?。河械碾娏ο到y(tǒng)
而臨界熱流密度下降。出現膜態(tài)沸騰的概率增大
的擾動可能會觸發(fā)自動停機停堆或導致機組孤島
(燒毀比下降)。于是，就可能出現燃料元件包
運行，反應堆操縱員就會根據運行規(guī)程作出迅速
殼破裂事故，并導致放射性產物釋放到一回路冷
反應，糾正工況偏離，并采取必要的行動來避免
卻劑中。
或減輕可能產生的后果。有的電力系統(tǒng)的短暫擾
在一回路流量降低速度很快的情況下，在堆
動可能不會立即觸發(fā)自動停機停堆，則故障的正
芯所有最熱的通道將出現沸騰，并引起壓頭損失
確判斷和機組的控制就顯得尤為重要，否則，有
增大，從而導致通過堆芯的流量下降速度更快。
可能使機組偏離技術要求，進而可能導致機組運
此外，在這些工況下，一回路壓力將迅速上升，
行演變過程未必與預定的后續(xù)規(guī)程相符。以下將
這將可能引起一回路機械損傷。在蒸汽發(fā)生器內
對這兩類故障加以區(qū)分。
的傳熱效率下降，將加劇一回路壓力上升。
核電廠運行規(guī)程覆蓋了的電力系統(tǒng)瞬態(tài)有：
(1)可能導致C3(偏離泡核沸騰裕量小)信
廠外主電源喪失（進入I2.1規(guī)程），廠外電源完
號產生
全喪失（進入I2.2規(guī)程），廠外電源喪失+LHP
電網頻率下降時，導致主泵轉速下降，一回
不可用（進人I4.A規(guī)程），廠外電源喪失+LHQ
路流量下降，堆芯冷卻效果不良，可能導致C3
不可用（進入I4.B規(guī)程），電網故障引起的機組
(偏離泡核沸騰裕量小)信號產生，該信號是由
甩負荷后孤島運行（進入I5規(guī)程）。
一回路冷卻劑熱、冷段溫差超過超溫△T值時
產生的，在超溫△T保護動作前1℃時觸發(fā)，C3
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中國核電
CHINA NUCLEAR POWER
第6卷第3期2013年9月
核電安全
信號閉鎖手動和自動提控制棒，且觸發(fā)汽輪發(fā)
至1365r/min時（且P存在時），導致緊急停
電機200%P/min的速率自動減負荷，每次持續(xù)
堆。由于汽輪機調節(jié)系統(tǒng)在頻率下降時為維持機
1.5s,兩次中間停28.5s。目的是限制偏離泡核
組額定轉速而將汽門全開，孤島運行后機組只帶
沸騰比DNBR過小。
了約5%的負荷，汽門關小需要時間，汽輪機轉速
汽輪機減負荷對電網頻率的穩(wěn)定更不利，
上升，頻率上升，電壓升高，操縱員應手動減少
但出于對反應堆的保護考慮，只能閉鎖控制棒提
汽門開度，直到汽輪機轉速恢復正常，自動勵磁
升，禁止提棒引入正反應性，同時減少汽輪機負
系統(tǒng)調節(jié)發(fā)電機電壓至額定值。此后汽輪機負荷
荷以平衡一、二回路功率。
手動控制，必須加強對機組的監(jiān)視，并聯系電網
(2)可能觸發(fā)超溫△T保護
調度，一旦故障消除，盡快實現并網，汽輪機負
若上述C3信號未觸發(fā)或通道故障，由于電網
荷自動控制。
頻率下降，主回路流量偏低，有觸發(fā)超溫ΔT緊
如果此時機組處于壽期末，則氙毒比較大，
急停堆保護動作的風險。
而慢化劑溫度效應更是壽期初的好幾倍，因此氙
當主泵轉速下降時，主回路流量偏低，由超
振蕩特別明顯，△I很難控制，△超出I區(qū)使得
溫△T(與△T,比較)提供緊急停堆保護，防止
堆芯出現不可控氙振蕩的風險增大，可能導致機
DNBR下降。這樣就能保證在任何情況下，都能
組的核安全水平嚴重降低。因此，機組速降負荷
保持燃料元件處于合適的發(fā)熱狀態(tài)和包殼與冷卻
至孤島運行的過程中，操縱員應該注意遵守技術
劑之間有良好的熱傳導。
規(guī)范關于△I的控制。
(3)可能觸發(fā)主泵轉速低緊急停堆保護
(2)電網頻率上升
若上述C3信號和超溫△T保護未動作，且電
汽輪機調速系統(tǒng)處于自由狀態(tài)時，由于二
網頻率繼續(xù)下降，導致主泵轉速降至1365r/min
回路功率變化大，且主泵轉速電網頻率上升而
且P允許信號同時存在時(P即反應堆核功率P
上升，操縱員要密切注意一回路溫度變化，多
>10%P),會觸發(fā)反應堆停堆。目的是防止堆
普勒效應、慢化劑溫度效應可能使反應堆核功
芯偏離泡核沸騰。
率上升。
5.2電網頻率上升瞬態(tài)的風險分析
電網頻率上升時，導致主泵轉速上升，一回
6電網自動重合閘動作成功
路流量上升，堆芯冷卻效果變好，把超溫△T保
6.1短電網故障瞬態(tài)的風險分析
護整定值增加一些，由于溫度效應同時會給反應
電網是將許多個“節(jié)點”連接起來構成的
堆引入正反應性。
一個網絡，各個電廠和變電站就是其中的“節(jié)
一回路流量上升，堆芯冷卻效果變好，將引
點”，每兩個“節(jié)點”是通過高壓斷路器連接
起堆內中子通量密度上升，它表現為燃料溫度上
的，在這些連接發(fā)生短路或接地時，兩端的斷路
升。最后，反應堆穩(wěn)定在大于初始功率的新的功
器將自動斷開，保護電網其他部分不受影響。同
率水平。這個事件本身并不危險，但是，在這些
時，這些斷路器具有自動重合閘功能，在其保護
初始條件下發(fā)生這種事故所造成的后果可能超過
范圍內的線路發(fā)生短路或接地時斷開，隨后進行
設備的設計值。
一次自動重合閘，如果故障在重合閘期間已經消
5.3處理預案
失（雷擊引起短路），重合閘成功，電網恢復正
(1)電網頻率下降
常。我們稱這種現象為短電網故障。
當操縱員發(fā)現汽輪機轉速及主泵轉速下降
短電網故障如果發(fā)生在與機組相鄰的電網線
時，應聯系調度查詢電網情況，并密切監(jiān)視機
路上，并且機組在自動負荷控制情況下，則故障
組，必要時根據調度指示協(xié)助恢復電網頻率，不
發(fā)生時，機組負荷短時間內將大量減少（視機組
要擅自開大汽輪機主汽門。如果頻率不斷下降，
負荷在各個電網線路上的分布而定)，C7A將出
操縱員要做好孤島運行的準備，避免主泵轉速降
現，GCT-C閥門會打開，汽輪機轉速上升，汽輪
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Nuclear Power Safety
核電安全
機調門關小，斷路器自動重合閘成功后，機組重
GCT-C閥門開啟。另外，在控制棒下插、堆功率
新帶上剛才的負荷，汽輪機轉速下降，GCT-C閥
下降之前，由于汽輪機調節(jié)系統(tǒng)自動調節(jié)作用存
門關閉，汽輪機調門開大。整個過程中，均是通
在，雖然汽輪機轉速（負荷下降時）的上升要求
過汽輪機調節(jié)系統(tǒng)自動調節(jié)實現的。C7A:汽輪
調門關小，但是由于目標負荷較高以及升負荷速
機在2min內甩負荷>15%P,允許開啟第一、二
率存在，又會要求調門開大，因此，調門無法在
組閥。
自動的情況下有效調節(jié)供汽量，汽輪機轉速將不
發(fā)生短電網故障時，汽輪機調節(jié)系統(tǒng)關小
斷上升，有觸發(fā)汽輪機超速保護動作的風險。
汽輪機調門，二回路壓力升高，旁路排放系統(tǒng)按
7.2處理預案
廠荷工況開啟排放閥。如果電網故障排除，汽輪
操縱員應利用下位機手動降低汽輪機轉速
機調門將重新開大。由于排放閥關閉需要一定時
到3000r/min,然后恢復上位機自動負荷控制
間，可能由于蒸汽流量高和二回路蒸汽壓力低，
AUTO/YES(轉自動時上位機自動負荷控制處
有觸發(fā)安注及緊急停堆的風險。
于HOLD狀態(tài))，修改目標負荷與當前負荷一
二回路蒸汽壓力下降且蒸汽流量增加，一
致，按RELEASE/YES投上位機自動負荷控制，
回路平均溫度下降。由于壓水堆慢化劑的負溫度
并在GCT-C閥門關閉后復位C7AorC7B信號。
系數，冷卻劑溫度的降低便引入了正反應性，反
負荷變化時利用多種手段協(xié)同控制反應性，
應堆核功率會上升。為保證足夠的停堆深度，需
以優(yōu)化△I的控制，使△I盡量沿參考線運行。
引人負反應性，故要啟動安注且緊急停堆，注入
機組穩(wěn)定后，操縱員要做的工作是聯系電網
21000μg/g的高硼水。
調度詢問電網情況，并在接到電網通知“可以升
6.2處理預案
負荷”時，將機組負荷升至要求負荷。
安注啟動后，向一回路注入低溫的濃硼水，
冷卻劑溫度的急劇降低給一回路主設備的材料帶
8電網電壓下降
來不利影響。GCT排放系統(tǒng)采取了兩項措施避免
8.1電網電壓下降瞬態(tài)的風險分析
這種不必要的安注：
1)當汽輪機壓力（代表汽輪機負荷）大于
外電網發(fā)生低電壓故障時，機組在AER自動
50%時，禁止排放功率較大的第3組排放閥開啟：
勵磁調節(jié)的情況下，會自動提高勵磁電流，提高機
組的無功輸出，如果操縱員不干預，將可能會出
2)電網故障排除后汽輪機負荷增加到50%時
現下列現象：
開始的數秒之內，禁止1、2、4組排放閥快開。
1)出現“發(fā)電機組的運行P-Q圖超出運行
短電網故障消失后，操縱員要恢復機組穩(wěn)
范圍”報警，其潛在后果是發(fā)電機轉子過熱。
定，確認汽輪機調節(jié)正常，轉速維持在3000r/
2)發(fā)電機過激磁保護可能會自動動作，自
min。如果GCT-C閥門已關閉，應復位C7A信
動減勵磁。如果10s后仍然存在過激磁將產生保
號。隨后詢問電網調度，確認電網恢復穩(wěn)定。
護動作既自動滅磁的同時跳開發(fā)電機的負荷開
關，這樣對電網來講是個惡性循環(huán)，勢必導致電
7自動重合閘不成功并造成電網
網電壓的繼續(xù)下降，有可能造成整個電網的大范
解裂
圍停電。
7.1自動重合閘不成功瞬態(tài)的風險分析
3)可能出現發(fā)電機轉子冷卻不足報警，要求
當電網某部分發(fā)生故障，造成電網甩掉部分
操縱員降功率。
4)如果電網電壓繼續(xù)下降，發(fā)電機低電壓一
負荷時（斷路器自動重合閘不成功），電網就變
段保護動作0.7U延時2.5s產生發(fā)電機三級保
成了“小”電網。在這種情況下，機組處于自動
控制，由于實際負荷突然變小，負荷參考值也變
護動作，機組進入孤島運行狀態(tài)。
小，汽輪機調門快速關小，C7AorC7B出現，
5)由于電網電壓的繼續(xù)下降將有可能產生
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中國核電
CHINA NUCLEAR POWER
第6卷第3期2013年9月
核電安全
下列報警和動作。發(fā)電機低電壓二級保護可能動
度變小，直到報警消失或P一Q圖在允許的范圍內
作，即在發(fā)電機低電壓一段保護不能正確動作的
即可，可以連續(xù)的對主變分接頭進行調整，但是應
情況下發(fā)生發(fā)電機一級保護動作。
該注意主變分接頭調整時現場應該派人檢查其三
6)由于電網電壓的下降導致兩臺反應堆
相動作的一致，防止發(fā)電機組負序保護動作（主
冷卻劑泵轉速低+P允許信號觸發(fā)反應堆緊急停
變分接頭差三步就會引發(fā))。
堆，即機組功率大于10%P與兩臺反應堆冷卻劑
如果電網電壓仍然持續(xù)下降，在調整主變分
泵流量低于88.8%。保護的目的：防止一回路流
接頭已經無效的情況下發(fā)電機的無功仍然無法在
量偏低導致反應堆功率不能及時導出，而引起反
P一Q圖的正常范圍內，可以通過直接減少勵磁電
應堆燃料和包殼溫度上升。
流的方式繼續(xù)將機組控制在P一Q圖內運行。這項
7)一臺反應堆冷卻劑泵流量低+P允許信號
操作的風險有：如果不密切監(jiān)督機組相關參數的
觸發(fā)反應堆緊急停堆，即機組功率大于30%P與
變化趨勢，可能會危機機組安全運行；如果此時
兩臺反應堆冷卻劑泵流量低于88.8%。保護的目
電網電壓能夠恢復還好，如果不能及時恢復而機
的：防止一回路流量偏低導致反應堆功率不能及
組出現孤島運行情況，發(fā)電機的出口電壓有可能
時導出，而引起反應堆燃料和包殼溫度上升。
較低，需要手動進行調整。
8)整個發(fā)電廠所有的異步電動機的轉速下
上述操作的目的是盡量穩(wěn)定機組，避免機組
降，將產生熱阱冷卻方面的異常，如冷凝器的真
的保護動作，對電網做一定的貢獻，同時保護機
空，SEC/RRI(重要廠用水系統(tǒng)/設備冷卻水
組的安全。
系統(tǒng))的出力不足，SRI(常規(guī)島閉路冷卻水系
在執(zhí)行電網電壓恢復的規(guī)程時，操縱員應
統(tǒng))的流量受影響一系列的問題。
該及時響應以避免發(fā)電機進相運行，此時通過調
9)發(fā)電機組失步保護可能動作，機組進入
整勵磁電流是緩慢的效應，調節(jié)主變的分接頭是
孤島運行狀態(tài)。在電網電壓恢復的過程中，由于
快速的效應，可以根據電壓恢復的速度進行選
事先已經做過干預，因此在恢復的過程中如果不
擇，比較現實的可能是電壓恢復極快，那么操
做及時的干預將出現機組進相運行，即發(fā)電機向
縱員將不得不采用調整主變分接頭的方式來響
電網吸收無功，首先這對大型發(fā)電機組是不允許
應，操作的方法是將主變分接頭朝與此前相反的
的，將出現一個建議停機的指令，也有可能造成
方向調整。
發(fā)電機組由于滑極（失步）保護而跳閘。
在恢復電壓的過程中不能輕易地將勵磁調
在電網電壓下降的情況下，無論是一個瞬態(tài)
節(jié)投自動，否則可能會出現發(fā)電機進相運行的
的過程還是一個緩慢的過程都會引發(fā)“發(fā)電機組
現象。
的運行P一Q圖超出運行范圍”這個報警，因瞬
以上這些都是我們不希望看到的，因此在
態(tài)引發(fā)報警的原因是在電力系統(tǒng)穩(wěn)定器投入的情
電網發(fā)生低電壓故障的情況下必須采取必要的
況下會引起發(fā)電機勵磁自動調節(jié)器AER系統(tǒng)的強
措施：
勵動作，如果電壓下降的幅度已經到了相關保護
1)在發(fā)電機組允許的情況下應該盡量提高
動作，那么機組已經進入孤島運行狀態(tài)。緩慢的
無功輸出，以便對電網電壓的恢復提供有益的貢
電壓下降會由于AER自動勵磁調節(jié)的跟蹤逐漸增
獻，這樣做對電網非常有利，因為在外電網電壓
加發(fā)電機的勵磁電流，由此引起發(fā)電機組的運行
持續(xù)下降而無法恢復的情況下，有可能造成整個
P一Q圖超出運行范圍。
電網的崩潰，核電機組也不得不進入孤島運行，甚
8.2處理預案
至停機停堆。
根據報警卡的要求，操縱員要使主變的分接
2)在提高無功輸出的同時監(jiān)視好發(fā)電機組，
頭朝向上的方向移動，（關于這一點在理論分析
因為一旦機組發(fā)生跳閘，將導致電網電壓下降的惡
與實際操作上有差別)這樣操作的目的是使主變
性循環(huán)，連累到另1臺機組的安全穩(wěn)定運行。
的變比減小以期待電網電壓下降對機組的影響程
3)適當增加另1臺機組的無功輸出再通過調
273
Nuclear Power Safety
核電安全
整主變的抽頭來穩(wěn)定節(jié)點電壓水平。
for Main Electric Equipment[M]. Beijing: China
4)對機組適當進行減載操作是有意義的，
Electric Power Press, 2002.)
使發(fā)電機在同樣的定子輸出電流的情況下有效增
[3]大亞灣核電運營管理有限責任公司培訓中心，大亞
灣核電站運行教程[M],2008,12.(Thetraining
加無功部分的分量，不會因此產生發(fā)電機出口過
center of Daya Bay Nuclear Power Operations
電流和導致發(fā)電機定子線圈過熱。
and Management Co., Ltd. Operation tutorial
無論是在電壓下降還是電壓在恢復的過程中
for Daya Bay NPP[M]. 2008,12.)
操縱員都必須在控制臺上進行必要的干預，否則
[4]
大亞灣核電運營管理有限責任公司培訓中心大亞
都有跳機跳堆的風險。
灣核電站事故規(guī)程解讀[M].北京：原子能出版社，
2007. (The training center of Daya Bay Nuclear
9結束語
Power Operations and Management Co., Ltd.
Accident regulations for Daya Bay NPP[M].
操縱員首要的任務是確保關鍵安全功能放在
Beijing: Atomic Energy Press, 2007.)
很重要的地位。電網的瞬態(tài)雖然種類繁多，所帶
[5]
Westinghouse Electric Corperation. PWR Plant
System Information, 1981.
來的潛在風險究其實質不過是可能導致功率失控
[6]
John wiley &amp;amp; Sons Ltd. Transients in Power
和堆芯的冷卻能力喪失。電網的某些漸變瞬態(tài)或
Systems, Lou van der Sluis (2001).
小瞬態(tài)也許不能及時診出，如果等到異常工況演
[7]
沈善德，著.電力系統(tǒng)辨識[M].北京：清華大學出
進到比較明顯階段才能為操縱員所察覺，在緊張
版社， 1993.(SHEN Shan-de. Identification of
的情形下可能導致操縱員誤判斷，使工況進一步
Electric System[M]. Beijing: Tsinghua University
惡化。探討電網瞬態(tài)給核電機組可能帶來的潛在
Press, 1993.)
[8]
鄭福欲，編著.壓水堆核電廠運行物理基礎[M].北
風險并研究和演練應對措施，提高操縱員在電網
京：原子能出版社，1995.(ZHENGFu-yu.
發(fā)生復雜的瞬態(tài)時對機組的控制能力，可以預防
Fundamentals of PWR NPP Operation Physics
或減輕不可預見的事故后果。
[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 1995.)
操縱員分析和處理機組異常運行的能力直
[9]
丁衛(wèi)東.電網低電壓故障對核電機組的影響及處理
接關系到核電廠的安全，這種能力只有通過不斷
預案[J].核動力運行研究，24(3).(DINGWei-
地培訓來保證和維持，應當加強操縱員的安全素
dong. The impact of power grid low voltage
failure on nuclear power plant and pre-arranged
養(yǎng)培訓、心理培訓和技術培訓，使他們能隨時掌
treatment plan[J]. Nuclear Power Operation
握核電廠的狀態(tài)，并充分認識自己的任何動作對
Reserach,24(3).)
安全的影響，任何時候都不違背運行規(guī)程。還要
[10]毛正宥，丁衛(wèi)東.核反應堆平衡氙毒反應性隨燃耗的
使他們在任何情況下都能冷靜地分析和判斷事
變化[].核動力運行研究，24(3).(MAOZheng-
態(tài)，不會被不完全的數據或不正確的思維方向引
you, DING Wei-dong. Change of equilibrium
入歧途。
xenon poison reactivity with the burnup of
reactor[J]. Nuclear Power Operation Research,
24(3).)
參考文獻：
[11]毛正宥，丁衛(wèi)東，核反應堆的動態(tài)周期[].核動力
[1]黃純華，主編.大型同步發(fā)電機運行[M].北京：
運行研究，25(2).(MAO Zheng-you,DING
水利電力出版社，1992.(HUANGChun-hua.
Wei-dong. The dynamic periodicity of nuclear
Operation of Large Synchronization Generator[M].
reactor[J]. Nuclear Power Operation Research,
Beijing: China Water Power Press, 1992.)
25(2).)
[2]王維儉，編著.電氣主設備繼電保護原理與應用
[12] WANO SOER 1999-1, How to Review WANO
[M].北京：中國電力出版社，2002.(WANGWei-
SOER 1999-1, Loss of Grid.
jian. Theory and Application of Relay Protection
274

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