引言

与传统热能相比，核电机组受到核安全因素的限制，对外部电力系统的变化更加敏感。当外部电网的电压和频率变化过大时，会导致核电机组的启动和紧急关闭，严重时会对堆芯的安全产生不利影响。同时，也会使电网的主动停电更加严重，严重时可能导致电网崩溃。因此，有必要研究电网与核电机组的交互作用。

传统的核电机组全球模拟模式采用RELAP、CATIA和其他系统模拟软件由100多个子系统和5000多个微分方程组成。由于模型的复杂性，模拟计算工作量很大。在研究多个核电机组与电力系统的交互时，需要大量的计算机能量。针对我国典型的M310核电机组，采用MATLABSimulink软件，采用等效建模技术，建立了适合电厂网络安全的一般动力模拟模型，并与基于系统编程的机组规划曲线进行比较，检验模型的正确性。在此基础上，深入研究了电力系统中低频干扰的危害。

一、压水堆整体模型开发

等效法建立了压水反应堆的模拟模型。在模拟过程中，如果模拟目标的输入输出属性不变，则引入适当的假设，将模拟目标简化为一次和二次系统，从而降级模拟目标，实现线性增长。模型的选择主要是传输函数。该模型的建立主要包括一次电路系统模型、二次电路系统模型和主反应器系统模型。详细模拟了受外部环境影响的主要冷却剂泵，并将其简化为不受电网影响的子系统[1]。

在中子动力学模式下，核热系统产生的能量由燃料转移到冷却液上。在通过热管的过程中，冷却液可以直接流入蒸汽发生器。蒸汽发生器一次循环的热量通过管道壁，然后传递到二次端。此时，一定数量的饱和蒸汽会促进涡轮机产生相应的动能，最终转化为电力，然后通过电力输送到电网等设备，从而实现电力系统的整体运行。在核动力控制方面，其核心内容是通过有效调整机组负荷来实现一定的平衡。蒸汽旁通系统的目的是有效调整汽轮机负荷与核电不匹配引起的蒸汽，从而有效排出过剩蒸汽。

首先，中子动力学模型。该模型主要研究中子通量密度对核能的影响。该模型忽略了空间对中子通量密度的影响，并采用了增量法。得到反应器模型的转移函数，并将其引入控制杆的反应变化值，以及燃料缓蚀剂的温度影响引起的反应变化。

二是堆芯热系统建模。在热模拟过程中，对整体核心进行了整体处理，对整体密度和比热进行了有效处理。

第三，蒸汽发生器建模。在模型建立中，传输过程被视为一个完整的参数，二次测量的流量和焓是一个独立的变量。

四是建立蒸汽旁路系统模型。在常规电力运行过程中，蒸汽旁路系统一般处于中温控制状态。在这种模型中，建立了一个基于温度控制的旁路系统。

第五，模拟反应堆的能量调节。在核动力控制中，核动力控制系统主要采用涡轮机功率变化后的核动力跟踪模式。在这种模式下，功率控制以冷却剂、平均温度和功率控制为代表。

第六，验证整个模型。为了更好地反映整体建模的效果，对堆叠系统设计手册和整体模型的工况进行了比较和验证。堆叠系统设计手册使用系统仿真软件来检查和比较工作状态，而核电机组的一般等值模型可以准确地模拟设备的稳定性和临时状态[2]。

二、整体模型有效性验证

因为在核热系统的标称工作状态下，每个物理特性参数都是固定的，在大功率变化的情况下会出现一些计算错误。但总体来看，模型与设计手册中的平均温度变化趋势一致，符合实际工作环境，最终稳定值偏差低于0.7℃(进入R棒平台调整死区)。核电整体模式与手册中核电发展趋势基本一致，核电稳定性最终误差不超过1%。通过对核电机组的仿真实验，证明该模型能够更准确地反映机组的稳定性和暂态，满足电力系统与机组之间的互动对核电机组的仿真需求。

三、核电机组网络安全保护措施

当电网与电力系统的负荷偏离时，发电机组会释放这些能量。在能耗不变的情况下，单位转速总是在减小，输出频率会继续下降，从而降低主泵的转速。M310核电机组在使用过程中，与低频电网相关的安全措施很多。

首先，通过监测主泵的转速，实现对实际转速的全面监测。当最终监测值小于1397转/分钟时，该装置的涡轮机将启动。

其次，如果冷却水的流速小于额定值88.8%，就会触发设备，造成触发器或划痕问题。

第三，当冷管与热管之间的温差达到预定工作点限制时，设备会被触发，从而导致启动或失效。

第四，当工作环境低于47赫兹时，发电机的工作时间不得超过0.5秒。如果超过此限值，高压站的开关将被破坏。

第五，堆核功率的变化不能超过额定堆核功率Pn的5%。超出这个范围，就会造成紧急关机。

四、电网低频故障仿真分析

（1）主泵转速和冷却剂流量的影响

随着频率的降低，主泵转速和冷却液流量随着时间的推移而变化，发现主泵转速和冷却液流量的变化趋势是一致的。在不同频率下降速率下，将电源频率降至47Hz的发电机保护阀值所需的时间与主泵转速降至1397r/min的低速临界值以及当供电频率降至47Hz时主泵的旋转速度相同。模拟实验结果表明，当供电频率降至47Hz时，由于低频下降率低，机组在低频条件下工作时间延长，主泵转速下降幅度增加，导致堆芯过热的风险增加。在研究低频电源故障对核心和设备工作的影响时，我们可以关注这个低频错误[3]。

（2）冷却剂平均温度变化

当频率下降率为0.1时，Hz/s时，低频误差40s后，平均冷却液温度最大，最大值为0.24℃。降低功率频率会降低堆芯的加热性能。低频干扰持续45-65s后，核心过热的风险最大，但低频干扰不会导致设备紧急关闭。

(3)核功率变化

在0.1Hz/s时，冷却介质温度升高引起的负效应使堆芯功率降低0.65%。低频误差约5s后，核能变化率最大值为0.025%/s。通过对核变异速率的分析，可以看出核变异不会引起紧急停止。

结语

采用等效法模拟核电机组整体结构，与设计曲线进行比较，并根据相关安全措施研究电网中的低频事故。由于电网中的低频故障直接关系到泵的速度和冷却液的流量，但根据目前的电网安全管理规定，该故障对发电系统和冷却液的温度影响不大，不会对设备的安全产生任何影响。采用等效拟合方法建立的核电机组整体模型具有较高的计算量和精度，可作为分析大型能源系统的子模块。然而，由于建模过程中存在大量的假设和简化，在某些负荷变化下需要进一步提高仿真的准确性。在今后的工作中，可以进一步优化模型中的一些简化和假设。