核电机组汽轮机本体动态仿真模型研究

邓 永，张静涛，崔 凝

（1.深圳市广前电力有限公司，广东 深圳 518054；2.南京国电南自美卓控制系统有限公司，江苏 南京 210032；3.华北电力大学 仿真与控制研究所，河北 保定 071003）

核电机组汽轮机本体动态仿真模型研究

邓 永1，张静涛2，崔 凝3

（1.深圳市广前电力有限公司，广东 深圳 518054；2.南京国电南自美卓控制系统有限公司，江苏 南京 210032；3.华北电力大学 仿真与控制研究所，河北 保定 071003）

基于众多大容量核电机组陆续投运、有经验的运行值班员匮乏、仿真培训系统核心技术为国外所掌控等尴尬现状，自主研究开发了具有一定通用性的核电机组汽轮机本体系统实时动态仿真模型。仿真试验表明：该模型具有较强的工程实用价值，为核电机组全范围、全工况实时动态仿真模型的自主研发进行了有益的探索。

核电站；单相流网；汽轮机本体；仿真

0 引言

随着众多大容量、高参数核电机组陆续投运，机组安全稳定运行的重要性及战略意义超乎常规发电机组［1～3］。作为国内外电力行业公认的实用、高效的机组运行值班员技能培训工具，实时动态仿真系统对于机组安全稳定运行十分重要。研发核电机组全工况、全范围实时动态仿真培训系统是核电领域亟待解决的课题之一。

火电机组的工质一般为过热蒸汽，蒸汽参数较高，而核电机组工质一般是饱和蒸汽，蒸汽参数比较低，级组大都处于湿蒸汽区，湿汽损失是影响级组效率的最关键因素。本文以蒸汽干度为主导因素。开发汽轮机本体系统动态仿真模型，既能正确反映对象的全工况动态特性，又能满足仿真系统实时性的要求。可压缩流体，汽轮机本体系统中湿蒸汽的流动形式绝大多数为湍流［4～8］，流动阻力方程可简单表示为：

式中： M为节点i流体质量；Wij路 （i，j）由节点i流向节点j的质量流量；Γij代表节点i，j间的连接方式，即网络拓扑结构，Γij为零时，表示节点i，j无连接；1表示节点i，j间有连接，支路方向为j→i；－1表示节点i，j间有连接，支路方向为i→j。

由以上两式，对所有节点计算化简可得：

1 汽轮机本体模型概述

一个完整的热力系统仿真模型是由过程模型和流体网络仿真模型有机结合而成，由于流经核电汽轮机的大部分为湿蒸汽，可近似认为是单相

式中：P为内节点压力组成的列向量；系数矩阵A和右项b分别为：

式中：Ki为容积因子；Bij为支路导纳；Ei，Ej分别为i，j节点势能；Sij为支路源流量，由泵或风机模型提供。

结合核电汽轮机热力学特性，将汽轮机各级组视作流网模型拓扑结构中的各节点，将流量相等而依次串连排列的若干级称为级组，各级组中所包含的级有着相似的特性。在汽轮机本体仿真模型中，按照汽轮机各个抽汽口所在位置，将两个抽汽口之间的所有级划分为一个级组，如此可将整个汽轮机划分为若干级组，针对每一级组单独建立模块计算其特性。

图1 级组示意图Fig.1 Stage schematic diagram

假设蒸汽均匀平衡流过汽轮机，做功过程视为等熵焓降过程，将各级组视为汽轮机流体网络中彼此相连的具有一定容积的压力节点［9，10］，按照级的做功过程计算级组出口工质的其他状态参数和输出功，根据蒸汽主体的流程逐级叠加各级组模块，组成完整的汽轮机本体动态模型。按照实际的物理过程，将级组划分为做功前部分、做功过程、做功后部分三部分进行建模。

（1）做功前部分

在级组进口处，工质的压力、流量、温度、焓值通过流网模型计算，进口蒸汽为饱和水和饱和蒸汽的混合汽体。进口湿蒸汽干度：

考虑蒸汽与汽缸壁和静叶等流通部分金属壁的热量传递，因热量的散失，一部分蒸汽凝结成饱和水，所以级组做功前蒸汽比焓小于级组进口湿蒸汽比焓hi：级组做功前比焓：

（2）做功过程

由于核电级组的工质为湿蒸汽，湿蒸汽损失是影响级组效率的最主要因素，但是湿蒸汽损失影响级组效率过程非常复杂，根据工程实际得到的经验公式修正。水分修正系数：

由上文中流体网络可以确定出口的压力值，查饱和水和饱和蒸汽热力性质表即可求得出口温度值。

以上各式中：WSTG为级组流量，kg／s；Xqi，Xqs，Xqo为级组进口湿蒸汽干度、级组出口等熵质量分数、级组出口蒸汽干度；hi，hsgi，hsfi，hbi，hho，hsfo，hsgo，hs，ho分别为级组进口湿蒸汽比焓、干饱和蒸汽比焓与饱和液体比焓、级组做功前比焓、级组做功后比焓、级组出口饱和液体比焓、级组出口干饱和蒸汽比焓、级组出口等熵比焓、级组出口比焓，kJ／kg；Ti，Tatamb，Tmtlo，To分别为进口饱和蒸汽温度、环境温度、级组做功后金属温度、级组出口温度，℃；so，si，ssfo，ssgo，ssfi，ssgi分别为级组出口比熵、级组进口比熵、级组出口液体比熵、级组出口汽体比熵、级组进口饱和液体比熵、级组进口饱和气体比熵，J／K；qli，qlo为做功前湿蒸汽向金属散热损失、做功后湿蒸汽向金属散热损失，kJ；Cx，Cxq分别为级组基础效率 （干蒸汽效率）、湿汽修正参数；Xn，Xq，Xqi分别为速度矫正系数 （0－1）、水分修正系数、级组进口干度。

2 模型应用

以大亚湾核电站900 MW汽轮机为研究对象，该汽轮机是由英国GEC公司制造的冲动式四缸双流中间再热凝汽式饱和蒸汽汽轮机。共有四个汽缸，1个高压缸，3个低压缸，4个缸均是双流式。

根据抽汽口位置，高压缸有两股抽汽分为3个级组；每个低压缸有3股抽汽，故3个低压缸根据抽汽口位置每个缸可分为5个级组。

为简化系统的复杂性，现将4个高调门简化为一个高调门来控制高压缸进口的流量，两套相同的汽水分离再热器简化为一套，两级加热合为一个加热器来处理，功能只是简单改变蒸汽的流量、温度和焓值。各级组均采用同一种算法，即汽轮机级组算法 （STAGE），用一个流体网络块将整个网络连接，以各级抽汽口为界限将汽轮机本体分成各不相同的仿真模块，用一个加法算法模块 （SU M）将所有级段的总功率相加后得到汽轮机总功率。以STAR-90仿真支撑系统作为仿真开发平台，建立如图2汽轮机本体系统动态仿真模型。

图2 汽轮机本体系统模型图Fig.2 Model of the steam turbine ontology system

3 实验结果

为校验该仿真模型的静态精确度和动态特性，以STAR-90仿真支撑系统为开发平台，将该模型应用到大亚湾核电站900 MW核电机组全范围仿真机项目中，表1为该仿真机以实际运行输入数据为输入参数，额定负荷下仿真机与实际参数的对比。

从表中的比较结果可以看出：本文所开发的汽轮机本体模型具有较高的精确性，模型在额定负荷稳定工况下，由于汽水分离再热器的较大简化，使得低压缸进口参数相对误差稍微偏大，从而使得低压缸参数相对误差偏大。但总体来说，仿真值与设计值的相对误差在2%以内，满足了仿真机培训和研究分析的精度要求。

图3和图4是在其他参数不变的情况下，同一时刻低压缸调门突然关小 （减少90%），汽轮机本体系统从一个稳定状态到另一个稳定状态的过渡过程中，汽轮机本体系统的相应参数的变化曲线。由两图可知：

表1 额定工况负荷下重要监测参数Tab.1 Important monitoring parameters under rated load condition

图3 汽轮机本体系统随低调门开度曲线 （一）Fig.3 Curve of the steam turbine ontology system with low pressure cylinder valve（Ⅰ）

图4 汽轮机本体系统随低调门开度曲线 （二）Fig.4 Curve of the steam turbine ontology system with low pressure cylinder valve（Ⅱ）

（1）从压力变化曲线上看，蒸发器母管压力作为入口边界为定值，故其曲线始终是一条直线；对于低压缸调门上游节点的压力曲线，均有不同程度上升至稳定，其中再热器出口压力变化最明显，高压缸调门后压力变化最小，因为低调门的节流作用，使上游各个节点的压力升高，并且是逆着流动方向；对于低调门下游节点的压力随着低调门后流量的变化而变化，先是下降至某一点后有所上升，这是由于低调门突然关小，低调门后流量立即减小后，使低调门前压力上升，至低调门后流量有所增加，所以符合实际情况。

（2）从流量曲线上来看，高压缸进汽流量稍有下降，尽管有低调门的节流作用，促使大量流量进入高压缸的两股抽汽和进除氧器的高排汽支路，至高压缸进汽流量稍降；低压缸进汽流量先是下降至某一点后有所上升，这是由于低调门突然关小，低压缸流量减小后，使低调门前压力上升，至低压缸流量有所增加。

（3）从温度角度看，高压缸排汽温度与再热器出口温度均有所上升，因高压缸排汽背压升高、做功能力下降，故高压缸排汽温度升高，则汽水分离再热器入口温度升高，再热器出口温度也会有所上升。由于低调门节流，低压缸进汽流量明显减少，做功量大幅度下降，而后随着进汽流量的回升，汽轮机总机械功也有所上升。

4 结论

以大亚湾900 MW核电机组汽轮机本体系统为对象，进行动态建模与仿真的研究。以STAR-90仿真支撑系统为开发平台，根据单相可压缩流体网络模型和核电汽轮机的级组动态数学模型研究成果，建立了具有一定通用性的核电机组汽轮机本体系统实时动态仿真模型。仿真试验表明，本文所研发模型具有较高静态精度和良好的动态响应特性，可作为核电站机组全范围仿真培训系统模型的关键组成部分之一，还可为机组运行特性分析提供理论参考数据，预测汽轮机热力特性的变化趋势。

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Research on the Dynamic Simulation Model of Steam Turbine Ontology in Nuclear Power Units

Deng Yong1，Zhang Jingtao2，Cui Ning3
（1.Shenzhen Guangqian Electric Power Co.，Ltd.，Shenzhen 518045，China；2. Meizhuo Automation System Co.，Ltd.of Guodian Nanjing Automation Co.，Ltd.Nanjing 210032，China；3.Simulation ＆Control Technology Institute of North China Electric Power University，Baoding 071003，China）

Based on many large capacity nuclear power units are put into operation in our country，experienced operation attendant lacked and the core technology of the simulation training system controlled by abroad，this article autonomous have researched and developed an certain general nuclear power units steam turbine ontology system dynamic simulation model，and the simulation experiment indicates that the model has strong engineering practical value，also has carried on the beneficial exploration for the full range of nuclear power units all the working state real time dynamic simulation model for independent research and development.

nuclear power plant；single phase fluid network；turbine ontology；simulation

TK262

A

2012－05－22。

邓永 （1972-），男，工程师，从事电站热工自动化系统应用研究与热控专业技术管理工作，E-mail：dy＠qwpp.com。