[发明专利]一种核电压水堆机组出力能力故障分析方法

权利要求书

1.一种核电压水堆机组出力能力故障分析方法，其特征在于，包括：将核电压水堆机组热力循环分解为热端、冷端和中间三个部分，采用参数关联分析法，先对热端进行故障分析判断，后对冷端进行故障分析判断，再对中间部分进行故障分析判断，其中，

所述对热端进行故障分析判断的步骤包括：

S11、根据日常出力跟踪表，监测出力偏差值，若偏差值大于2MW，则执行S12；

S12、取一定时间内的出力累计值，与发电机电度表比对，以确认电功率计示值是否准确，若准确，则执行S13，否则对所述电功率计进行校准后执行S13；

S13、整理预设的近期时间段内的出力跟踪数据，以进行以下关系曲线的更新；

S14、更新反应堆热功率与高压缸级前压力、一段抽汽压力、主给水温度、汽机当量流量的关系曲线；

S15、更新主给水温度与一段抽汽压力的关系曲线；

S16、根据以上更新的关系曲线，判断所述近期时间段内标识点位置是否异常，若异常，则判定为热端故障，否则执行S17；

S17、更新凝结水温度与海水温度的关系曲线；

S18、判断所述近期时间段内标识点位置是否异常，若异常，则对所述冷端进行故障分析判断，否则对所述中间部分进行故障分析判断；

所述对中间部分进行故障分析判断包括先对中间部分的整体进行分析，后对中间部分的分体进行分析；

其中，所述热端包括流过新蒸汽的系统及设备，所述流过新蒸汽的系统及设备包括蒸汽发生器及其热功率测量、汽动辅助给水泵抽汽管线、主蒸汽管道及疏水、主蒸汽旁路排放系统、汽水分离再热系统的新蒸汽抽汽管线、汽轮机高压进汽阀及导汽管中的一种或多种；

所述冷端包括凝汽器、循环水系统、抽真空系统及真空边界；

所述中间部分包括汽轮机本体、汽水分离再热系统、回热加热系统。

2.根据权利要求1所述的核电压水堆机组出力能力故障分析方法，其特征在于，步骤S16中所述判定为热端故障之后，进一步采取以下措施：

S19、更新反应堆热功率与主蒸汽流量、主给水流量、给水泵流量的关系曲线，以便对反应堆热功率测量系统的稳定性进行判断；

S110、对与主蒸汽相关的系统阀门进行普查，和/或对蒸发器排污流量仪表进行可靠性分析，和/或对反应堆热功率测量系统进行检查。

3.根据权利要求1所述的核电压水堆机组出力能力故障分析方法，其特征在于，步骤S18中对所述冷端进行故障分析判断进一步包括：

S21、查阅历次凝汽器效率试验数据；

S22、更新凝结水温度、凝结水溶氧、海水温度、循环水温升、海水潮位随时间的变化趋势，并对其进行分析。

4.根据权利要求3所述的核电压水堆机组出力能力故障分析方法，其特征在于，若步骤S22中分析得到的结果为所述变化趋势出现异常，则执行以下措施：

检测真空边界是否漏气增大，和/或检测真空泵是否汽蚀，和/或检测钛管清洁度是否降低，和/或检测循环水流量是否降低，和/或检测凝汽器面积是否减少。

5.根据权利要求1所述的核电压水堆机组出力能力故障分析方法，其特征在于，步骤S18中对所述中间部分进行故障分析判断进一步包括：对汽轮机及再热/回热系统进行分析。

6.根据权利要求5所述的核电压水堆机组出力能力故障分析方法，其特征在于，所述对汽轮机及再热/回热系统进行分析，包括：

S31、计算修正至额定主蒸汽流量和额定背压两个条件下的电功率，与参考值进行比较，以确定中间部分的性能是否变化；

S32、查阅运行日志和报警记录，判断重要阀门是否异常；

S33、对汽轮机本体的高压缸、低压缸各级段压比进行异常检测；

S34、对再热系统的加热蒸汽流量、循环蒸汽温升、扫汽流量、疏水流量、再热压降进行异常检测；

S35、对回热系统的给水温升、疏水调阀开度、疏水流量、上/下端差、抽汽压损进行异常检测；

S36、对轴封系统的调阀开度、轴封加热器的水侧温升进行异常检测；

S37、对热力系统的阀门进行普查。

7.根据权利要求5所述的核电压水堆机组出力能力故障分析方法，其特征在于，步骤S16和S18中，若更新的关系曲线偏离经验基准曲线的偏离值超过预设阈值，则判定所述近期时间段内标识点位置异常。