[发明专利]一种核电压水堆机组出力能力故障分析方法

说明书

本发明公开了一种核电压水堆机组出力能力故障分析方法，包括：将核电压水堆机组热力循环分解为热端、冷端和中间部分，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，对中间部分进行故障分析判断包括对中间部分先整体，后分体进行分析；其中，热端包括流过新蒸汽的系统及设备，该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；冷端包括凝汽器、循环水系统、抽真空系统及真空边界；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。

技术领域

本发明涉及核能发电领域，尤其涉及一种核电压水堆机组出力能力故障分析方法。

背景技术

通常，核电厂在机组出力跟踪过程中，当发现修正电功率跟考核试验值(或参考值)的偏差超过2MW及以上时，认为机组出力能力异常，随后启动原因查找。查找时，一般按如图1所示的故障树进行逐项排除。这种查找方式，对影响机组出力能力的故障进行平行归类，层次性不够强，应用起来较为耗时费力，也不能直观地发挥机组出力统计数据的作用。

发明内容

鉴于以上内容，有必要提供一种核电压水堆机组出力能力故障分析方法，充分发挥日常机组出力统计数据的作用和提高机组出力能力故障分析工作的效率，技术方案如下：

本发明提供了一种核电压水堆机组出力能力故障分析方法，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。

进一步地，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。

进一步地，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。