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非能動安全型核電站給水調(diào)節(jié)控制方案仿真驗證

2013-09-10 08:34王云偉周海翔王黎澤吳炫鋼
自動化儀表 2013年6期
關(guān)鍵詞:給水管瞬態(tài)反應(yīng)堆

王云偉 周海翔 王黎澤 吳炫鋼 林 樺 周 軒

(國核自儀系統(tǒng)工程有限公司,上海 200233)

0 引言

非能動安全型壓水堆核電技術(shù)的最大特點就是設(shè)計簡練、易于操作、采用非能動的專設(shè)安全系統(tǒng)以及數(shù)字化分布式控制系統(tǒng),這使得核電站的安全性和經(jīng)濟性得到顯著改善[1]。非能動安全型壓水堆核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)仿真驗證平臺(以下簡稱:仿真驗證平臺)在核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)的設(shè)計、集成、調(diào)試等階段,可對核島、常規(guī)島系統(tǒng)的控制方案進(jìn)行仿真功能測試,以解決影響控制功能的內(nèi)部組態(tài)設(shè)計與實際控制器參數(shù)匹配問題,同時實現(xiàn)機組啟動前控制系統(tǒng)的動態(tài)特性分析和邏輯預(yù)演[2]。

給水調(diào)節(jié)的控制邏輯和控制策略涉及高/低功率模式下控制、主/啟動給水管線切換、蒸汽發(fā)生器水位控制等,其設(shè)計功能實現(xiàn)、控制參數(shù)優(yōu)化及瞬態(tài)工況自動響應(yīng)直接影響機組總體協(xié)調(diào)控制和電廠運行可利用率[3]。本文基于仿真驗證平臺,對核電站的給水調(diào)節(jié)控制方案進(jìn)行了仿真驗證,并根據(jù)驗證結(jié)果,評估了該控制方案的可行性,同時給出了相應(yīng)的建議。

1 控制方案

核電站給水調(diào)節(jié)控制系統(tǒng)的主要功能是通過控制主給水控制閥(main feedwater control valve,MFCV)和啟動給水控制閥(startup feedwater control valve,SFCV)向蒸汽發(fā)生器(steam generator,SG)提供冷卻水,用于正常運行和冷卻停堆[4]。給水調(diào)節(jié)控制系統(tǒng)在穩(wěn)態(tài)運行工況下維持SG水位在預(yù)定值,在正常的電廠瞬態(tài)工況下也能維持SG水位在可接受的區(qū)間范圍內(nèi),以避免觸發(fā)反應(yīng)堆停堆信號,同時在故障或異常運行工況下也能夠提供報警信號來警示操縱員。

給水調(diào)節(jié)控制系統(tǒng)可實現(xiàn)在核電廠運行工況下無操縱員干預(yù)的自控控制,分為高功率模式和低功率模式。在低功率模式下,SG水位采用單沖量控制;在高功率模式下,SG水位采用三沖量(蒸汽流量、給水流量、SG水位)控制。高、低功率模式的切換則基于給水量的閾值。

在低功率模式下(給水量低于20%滿功率時),給水調(diào)節(jié)控制系統(tǒng)的控制原理為:SG窄量程水位設(shè)定值為汽輪機沖動級壓力的線性函數(shù),將其與實際SG窄量程水位進(jìn)行比較;考慮蒸汽壓力的變化因素,將比較結(jié)果作為PID控制器的偏差輸入,PID控制器的比例系數(shù)和積分時間為給水溫度的函數(shù),PID控制器的輸出經(jīng)過與SG寬量程水位與其設(shè)定值偏差的累加后,輸出低功率給水量需求指令。低功率模式控制邏輯圖如圖1所示。

圖1 低功率模式控制邏輯圖Fig.1 Control logic of low power mode

在高功率模式下,其控制原理為:SG窄量程水位偏差信號同經(jīng)過補償?shù)恼羝髁颗c給水流量的偏差信號進(jìn)行累加后,作為PID控制器的偏差輸入,PID控制器的比例系數(shù)和積分時間為蒸汽流量的函數(shù),PID控制器輸出高功率給水量需求指令。高功率模式控制邏輯圖如圖2所示。

給水調(diào)節(jié)控制跟蹤邏輯的控制原理為:當(dāng)主給水控制閥(MFCV)和啟動給水控制閥(SFCV)同時處于手動控制或超馳控制作用時,自動控制PID控制器應(yīng)處于跟蹤模式,以確保在回到自動模式或超馳信號移除后,給水量調(diào)節(jié)的無擾切換。

給水控制跟蹤邏輯圖如圖3所示。

圖3 給水控制跟蹤邏輯圖Fig.3 Feedwater control tracking logic

2 仿真驗證

在核電站功率運行、啟動、熱備用、安全停堆,直至正常預(yù)熱排除系統(tǒng)投入運行,給水調(diào)節(jié)控制系統(tǒng)均處于可用狀態(tài),以維持SG水位在可接受的區(qū)間范圍內(nèi),并在反應(yīng)堆停堆后,導(dǎo)出堆芯預(yù)熱,保證安全[5]。

由于壓水堆核電站控制系統(tǒng)的5個子系統(tǒng)(反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)、穩(wěn)壓器壓力、穩(wěn)壓器水位、給水量調(diào)節(jié)、蒸汽排放控制)間存在一定的協(xié)調(diào)關(guān)系[6],因此,在對非能動安全型核電站給水調(diào)節(jié)控制方案進(jìn)行仿真分析和驗證時,將其余4個控制系統(tǒng)的仿真模型同時集成在仿真驗證平臺內(nèi)作為整體進(jìn)行仿真測試。其余4個控制系統(tǒng)的仿真驗證不在本文進(jìn)行論述。根據(jù)核電站全范圍培訓(xùn)模擬機的典型瞬態(tài)測試驗收的不同準(zhǔn)則[7],對給水調(diào)節(jié)控制系統(tǒng)進(jìn)行仿真分析和驗證,所要做的瞬態(tài)測試包括:

①負(fù)荷5%線性變化;

②負(fù)荷10%階躍變化;

③甩負(fù)荷至5%廠用電負(fù)荷;

④反應(yīng)堆緊急停堆。

除以上所列的典型瞬態(tài)測試外,本文還將對給水調(diào)節(jié)控制跟蹤邏輯的仿真分析和驗證進(jìn)行論述。

2.1 負(fù)荷5%線性變化

負(fù)荷5%線性變化瞬態(tài)測試的驗收準(zhǔn)則為:瞬態(tài)過程中蒸汽不向凝汽器排放,且不會引起反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)或SG二次側(cè)的安全閥或泄壓閥打開。

仿真過程為:在仿真驗證平臺上裝載100%滿功率(full power,F(xiàn)P)工況開始運行,通過人機界面將MFCV和SFCV投入自動、選擇主給水管線給水、SG1和SG2二次側(cè)窄量程水位設(shè)定值為56%。瞬態(tài)工況從60 s開始,通過汽機功率控制,將負(fù)荷以-5%FP/min線性變化到75%FP;待工況穩(wěn)定后,將負(fù)荷以5%FP/min線性返回到100%FP。仿真結(jié)果如圖4所示。

圖4 參數(shù)響應(yīng)曲線(負(fù)荷±5%線性變化)Fig.4 Parameters response curves( ±5%load linear change)

根據(jù)仿真驗證結(jié)果,給水調(diào)節(jié)控制系統(tǒng)在負(fù)荷±5%線性變化瞬態(tài)工況、在無操縱員手動干預(yù)的情況下可以自動響應(yīng)負(fù)荷變化要求,維持SG水位在可接受范圍內(nèi)波動,包括SG水位在內(nèi)各主要參數(shù)的變化趨勢和波動幅度滿足驗收準(zhǔn)則的要求。在高功率和低功率模式下,PID控制器的比例系數(shù)和積分時間分別為蒸汽流量和給水溫度的函數(shù),仿真驗證平臺也對其進(jìn)行了初步驗證,基本滿足設(shè)計要求。在現(xiàn)場調(diào)試期間應(yīng)根據(jù)仿真驗證結(jié)果繼續(xù)進(jìn)行調(diào)試和驗證。

2.2 負(fù)荷10%階躍變化

負(fù)荷10%階躍變化瞬態(tài)測試的驗收準(zhǔn)則為:瞬態(tài)過程中蒸汽不向凝汽器排放,且不會引起反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)或SG二次側(cè)的安全閥或泄壓閥打開。

仿真過程為:在仿真驗證平臺上裝載100%FP工況開始運行,通過人機界面將MFCV和SFCV投入自動、選擇主給水管線給水、SG1和SG2二次側(cè)窄量程水位設(shè)定值為56%。瞬態(tài)工況從30 s開始,負(fù)荷以-10%FP階躍變化到90%FP。仿真結(jié)果如圖5所示。

圖5 SG水位響應(yīng)曲線(-10%負(fù)荷階躍變化)Fig.5 SG level response curve( -10%step change of load)

從圖5可見,引入負(fù)荷階躍變化-10%FP擾動后,給水調(diào)節(jié)控制響應(yīng)迅速,SG窄量程水位的變化趨勢、波動幅度符合功能設(shè)計要求,PID控制器的自動調(diào)節(jié)特性滿足運行穩(wěn)定性和抗干擾能力的要求,SG水位很快穩(wěn)定在56%。在整個瞬態(tài)過程中,蒸汽排放系統(tǒng)沒有動作,未引起反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)或SG二次側(cè)的安全閥或泄壓閥打開,滿足相應(yīng)的驗收準(zhǔn)則。

2.3 甩負(fù)荷至5%廠用電負(fù)荷

甩負(fù)荷至5%廠用電負(fù)荷瞬態(tài)測試的驗收準(zhǔn)則為:瞬態(tài)過程中蒸汽排放到凝汽器,預(yù)定義的控制棒快速落棒,反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)動作,但不會引起反應(yīng)堆緊急停堆,且不會引起反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)或SG二次側(cè)的安全閥或泄壓閥打開。

仿真過程為:在仿真驗證平臺上裝載100%FP工況開始運行,通過人機界面將MFCV和SFCV投入自動、選擇主給水管線給水、SG1和SG2二次側(cè)窄量程水位設(shè)定值為56%。瞬態(tài)工況從60 s開始,手動斷開母線斷路器,發(fā)電機由100%FP甩負(fù)荷到5%廠用電負(fù)荷。仿真結(jié)果如圖6所示。

圖6 參數(shù)響應(yīng)曲線(甩負(fù)荷)Fig.6 Parameters response curves(load shedding)

根據(jù)仿真驗證結(jié)果,反應(yīng)堆平均溫度、主蒸汽流量、主蒸汽壓力、給水流量、SG水位等主要參數(shù)均在允許范圍內(nèi)波動,給水調(diào)節(jié)系統(tǒng)的自動調(diào)節(jié)特性符合瞬態(tài)測試規(guī)程要求,滿足驗收準(zhǔn)則要求。

2.4 反應(yīng)堆緊急停堆

反應(yīng)堆緊急停堆瞬態(tài)測試的驗收準(zhǔn)則為:瞬態(tài)過程中蒸汽排放到凝汽器,且不會引起反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)或SG二次側(cè)的安全閥或泄壓閥打開。

仿真過程為:在仿真驗證平臺上裝載100%FP工況開始運行,通過人機界面將MFCV和SFCV投入自動、選擇主給水管線給水、SG1和SG2二次側(cè)窄量程水位設(shè)定值為56%。瞬態(tài)工況從30 s開始,手動觸發(fā)反應(yīng)堆緊急停堆開關(guān)。仿真結(jié)果如圖7所示,整個瞬態(tài)過程滿足驗收準(zhǔn)則。

圖7 參數(shù)響應(yīng)曲線(反應(yīng)堆緊急停堆)Fig.7 Parameters response curves(reactor emergency shutdown)

2.5 給水調(diào)節(jié)跟蹤邏輯驗證

在仿真驗證平臺上分別裝載25%FP和15%FP工況開始運行,通過人機界面將MFCV和SFCV同時投入手動,給水管線選擇投入自動模式。啟動仿真驗證平臺的實時信號邏輯圖和交互式系統(tǒng)調(diào)試工具,驗證給水調(diào)節(jié)控制系統(tǒng)在高功率和低功率模式下PID控制器是否處于跟蹤模式。結(jié)果表明,其跟蹤控制邏輯符合設(shè)計預(yù)期。

在仿真測試時也發(fā)現(xiàn),如果僅將MFCV或SFCV投入手動,給水調(diào)節(jié)控制系統(tǒng)在高功率和低功率模式下PID控制器不進(jìn)行跟蹤,運行一段時間后,再將投入手動的MFCV或SFCV切回自動后會出現(xiàn)擾動現(xiàn)象,特別是主給水管線和啟動給水管線發(fā)生切換后,擾動更加劇烈。分析給水調(diào)節(jié)跟蹤邏輯后,對其進(jìn)行了改進(jìn),引入主給水管線選擇信號對其跟蹤邏輯進(jìn)行優(yōu)化。經(jīng)過仿真驗證,改進(jìn)后的跟蹤邏輯有效地解決了手動/自動切換時的擾動問題。

3 結(jié)束語

本仿真驗證基于全范圍、高逼真度、實時的非能動安全型壓水堆核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)仿真驗證平臺,采用先進(jìn)的圖形化建模工具對給水調(diào)節(jié)控制方案進(jìn)行1∶1仿真建模,并通過核電站典型瞬態(tài)測試對該控制方案進(jìn)行了仿真驗證。結(jié)果表明:① 采用該給水調(diào)節(jié)控制方案,SG水位控制滿足核電站典型瞬態(tài)工況的運行要求,具有良好的穩(wěn)定性和抗干擾能力;②功率模式和給水管線切換對給水自動調(diào)節(jié)的影響是可接受的;③給水調(diào)節(jié)控制跟蹤邏輯應(yīng)進(jìn)一步優(yōu)化,以確保給水控制閥手動/自動切換時給水調(diào)節(jié)的無擾過渡。

[1]周海翔,徐瑋瑛.三代核電機組數(shù)字化儀控系統(tǒng)及其國產(chǎn)化分析[J].自動化儀表,2010,31(8):61 -66.

[2]楊宗偉,黃鐵明,馮光宇.核電站仿真技術(shù)在反應(yīng)堆控制系統(tǒng)調(diào)試中的應(yīng)用[J].核動力工程,2009,30(6):49 -53.

[3]楊宗偉,欒振華,張旭峰.嶺澳核電站二期工程3號機組反應(yīng)堆控制系統(tǒng)啟動試驗研究[J].廣東電力,2011,24(4):34 -38.

[4]陳睿.有關(guān)核電廠主給水系統(tǒng)設(shè)計的探討[J].核安全,2005(2):12-15.

[5]趙曉宇.秦山300 MW核電機組全范圍仿真機主蒸汽及給水系統(tǒng)仿真[J].核動力工程,1996,17(2):161 -167.

[6]陳智,張英,張帆,等.嶺澳核電站蒸汽發(fā)生器水位控制系統(tǒng)改進(jìn)方案仿真研究[J].核動力工程,2010,31(4):66 -70.

[7] American Nuclear Society.ANS 3.5 - 2009 Nuclear power plant simulators for use in operator training and examination[S].2009.

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