聶萬遠(yuǎn)，方偉明

(中國艦船研究設(shè)計(jì)中心，湖北 武漢 430064)

0 引 言

核動力船舶相比蒸汽動力船舶具有續(xù)航力強(qiáng)、機(jī)動性好的優(yōu)點(diǎn)，隨著核動力技術(shù)的不斷成熟，采用核動力裝置將是我國艦船未來發(fā)展的主要方向。但船用核動力裝置是一個(gè)復(fù)雜的系統(tǒng)，其運(yùn)行空間狹小，運(yùn)行工況變換頻繁[1–3]，為了有效掌握船用工況下核動力裝置全系統(tǒng)運(yùn)行特性，了解各回路系統(tǒng)間接口匹配特性以及驗(yàn)證控制系統(tǒng)控制策略，可通過開展船用核動力裝置仿真分析與測試研究[4–8]。本文以RINSIM仿真平臺構(gòu)建了核動力裝置全系統(tǒng)熱工模型，控制系統(tǒng)模型及人機(jī)界面組態(tài)，研發(fā)了全系統(tǒng)仿真分析平臺。通過開展核動力裝置全系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)與瞬態(tài)工況以及典型事故工況的仿真測試，定量與定性分析了不同工況下全系統(tǒng)運(yùn)行特性，對船用核動力裝置的運(yùn)行規(guī)律及回路間接口匹配特性有了更深入的認(rèn)識。同時(shí)，開展船用核動力裝置仿真分析研究，可為核動力裝置船用化設(shè)計(jì)提供必要的技術(shù)手段。

1 總體設(shè)計(jì)方案

本仿真分析平臺是基于RINSIM軟件平臺，軟件平臺架構(gòu)如圖1所示，該軟件平臺采用分布式體系架構(gòu)，主要包括開發(fā)工具、在線工具和維護(hù)工具幾部分，含有不同的獨(dú)立程序完成不同的功能。采用圖形化建模工具SimGen進(jìn)行熱工水力模型與控制系統(tǒng)模型建立，采用人機(jī)界面組態(tài)工具SimDraw開發(fā)人機(jī)界面，在SimUGD上完成開發(fā)模型的調(diào)試，采用人機(jī)界面監(jiān)控軟件SimHMI實(shí)施監(jiān)測和控制，采用參數(shù)曲線監(jiān)視軟件SimCurve進(jìn)行實(shí)時(shí)監(jiān)測，采用運(yùn)行控制站軟件SimIS對系統(tǒng)運(yùn)行狀態(tài)進(jìn)行綜合管理。

2 數(shù)學(xué)模型分析

2.1 點(diǎn)堆模型

圖 1 RINSIM軟件平臺架構(gòu)Fig. 1 The architecture for the software platform of RINSIM

本仿真采用點(diǎn)堆模型來模擬反應(yīng)堆堆芯，點(diǎn)堆模型是一種近似模型，它不考慮中子通量、密度等各種參數(shù)在堆內(nèi)的空間分布，而是把反應(yīng)堆看作一個(gè)集中參數(shù)的系統(tǒng)，把時(shí)間變量與空間相分離，各種參數(shù)在堆內(nèi)不同位置分布是均勻的，只考慮了各種參數(shù)隨時(shí)間的變化，突出了反應(yīng)堆的時(shí)間特性。在反應(yīng)堆物理計(jì)算中，點(diǎn)堆模型由于其方程簡單，計(jì)算結(jié)果比較準(zhǔn)確，可以滿足絕大多數(shù)工況的要求而被廣泛應(yīng)用于核動力系統(tǒng)的安全分析程序中。

帶有6組緩發(fā)中子的點(diǎn)堆方程求解：

式中：n（t）為中子密度，cm–3；Ci為第i組緩發(fā)中子先驅(qū)核濃度，cm–3；為反應(yīng)性；λi為第i組緩發(fā)中子先驅(qū)核衰變常數(shù)，s–1；βi為第i組緩發(fā)中子份額；Λ為中子代時(shí)間，s。為第i組緩發(fā)中子先驅(qū)核平均濃度。

2.2 兩相流熱工水力基本模型

將核動力裝置的各個(gè)部件，包括堆芯部分、蒸汽發(fā)生器、換熱器、循環(huán)水泵、穩(wěn)壓器和壓力容器等內(nèi)部空間劃分為若干控制體，對每個(gè)控制體進(jìn)行兩相流流動和傳熱計(jì)算。其主要由6個(gè)基本守恒方程和1個(gè)漂移流方程組成：

1）不凝結(jié)氣體質(zhì)量守恒方程

式中：Xn為不凝結(jié)氣體質(zhì)量分?jǐn)?shù)；Sn為不凝結(jié)氣體質(zhì)量源項(xiàng)，kg/s。

2）汽相質(zhì)量守恒方程

式中：Γ為液相向汽相的質(zhì)量遷移項(xiàng)，kg/（m3/s）；Sg為汽相質(zhì)量源項(xiàng)，kg/s。

3）液相質(zhì)量守恒方程

式中：Sf為液相質(zhì)量源項(xiàng)，kg/s；。

4）汽相能量守恒方程

式中：qwg為壁面?zhèn)鹘o汽相熱流密度，W/m3；qig為界面?zhèn)鹘o汽相熱流密度，W/m3；Γw為壁面上生成的汽相質(zhì)量，kg/s；DISSg為汽相能量耗散項(xiàng)，W/m3；SgQ為汽相能量源項(xiàng)，W。

5）液相能量守恒方程

式中：qwf為壁面?zhèn)鹘o液相熱流密度，W/m3；qif為界面?zhèn)鹘o液相熱流密度，W/m3；Γw為壁面上生成的液相質(zhì)量，kg/s；DISSf為液相能量耗散項(xiàng)，W/m3；SfQ為液相能量源項(xiàng)，W。

6）混合相能量守恒方程

式中：ρBx為體積力，Pa/m；FWG，F(xiàn)WF為汽液兩相摩擦系數(shù)，1/s；?PP為泵提供壓頭，Pa；Sv為動量源項(xiàng)，Pa。

7）漂移流方程

式中：C0為氣泡濃集度參數(shù)；為漂移速度，m/s。

3 仿真模型開發(fā)

3.1 熱工模型

熱工模型是整個(gè)仿真分析平臺的核心，其提供整個(gè)核動力裝置反應(yīng)堆與蒸汽系統(tǒng)的熱工水力參數(shù)和泵閥等設(shè)備的開合狀態(tài)、閥門開度及泵轉(zhuǎn)速等設(shè)備狀態(tài)參數(shù)，同時(shí)接收控制系統(tǒng)模型與人機(jī)界面組態(tài)的控制指令，并將信號反饋給人機(jī)系統(tǒng)。

熱工模型主要包括堆芯、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器、蒸汽系統(tǒng)及其他輔助系統(tǒng)等。其中反應(yīng)堆堆芯采用點(diǎn)堆模型來模擬，壓力容器和蒸汽發(fā)生內(nèi)部結(jié)構(gòu)和流體動態(tài)特性相對復(fù)雜，本文采用RINSIM平臺的SimTherm熱工水力計(jì)算仿真軟件建模，蒸汽系統(tǒng)、反應(yīng)堆凈化與容積控制系統(tǒng)等仿真模型采用RINSIM仿真平臺中SimFlow流體網(wǎng)絡(luò)計(jì)算仿真軟件建模。以反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)仿真建模為例，熱工模型的熱工節(jié)點(diǎn)如圖2所示。

圖 2 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)RINSIM節(jié)點(diǎn)模型Fig. 2 The node model of reactor coolant system on the RINSIM

圖2中，壓力容器一共劃分12個(gè)節(jié)點(diǎn)，其中堆芯2個(gè)節(jié)點(diǎn)，混合腔室1個(gè)節(jié)點(diǎn)，下降段各3個(gè)節(jié)點(diǎn)（換熱段2個(gè)節(jié)點(diǎn)），底部腔室1個(gè)節(jié)點(diǎn)，堆芯旁路1個(gè)節(jié)點(diǎn)，頂部腔室1個(gè)節(jié)點(diǎn)。換熱部分堆芯使用2個(gè)第1類熱構(gòu)件（圖中深色小方塊）模擬，主換熱器各使用2個(gè)第2類熱構(gòu)件（圖中淺色小方塊）模擬。

3.2 控制系統(tǒng)模型

控制系統(tǒng)模型用于實(shí)現(xiàn)核動力裝置的主要控制功能。本文采用RINSIM平臺軟件構(gòu)建控制系統(tǒng)模型，包括反應(yīng)堆功率控制、平均溫度控制、反應(yīng)堆冷卻劑流量控制、穩(wěn)壓器壓力及水位控制、蒸汽發(fā)生器水位控制、蒸汽排放控制、蒸發(fā)器給水控制、汽發(fā)機(jī)組功率控制、蒸汽排放控制、冷凝器綜合控制、均衡水箱液位與水溫控制、造水補(bǔ)水控制等。

以反應(yīng)堆冷卻劑循環(huán)流量控制建模為例，控制系統(tǒng)原理如圖3所示，其RINSIM模型如圖4所示。

圖 3 反應(yīng)堆冷卻劑流量控制原理Fig. 3 The control principle of reactor coolant flow

依據(jù)反應(yīng)堆冷卻劑流量控制原理圖，在RINSIM仿真平臺上建立反應(yīng)堆冷卻劑流量控制仿真模型，如圖4所示。

圖 4 反應(yīng)堆冷卻劑流量控制RINSIM模型圖Fig. 4 The model diagram of reactor coolant flow control on the RINSIM

3.3 人機(jī)界面組態(tài)

人機(jī)界面用于監(jiān)視核動力裝置的運(yùn)行狀態(tài)和控制參數(shù)，并提供對重要閥門、泵等控制部件的操作界面。本文采用RINSIM平臺軟件包中的SimDraw軟件畫圖，在SimHMI中運(yùn)行監(jiān)控。人機(jī)界面主要顯示核動力裝置全系統(tǒng)運(yùn)行狀態(tài)和特性，與DCS系統(tǒng)中操作員顯控臺人機(jī)界面保持一致。當(dāng)開展仿真模型與控制設(shè)備閉環(huán)測試時(shí)，可手動切換到操作員顯控臺進(jìn)行監(jiān)控。

進(jìn)入反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)人機(jī)界面后，可查看堆芯溫度、壓力容器壓力、容積補(bǔ)償器壓力、熱管段/冷管段溫度以及相關(guān)回路系統(tǒng)參數(shù)信息，同時(shí)可對泵閥進(jìn)行操作，以實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量的控制。

4 仿真測試

開展核動力裝置全系統(tǒng)正常運(yùn)行工況及典型事故工況的模擬測試，可定量與定性分析不同工況下全系統(tǒng)運(yùn)行特性，對核動力裝置運(yùn)行規(guī)律及特性有更深入的認(rèn)識，掌握回路系統(tǒng)間接口匹配特性。本文主要開展穩(wěn)定運(yùn)行工況、升降負(fù)荷變工況測試以及典型事故工況測試。

4.1 穩(wěn)定工況測試

穩(wěn)定工況運(yùn)行是核動力裝置反應(yīng)堆根據(jù)船舶停泊負(fù)荷或勻速推進(jìn)負(fù)荷要求而維持功率水平恒定的工況，一般來說穩(wěn)定工況運(yùn)行是指反應(yīng)堆的功率不隨時(shí)間變化的運(yùn)行方式。

本文主要對100%負(fù)荷工況參數(shù)進(jìn)行檢查，運(yùn)行仿真模型，記錄核功率、堆芯出口溫度、反應(yīng)堆冷卻劑壓力、反應(yīng)堆冷卻劑流量、循環(huán)泵轉(zhuǎn)速、熱段溫度、冷段溫度、蒸汽發(fā)生器出口與流量、發(fā)電機(jī)功率等參數(shù)信息。仿真結(jié)果分析表明，所有參數(shù)最大誤差不超過2%，仿真分析平臺具有較高的精度。

4.2 變工況測試

變工況運(yùn)行是指反應(yīng)堆運(yùn)行功率隨時(shí)間變化的過渡過程，反應(yīng)堆在改變工況時(shí)一般根據(jù)二回路負(fù)荷的需要，將反應(yīng)堆功率調(diào)整到適應(yīng)二回路所需的功率上，無論是升功率或是降功率，在改變工況過程中，反應(yīng)堆的功率隨時(shí)間改變，直至穩(wěn)定在所需的功率上為止。

本文以100%～20%降功率測試為例，在滿功率負(fù)荷運(yùn)行工況下，以10%額定負(fù)荷手動調(diào)節(jié)發(fā)電機(jī)功率，記錄核功率、堆芯出口溫度、循環(huán)泵轉(zhuǎn)速、蒸汽發(fā)生器出口溫度、汽機(jī)轉(zhuǎn)速等參數(shù)信息，對核動力裝置運(yùn)行參數(shù)進(jìn)行歸一化處理，主要參數(shù)信息如圖5所示。

仿真結(jié)果分析表明：1）反應(yīng)堆功率控制單元根據(jù)回路間功率偏差及堆芯出口溫度偏差，調(diào)節(jié)反應(yīng)堆功率較好的跟蹤二回路負(fù)荷值的變化，回路間功率臺階基本一致，但反應(yīng)堆功率變化較二回路負(fù)荷變化存在一定的滯后。2）堆芯出口溫度被很好控制在設(shè)定值附近，堆芯入口溫度隨功率水平的下降而上升，堆芯進(jìn)出口溫差隨功率水平下降而減小，反應(yīng)堆內(nèi)部自然循環(huán)流量隨堆芯進(jìn)出口溫差的減小而減小。3）循環(huán)泵轉(zhuǎn)速設(shè)定值和流量設(shè)定值隨功率水平下降而減小，循環(huán)泵轉(zhuǎn)速控制單元根據(jù)循環(huán)泵轉(zhuǎn)速偏差值及流量偏差值調(diào)節(jié)循環(huán)泵轉(zhuǎn)速，使反應(yīng)堆冷卻劑流量被調(diào)節(jié)到設(shè)定值。隨著反應(yīng)堆冷卻劑流量的減小及蒸汽發(fā)生器蒸汽需求的減少，反應(yīng)堆冷卻劑熱段和冷段溫度逐漸上升。

4.3 典型故障工況測試

船舶核動力裝置一旦發(fā)生事故后，若不采取必要的措施，必然會影響反應(yīng)堆正常功率的發(fā)揮，以致破壞反應(yīng)堆連續(xù)功率的發(fā)出，若處理不當(dāng)還會引起一定程度裝置系統(tǒng)的破壞，從而嚴(yán)重影響到核安全，因此必須對事故下的全系統(tǒng)運(yùn)行特性有足夠的了解。船舶核動力裝置典型故障工況主要有主蒸汽管道破裂、蒸汽發(fā)生器給水喪失及冷凝器真空破壞等，本文以100%工況下單個(gè)蒸汽發(fā)生器給水喪失為例，開展典型事故工況瞬態(tài)測試，主要參數(shù)變化如圖6所示。

圖 5 100%～20%降功率核動力裝置主要參數(shù)變化Fig. 5 Change of main parameters for the nuclear power plant under the 100%～20% power reduction

圖 6 蒸汽發(fā)生器給水喪失工況下核動力裝置主要參數(shù)變化Fig. 6 Change of main parameters for the nuclear power plant under the loss of water supply for Steam generator

仿真結(jié)果表明：1）由于2個(gè)蒸汽發(fā)生器分別喪失給水是完全對稱的過程，這里僅以單個(gè)蒸汽發(fā)生器喪失給水為例進(jìn)行分析。1號蒸發(fā)器給水喪失后，其水位迅速下降，蒸汽產(chǎn)生量減少。2臺蒸發(fā)器無法供應(yīng)足夠蒸汽給2臺汽輪機(jī)保持滿功率做功導(dǎo)致汽輪機(jī)轉(zhuǎn)速發(fā)生大幅震蕩。1號蒸發(fā)器由于完全喪失給水導(dǎo)致其首先排空，2號蒸發(fā)器由于汽水失配，給水開啟最大仍然無法滿足汽機(jī)蒸汽需求也導(dǎo)致水位慢慢下降。瞬態(tài)發(fā)展10 min后2臺汽機(jī)的保護(hù)信號都被觸發(fā)，瞬態(tài)進(jìn)入停機(jī)過程。2）反應(yīng)堆方面前期仍然響應(yīng)了蒸汽需求而進(jìn)行調(diào)節(jié)，后期隨著2臺汽輪機(jī)停機(jī)，反應(yīng)堆也進(jìn)入了停堆過程。3）停堆后反應(yīng)堆失去調(diào)節(jié)功能，無法使反應(yīng)堆出口溫度穩(wěn)定在設(shè)定值。

5 結(jié) 語

核動力裝置仿真分析平臺能夠較好地模擬與評估核動力裝置熱工水力工況，通過開展核動力裝置全系統(tǒng)正常運(yùn)行工況及典型事故工況的模擬測試，可定量與定性分析不同工況下全系統(tǒng)運(yùn)行特性，有效展現(xiàn)船用條件下核動力裝置全系統(tǒng)運(yùn)行特性與回路系統(tǒng)間接口匹配性，為開展核動力綜合控制系統(tǒng)測試提供仿真技術(shù)手段，為核動力裝置船用化設(shè)計(jì)奠定基礎(chǔ)。

[1]方偉明, 張鵬飛, 許建, 等. 船舶蒸汽動力系統(tǒng)設(shè)計(jì)方案的仿真驗(yàn)證[J]. 中國艦船研究, 2012, 7(5): 71–78.

FANG Wei-ming, ZHANG Peng-fei, XU Jian, et al. The simulation verification for the design scheme of marine steam power systems[J]. Chinese Joumal of Ship Research, 2012, 7(5):71–78.

[2]付明玉, 邊信黔, 史覬, 等. 船用核動力裝置專家系統(tǒng)技術(shù)研究[J]. 核科學(xué)與工程, 2002, 22(3): 220–228.

FU Ming-yu, BIAN Xin-qian, SHI Ji, et al. Research on export system of marine nuclear power device[J].Nuclear Science and Engineering, 2002, 22(3): 220–228.

[3]高景輝, 邢宏傳, 張榮華, 等. 微機(jī)型船用核動力工程仿真器系統(tǒng)初步設(shè)計(jì)[J]. 原子能科學(xué)技術(shù), 2004, 38(6): 533–536.

GAO Jing-hui, XING Hong-chuan, ZHANG Rong-hua, et al.Design of compact nuclear power marine engineering simulator[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2004,38(6): 533–536.

[4]朱立志. 核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)的仿真測試與驗(yàn)證研究[D].上海: 上海交通大學(xué), 2010.

ZHU Li-zhi. Verification and validation studies of nuclear power plant’s digital control system[D]. Shanghai: Shanghai Jiaotong University, 2010.

[5]史覬, 蔣明瑜, 馬云青. 核電站儀控系統(tǒng)數(shù)字化開發(fā)仿真測試技術(shù)研究[J]. 核技術(shù), 2005, 28(2): 163–168.

SHI Ji, JIANG Ming-yu, MA Yun-qing. Research on real-time simulation test for upgrades of digital I&C system in nuclear power plant[J].Nuclear Techniques, 2005, 28(2): 163–168.

[6]龔湛, 林萌, 劉鵬飛, 等. AP1000核電站仿真分析平臺的研發(fā)[J]. 熱力發(fā)電, 2012, 41(3): 32–36.

GONG Zhan, LIN Meng, LIU Peng-fei, et al. Development of emulation analysis platform for AP1000 nuclear power plant[J].Thermal Power Generation, 2012, 41(3): 32–36.

[7]艾明. 船用核動力裝置仿真與控制方法研究[D]. 哈爾濱: 哈爾濱工程大學(xué), 2010.

AI Ming. Simulation and research on control methods of marine nuclear power plant[D]. Harbin: Harbin Engineering University,2010.

[8]侯東, 林萌, 楊宗緯, 等. 核電廠DCS閉環(huán)測試平臺的開發(fā)及應(yīng)用[J]. 核動力工程 2011, 32(4): 66–70.

HOU Dong, LIN Meng, YANG Zong-wei, et al. Development and application of nuclear power plant DCS closed-loop test platform[J]. Nuclear Power Engineering, 2011, 32(4): 66–70.