反应堆功率控制系统的建模及闭环验证

核 动 力 工 程Nuclear Power Engineering第30卷 第4 期 2 0 0 9 年8月V ol. 30. No.4 Aug. 2 0 0 9文章编号：0258-0926(2009)04-0096-05反应堆功率控制系统的建模及闭环验证林 桦，林 萌，侯 东，杨燕华（上海交通大学核科学与工程学院，200240）摘要：基于MATLAB/SIMULINK 仿真软件，对岭澳一期核电站功率控制系统进行建模。

通过与RELAP5完成的核电厂主回路热工水力模型相连接，对该控制系统模型进行了闭环瞬态工况测试。

将计算机仿真结果与电厂试验曲线进行了比较，两者非常吻合，定性和定量地验证了本控制模型和热工模型的正确性。

关键词：反应堆；功率控制；闭环验证；RELAP5；MATLAB/SIMULINK 中图分类号：TL362 文献标识码：A1 引 言核电厂高精度、实时、动态仿真要求有准确的反应堆热工水力以及控制系统等模型，它除用于电厂安全分析、操纵员培训等，还可用于控制系统参数优化、实际仪表控制系统验证等方面。

鉴于此，本研究以由RELAP5构建的热工水力模型为基础，利用MATLAB/SIMULINK 软件，以岭澳一期核电站为例，对反应堆功率控制系统进行了建模，并在稳态和瞬态工况下进行了闭环动态仿真验证。

2 控制系统建模及控制对象2.1 功率控制系统的MATLAB/SIMULINK 建模 反应堆功率控制系统的基本原理是根据二回路功率需求控制功率补偿棒的棒位。

其最终目标是使功率补偿棒的位置与功率需求相对应。

压水堆中的控制棒组除了功率补偿棒组外，还设有温度调节棒组。

平均温度控制系统通过测量一回路冷却剂平均温度，与平均温度整定值比较后，经调节器产生调节信号，驱动温度调节棒组，改变反应堆的反应性，从而维持一、二回路功率的匹配，并使实测平均温度与参考平均温度一致。

相对于手工编写代码进行仿真的复杂性和代码质量的不确定性，MATLAB/SIMULINK 提供了模型描述和系统仿真的一种高效途径[1]。

本研究参考岭澳核电站一期的功率调节和平均温度调节系统设计手册[2]，使用MATLAB/SIMULINK图1 G 棒组SIMULINK 控制模型Fig. 1 Model of G-Rod Based on SIMULINK收稿日期：2008-06-02；修回日期：2008-09-11林桦等：反应堆功率控制系统的建模及闭环验证 97模拟了反应堆中的温度调节棒组（R棒组）和功率补偿棒组（G棒组）及相应的控制逻辑，通过调节R棒组和G棒组来协调控制反应性，使反应堆具有快速跟踪负荷变化的能力。

G棒组的作用是用于补偿和功率变化相联系的反应性变化。

图1为建立的G棒组SIMULINK 控制模型流程图。

在一定燃耗下，对应于每个功率水平有一个棒位，功率水平与G棒组棒位之间的有效标定曲线如图2所示[3]。

模型根据二回路的功率需求，确定功率调节棒棒位的整定值。

由棒位整定值与当前实际棒位比较后计算出棒束提升或下插信号及棒束移动速度，从而确定新的棒位。

在计算出棒位后，根据棒位与其所引入反应性的关系计算出当前所需引入的反应性作为输出信号，送至RELAP5的点堆中子动力学模型中。

图3为建立的R棒组SIMULINK控制模型流程图，R棒组调节部分的输入信号包括核功率信号、汽轮机负荷信号和反应堆冷却剂平均温度信号。

在反应堆功率运行工况下，当负荷需求与反应堆功率出现不平衡时，将出现温度偏差信号。

图2 G棒组棒位整定值Fig. 2 Setpoint of G-Rod Step Position该偏差信号经棒速程序控制单元后产生R棒组移动速度和方向（提升或插入）信号，而后计算出新时刻棒位。

最后根据棒位与反应性的关系计算出当前所需引入的反应性作为输出信号。

2.2 仿真状态的保存及复位功能对核电厂控制系统中惯性环节及超前滞后环节的模拟，调用SIMULINK系统模块库中的模块可实现动态仿真的要求，但无法保存其仿真状态点，所以无法实现该控制系统仿真状态的复位功能。

系统模块库中惯性环节传递函数为：图3 R棒组SIMULINK控制模型Fig. 3 Model of R-Rod Based on SIMULINK核 动 力 工 程 V ol. 30. No. 4. 2009981)(+⋅=s Ks G τ （1）超前滞后环节传递函数为：11)(+⋅+⋅=s s K s G τ （2）式中，K 为比例系数；τ为时间常数；s 为复变量因子。

本文的控制系统建模过程中，调用SIMULINK 系统模块库中的基本的积分和加法模块，组合成具有状态保存功能的滤波器置于用户自定义模块库中，用于替代SIMULINK 系统模块库中的自带模块。

自定义的滤波器模块封装 后，其参数K 和τ可以根据需要更改，而且支持仿真运行时在线更改。

内部计算逻辑如图4所示，状态参数的引入即仿真开始时对积分器赋初值；状态参数的保存即仿真停止时积分器的计算输出值的保存，再次启动仿真时将保存值作为状态参数输入。

图4 自定义滤波器内部逻辑Fig. 4 Internal Logic of User Defined Filter控制系统运行处于稳态时，一阶惯性环节的输出与输入值相同。

仿真系统在稳态点停止后再次启动时，若使用SIMULINK 系统模块库中的Transfer Fcn 模块，由于其不具备状态保存和复位功能，其输出不再是稳态运行时的结果，会使稳态运行过程发生扰动。

例如，在反应堆冷却剂平均温度调节过程中，温度调节棒组根据二回路的负荷信号，由函数发生器产生一个参考温度值；送入函数发生器的二回路负荷信号经过一阶惯性环节滤波，其传递函数为)1/(1)(+=s s G ；当二回路负荷为100%稳定运行时，停止仿真后再次启动，惯性环节的输出从0开始经过10 s 后才能再次达到稳态值；调用自定义的滤波器模块，其输出值会维持上一次仿真运行停止时的输出值（图5），不会对整个仿真系统引起扰动。

2.3 控制对象与本控制系统模型构成闭环的控制对象，是基于轻水反应堆瞬态最佳估算程序RELAP5建立图5 SIMULINK 系统模块与自定义滤波器模块输出比较Fig.5 Comparison of Output between SIMULINKSystem Model and User Defined Filter Model的岭澳核电站主回路热工模型和点堆中子动力学模型。

其中包括反应堆、稳压器、蒸汽发生器及相应管道等主要设备。

对控制系统模型进行闭环动态实时验证计算时，以RELAP5作为后台计算主程序。

处理控制信号的MATLAB/SIMULINK 程序通过数据库与RELAP5进行热工参数及控制信号的实时交互[4]。

RELAP5输出的主要系统参数包括核功率、一回路平均温度、主蒸汽流量；MATLAB/SIMULINK 输出的主要控制参数有控制棒组动作所引入的反应性、汽轮机流量调节阀开度等。

3 模型验证本文以岭澳一期核电站原始试验报告内容之一的负荷阶跃变化工况为例进行验证。

试验内容为：从97% FP 功率水平阶跃变化至87%FP 功率水平，以测试瞬态工况下相关控制系统维持反应堆正常运行的能力，其阶跃瞬态工况通过改变汽轮机负荷实现[5]。

在对控制系统模型进行验证计算时，首先使反应堆功率维持在97%FP 功率水平的稳定工况，而后通过改变主蒸汽阀门开度，使汽轮机蒸汽负荷阶跃下降10%。

蒸汽流量变化曲线见图6。

由于反应堆功率控制采用G 模式，堆功率跟踪二回路汽轮机负荷变化，反应堆功率变化见图7，堆功率曲线变化趋势与电厂试验数据基本一致。

汽轮机负荷、核功率及一回路平均温度设定值的变化，使得一回路平均温度随之变化。

在降负荷初期，由于堆芯功率无法完全带出，导致一回路平均温度略为上升，其后由于核功率下降及平均温度控制棒组的调节作用，一回路平均温度林 桦等：反应堆功率控制系统的建模及闭环验证 99最终稳定在新的设定值上。

如图8所示，实测平均温度与参考平均温度曲线、计算曲线的变化趋势与电厂试验数据基本一致。

从上述趋势图可见，无论从定性上还是定量上，计算机仿真曲线与电厂的实际试验曲线均吻 合得很好，从而证明了反应堆热工水力模型及控制系统模型的正确性。

4 结 论参考岭澳一期核电厂以M A T L A B / SIMULINK 建立的控制系统模型，与以RELAP5建立的被控对象模型，通过动态耦合构成了一个闭环控制回路，10%阶跃降功率瞬态工况闭环验证结果显示，模型计算数据与电厂原始试验数据吻合，从而证明此种方法可以精确模拟反应堆及其控制系统行为。

这为下一步开展反应堆控制系统参数优化及通过硬接线方式验证实际仪表控制系统组态打下了很好的基础。

参考文献：[1] 杨涤，李立涛，杨旭等．系统实时仿真开发环境与应用[M]. 北京：清华大学出版社，2002．[2] LING AO Nuclear Power Company LTD. System DesignManual [R]. LANPC, 1998. [3]张建民. 核反应堆控制[M]. 西安：西安交通大学出版社，2002.[4] 林萌，胡锐，杨燕华. 核电厂控制与保护系统动态仿真[J]. 核动力工程，2004, 25(6): 562～566.[5] LING AO Nuclear Power Company LTD. Test Report,PL127RRCR60LSUM45GN (TR 1 RRC 60) [R]. LANPC, 2002.Modeling of Reactor Power Control System andClosed Loop VerificationLIN Hua, LIN Meng, HOU Dong, YANG Yan-hua（School of Nuclear Science and Engineering, Shanghai Jiao Tong University, Shanghai, 200240, China ）Abstract: The model of nuclear power control system of Ling’ao NPP based on MATLAB/SIMULINK was established. Closed loop test was realized by coupling with the thermal-hydraulic model of primary loop which is based on RELAP5. The comparison of simulated result with test result from NPP shows a good co-ordination, and the correctness of the model was proved qualitatively and quantitatively.Key words: Reactor, Nuclear power control, Closed loop verification, RELAP5, MATLAB/SIMULINK（下转第112页）图6 蒸汽流量变化曲线Fig. 6 Steam Flow Rate Versus Time图7 反应堆功率变化曲线 Fig. 7 Nuclear Power Versus Time图8 冷却剂平均温度变化曲线Fig. 8 Average Temperature of Coolant Versus Time核动力工程 V ol. 30. No. 4. 2009 112Discussion of REA Boric Acid Tank VolumeSHENG Guo-long(China Nuclear Power Technology Research Institute, Shenzhen, Guangdong, 518124, China) Abstract: This paper discussed the design rules of the boric acid tank volume of reactor boron and water makeup system(REA) in PWR nuclear plant and the limit requirements of the tank volume in the operation technical specification. Based on the comparison and analysis of the arguments of Daya Bay nuclear plant 18 months refueling modification and Ling’ao nuclear plant 1/4 refueling modification, the paper pre-assessed and calculated the lack of the REA boric acid tank volume as the fuel enrichment upgraded to 4.95% in the future, and proposed the suggestion of increasing the volume or boric acid concentration of the REA system in new nuclear plant design in order to meet the operation technical specification requirements.Key words: Nuclear power plant, Boric acid tank, V olume, Shutdown作者简介：圣国龙 (1974—)，男，反应堆高级操纵员，运行工程师。