压水堆核电站稳压器压力控制系统仿真研究

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核电厂稳压器电加热器自动控制研究

核电厂稳压器电加热器自动控制研究

核电厂稳压器电加热器自动控制研究******************,海南三亚572000摘要:压水堆核电站一回路启动时需先给一回路充水,一回路满水待条件满足后通过稳压器(PZR)内的加热器将稳压器内冷却剂加热至饱和状态并建立汽腔。

稳压器建汽腔的目的在于更好地控制一回路的压力,同时为一回路水装量提供一定缓冲。

目前核电厂的稳压器建汽腔过程中,通过操纵员的经验手动控制加热器的投退形成汽腔,汽腔形成后通过加热器/喷淋阀的控制来稳定并逐步提升一回路压力至正常运行值。

关键词:核电厂稳压器;电加热器;自动控制引言随着现代工业发展的加快和人民生活质量的不断提高,电器的使用在国民经济的许多部门和人民生活的各个方面都有所增加,为人民带来了真正的便利,促进了经济的迅速和健康发展发电厂正常运行时,为了使核电站和核电站高温区的内部温度保持在设备正常运行、人员健康和安全规定的限度内,需要启动电动转发器来加热进气电力加热在核电站得到广泛和大量的使用。

如果发现加热损坏,只需更换加热元件就能解决问题,根本无法解决问题,必须找出根本原因,以便采取更有针对性的解决办法。

1稳压器电加热器设备稳压器加热器和喷淋阀是稳压器压力控制系统的主要设备。

稳压器电加热器的基本功能是与稳压器喷淋相互配合,控制和调节反应堆冷却剂系统(RCP)压力。

稳压器内主要有比例式加热器和通断式加热器。

1)比例式加热器003/004RS:比例式电加热器主要在稳压器内压力小幅度波动时起作用,用于补偿PZR容器的散热以及连续喷淋带来的热损失。

2)通断式加热器001/002/005/006RS:通断式加热器用于反应堆启动或瞬态过程,主要考虑在机组各种瞬态扰动下对一回路压力进行补偿和调节。

2温度控制系统设计分析(1)工艺控制系统的基本要求:工艺控制系统(称为设定值)的输入保持不变时,整个系统应处于相对平衡状态,调整后的参数应保持在允许的设定值或偏差范围内。

当所有内部和外部生产因素和条件都发生变化时,需要对正常生产进行干扰,调整后的参数将与原始参数发生变化,工艺控制系统是不断克服不同类型干扰的影响,以便调整后的参数能够恢复到原始参数主要操作方法如下:风机从进气管中抽出空气,分别通过冷却器和电流器获得压力和温度符合技术要求的空气。

核自主控制系统设计与仿真分析

核自主控制系统设计与仿真分析

核自主控制系统设计与仿真分析核自主控制系统是指在核反应堆运行过程中,通过传感器实时采集相关参数并进行处理,再通过控制器对反应堆的运行状态进行控制,并能在必要时对反应堆进行急停的一种自主控制系统。

核自主控制系统在核电站的安全运行中起着重要的作用,因此其设计和仿真分析显得尤为重要。

I. 原理与结构核反应堆的自主控制系统是由传感器、信号处理器、控制器和执行机构四个部分组成的。

其中,传感器主要用于采集各种反应堆参数,如中子流量、温度、压力等,并将这些参数转换成电信号传输到信号处理器,信号处理器将这些参数进行处理与分析,并根据预设的控制策略将处理后的控制信号通过控制器向执行机构发出控制命令,从而控制反应堆运行状态。

II. 设计和仿真分析核自主控制系统的设计与仿真分析对核电站的安全运行具有至关重要的作用。

设计阶段主要包括系统的整体结构设计、信号处理器和控制器的硬件设计和软件开发。

其中,系统的整体结构设计需要充分考虑信号传输的稳定性和可靠性,确保传感器采集到的各项反应堆参数能够正确地传输到信号处理器和控制器。

在仿真分析阶段,需要利用现代化的仿真工具对核自主控制系统的性能进行分析和评估,以确保系统的稳定性、可靠性和安全性。

例如,可以采用MATLAB/Simulink等工具对核自主控制系统进行建模和仿真,分析系统在不同负载和各种异常情况下的运行状态和响应时间,进一步调整系统的设计参数和控制策略,确保系统的精度和可靠性。

III. 挑战和发展趋势核自主控制系统的设计和仿真分析面临着诸多挑战,随着核电站的不断发展和升级,控制系统的要求越来越高,如更高的控制精度、更快的响应速度、更强的抗干扰能力等。

同时,随着智能化技术的发展和应用,核自主控制系统也正向智能化、网络化方向发展,如利用人工智能算法对反应堆参数进行分析和预测、采用无线传输技术实现控制信号的远程传输等。

总之,在核自主控制系统的设计和仿真分析中,需要充分考虑工程实际和理论研究的融合,平衡可靠性、稳定性和安全性,同时必须紧跟科技发展和应用的步伐,推进核自主控制系统的智能化、网络化、先进化等方面的发展,为保障核电站的安全运行做出积极的贡献。

压水堆核电站稳压器压力控制系统仿真研究

压水堆核电站稳压器压力控制系统仿真研究
t h e c h a r a c t e r i s t i c s o f c o mp l e x no n l i ne a r a n d t i me -v a r y i n g,l e a di n g t o t h e p o o r o u t p u t s o f t h e s y s t e m ,s u c h a s l a r g e O —
第3 0 卷 第1 期
文章编号 : 1 0 0 6 — 9 3 4 8( 2 0 1 3 ) 0 1 — 0 1 9 3 一 o 4



仿

2 0 1 3 年1 月
压 水 堆 核 电 站 稳 压 器 压 力 控 制 系 统 仿 真 研 究
张 国铎 , 杨旭红, 许 行, 卢 栋青
法 。通过单神经元的 自学习和 自适应能力 , 获得最优控制性 能的 P I D控 制参数 。仿 真结果 表明 , 单神经元 神经 网络 的 P I D 控制方法与传统的 P I D控制方法相 比, 系统响应速度更快 , 超调量更小 , 为优化控制系统提供 了参考 。 关键词 : 压水堆 ; 稳压器 ; 压力控制系统 ; 比例积分微分控制 ; 单神经元
ZHANG Gu o -d u o, YANG Xu-h o n g, XU Ha n g, L U Do n g —q i n g
( S h a n g h a i U n i v e r s i t y o f E l e c t r i c P o w e r , S h a n g h a i 2 0 0 0 9 0 ,C h i n a )
( 上 海 电力 学 院 , 上海 2 0 0 0 9 0 )

基于遗传算法的压水堆核电一回路稳压器机理建模与仿真

基于遗传算法的压水堆核电一回路稳压器机理建模与仿真
[ ] 2 4 -
1 稳压器机理建模
1 . 1 稳压器工作原理 稳压器是压水堆核动力系统中对一回路压 通常为一 力进 行 控 制 和 超 压 保 护 的 重 要 设 备 , 个立 式 圆 柱 形 容 器 , 安装在一回路的任一热工 环路上 , 其设 备 位 置 如 图 1 所 示 。 其 主 要 功 能 避免因一 是调 节 和 稳 定 一 回 路 冷 却 剂 的 压 力 , 回路 压 力 过 高 损 坏 设 备 , 或因压力 h t h e d a t u m o b t a i n e d b t h e 9 0 0 MW PWR n u c l e a r o w e r l a n t t h e c o r r e c t n e s s o f y p p a n d t h e e f f e c t i v e n e s s o f o t i m i z a t i o n m e t h o d s w e r e v e r i f i e d . m o d e l i n p g : ; ; ; ; K e w o r d sn u c l e a r e c h a n i s m m o d e l i n i m u l a t i o ng a l o r i t h m o w e rp r e s s u r i z e rm e n e t i c gs g p y 核能发 电 是 我 国 能 源 战 略 的 组 成 部 分 之 一, 在能源供 应 中 的 比 例 正 逐 步 提 高
[ 1]
特性 进 行 了 仿 真 , 并与核电厂提供的对应数据 做了 比 较 , 仿真结果验证了建模方法的正确性 及优化算法的有效性 。
。由于
且核能裂变应用本身具有 核电 站 的 运 行 复 杂 , 风险性 , 因此 , 核电站设备建模和重要系统的仿 真研 究 , 对于研究人员掌握设备特性和操纵人 员熟 悉 设 备 调 试 极 为 有 利 , 对核电站安全运行 意义重大 。 稳压器为核电站反应堆冷却剂系统 其建模研究经历了两相平衡态 的主 设 备 之 一 , 模型

基于STAR-90的压水堆核电站一回路建模与仿真研究

基于STAR-90的压水堆核电站一回路建模与仿真研究

基于STAR-90的压水堆核电站一回路建模与仿真研究
本文主要分成堆芯部分和稳压器两大部分进行建模与仿真研究。

关于堆芯中子通量的研究,选择典型的六组缓发中子模型,并考虑控制棒位置、燃料和慢化剂温度、氙和钐中毒、硼浓度等因素对中子通量的影响。

稳压器部分采用汽、液两相分区考虑的两区非平衡态模型进行建模研究。

基于STAR-90仿真系统对各个模块进行算法和图元定义,利用C++编程并在
C++Builder5.0环境下进行算法入库及调试,各模块正常运行之后组成系统。

最后借助部分扰动曲线对堆芯仿真模型及稳压器仿真模型进行实时运算均取得合理结果。

核电站稳压器压力系统优化控制研究

核电站稳压器压力系统优化控制研究
第33卷 第o4期
文 章 编 号 :10算 机 仿 真
2016年4月
核 电站稳 压 器 压 力 系 统 优 化 控 制研 究
宋 辉 ,陆古兵 ,王 飞 ,朱利 文
(海军工程大学核能科学与工程系 ,湖北 武汉 430033) 摘要 :研究稳压器压力系统控制优化 问题 ,由于稳压器压力控制系统存在非线性 、时变性等特点 ,造成系统差 ,传统的 PID控 制手段 往往使 系统存在超调量大 、滞后性强 以及输 出品质不 良等缺点 ;难 以达到预期控制效果 。为了改善控制系统性能 ,提 高控制精度 ,提 出基于粒子群优化 的灰色预测 PID控制方法 ,主要利用灰色预测模 型得到 的预测 值取代 当前值反馈至控制 器 ,然后 ,运用粒子群优化算法参与 PID控制参数的在线整定 ,获取优化 的控 制参数。仿真结 果表明 ,采用 粒子群优化后 的 灰色预测 PID控 制方法 与传统 PID控制方法相 比,系统超调量得到 了有效 的减少 ,响应速度更快 ,改善了控制品质。 关键词:稳压器 ;压力控制系统 ;灰色预测控制 ;粒子群优化算法 中图分类号 :TL36 文 章标志码 :B
. --—

167 ·-·——
作 ;使 电厂在正常或变负荷运行情 况下不发 生紧急停 堆和安 全 阀动作 。
ABSTRACT:In order to improve the control quality and control accuracy,we put forward a grey prediction PID con— trol method based on PSO algorithm. This method mainly uses the predictive value from g rey prediction model as

PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告

PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告

PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告一、预习报告实验名称:压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟实验目的:1、熟悉PCTRAN软件的使用;2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象;3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。

实验仪器设备:电脑、仿真软件实验内容:1、启动电脑,打开PCTRAN仿真软件,熟悉操作界面和方法。

2、加载运行工况,然后加载事故工况。

3、在事故工况稳定之后,导出事故流程记录,并对事故中产生响应的参数进行图表记录。

实验原理和背景材料:PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。

如堆芯熔化,安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。

从1985引入以来,PCTRAN 已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的培训仿真软件。

从1996年起,PCTRAN被国际原子能机构(IAEA)选为年度先进反应堆仿真专题研讨会培训软件。

相当多的大学用PCTRAN教授核能技术并用作硕士和博士的论文开发平台。

在核电站模拟方面,提供了正常运行时的仪表和控制显示。

另外还提供了反应对冷却剂边界泄露或者安全壳失效的图标。

组合的放射物释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。

PCTRAN 可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。

模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。

它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。

它的图形用户界面使操作起来十分方便。

所有的图标,文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite传递。

PCTRAN现有的模型:· GE BWR 2 (Oyster Creek), 4 (Peach Bottom), 5 (La Salle), 6 (River Bend) and ABWR (Lungmen) with Mark I, II, III or advanced containment· GE ABWR and ESBWR· Westinghouse 2-loop Chasma (300 Mwe) 与秦山一期同型, 600 MW Point Beach与秦山二期同型, and 4-loop (Salem) PWR dry containment or ice condenser containment (Sequoyah)· Westinghouse AP1000 三门或海阳· Korean Standard Nuclear Plant OPR1000 and APR1400· B&W (now Areva) PWR’s of once through steam generators (TMI)· Framatome PWR’s 3-loop大亚湾或岭澳, Areva EPR 1600, ATMEA PWR 3-loop, Mitsubishi APWR· ABB BWR’s (TVO)· Russian VVER 1000 田湾, 第三代 AES92二、实验报告实验名称:压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟实验目的:1、熟悉PCTRAN软件的使用;2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象;3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。

压水堆核电站稳压器压力和水位的解耦控制研究

压水堆核电站稳压器压力和水位的解耦控制研究

Ab s t r a c t : To s o l v e t h e a f f e c t o n t h e c o n t r o l p e r f o r ma n c e b r o u g h t b y t h e c o u p l i n g o f pr e s s u r i z e r ’ S p r e s s ur e a n d wa t e r l e ve 1 . I n t hi s p a p e r, t he c ha r a c t e r i s t i c s o f p r e s s u r i z e r ’ S p r e s s u r e a nd wa t e r l e v e l c o n t r o l l e d b y he a t e r a nd c h a r g i n g f l o w a r e o b t a i n e d b y s y s t e m i d e n t i f i c a t i o n, t he n c o u p l i ng ma t h e ma t i c a l mo d e l i s f o r me d t hr o ug h a n a l y s i s o f e x p e r i me n t s a n d t h e o r y o f c o u p l i n g . Th e d i a g o n a l ma t r i x me t h o d i s u s e d t o c a l c u l a t e o u t t he d e e o u p l e r ’ S ma t h e ma t i c a l
a n d wa t e r l e v e l b a s e d o n t h i s d e c o u p l e r o b t a i n e d g o o d d e c o u p l i n g e f f e c t O n MA TL AB/ s i mu l i n k

核反应堆稳压器水位和压力控制系统研究

核反应堆稳压器水位和压力控制系统研究
出 Ma md a n i 型模糊 控制 器 。
●●
… l \ 、 、 < y l 丁 + l G 1 1
一 、 <
L _ 1 } _ l 、 I z I 卜 _ l \
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一 1


. 一 , 、 < ( ) , l L G 2 2
外, 模糊 自适应 P I D控制 的上 升时 间 、 峰值 时 间都
比传 统 P I D控 制 要小 , 说 明模糊 自适 应 P I D 的控 制速 度 比传统 P I D的控 制速 度更快 。
3 8


自 动 化

仪 表
第4 0卷
图7 压 力 控 制 系统 的 仿 真 图
1 . 2 1 . O
4 结
在压 水堆 核 电站 模拟实 验室 中完成 了稳压 器 控 制系统 的研 究 后 , 笔者 利 用 前馈 补 偿 控制 器 实 1
r 【 ]j rl l 1J

0 . 4
0 . 2 0 . 0

实现综 合 系统 的解 耦 , 即水 位 的 输 出不 受 压 力 作
用 的影 响 , 压力 的输 出不受 水位作 用 的影 响 , 只需
要计算 设计 出两 个前 馈 的补偿器 :
G ㈠ 一 ( 5) ( 6)
图 4 模 糊 自适 应 P I D 控 制 器 结 构
前 馈 补 偿 器 一
表 1 传统 P I D和 模糊 自适应 P I D控 制 动 态
性 能 指 标 的 比较 ( 水 位 系统 )
劳林 森 , 杨辉玉 , 王复生 , 等. 9 0 0 MW 压 水 堆 核 电 站 系统 与 设 备 [ M] . 北京 : 原 子 能 出版 社 , 2 0 0 5 . 李涛, 刘 琮敏 , 侯立 国, 等. 供 弹 机 模 糊 自适 应 P I D 控制器设计 [ J ] . 火 炮发射 与控制 学报 , 2 0 0 9 , ( 1 ) :

压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真技术研究

压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真技术研究

模拟控制系统和保护机柜的维修技能。
统是二代核电厂使用的典型核安全级模拟控制 系统 。
目 前, 核电站模拟控制 系统 由于技术淘汰 等原 因, 正在逐步被数字化仪控系统取替。由 于安全风险 以及经济效益等原因, 目前在运 的
1 半实物仿真技 术
核电站系统包括控制对象和控制系统两部 分 。在半实物仿真技术 中, 使用计算机平 台来
对具体的物理对象进行仿真 , 而控制部分甚 至 执行机构则可 以使用与现场完全一致的硬件来
二代核电站仍将在较长一段时间内采用核安全 实现。 图1 给出了典型半实物仿真系统的框架示 级模拟控制系统执行核安全功能。模拟控制系
统往往采用硬接线的方式 , 输入输出关 系清晰 直接 , 易于理解和分析控制原理 , 但维修 的工作 量大 , 需要逐点排查故障。这就要求 , 技术人员
统, 其输入和输出则 由信号采集和输 出系统进 行采集和注人。信号采集和输出系统同时负责
的原理 , 掌握维修技能。
通过局域网与核电站计算机仿真平台以及个人 工作站进行通信。
模拟控制系统 组成插件种类 多 , 配有不同 的接插件 以及管脚定义 。因此 , 引人 自定义插 件设计 , 以适应不同的配置 。
护柜( 1 E级 ) 和控制柜 ( 非核级 ) , 信号包括模 拟信号和逻辑信号 。保 护柜包括 4套保护组 , 般 称之 为 S I P I P 、 S I P I I P 、 S I P I I I P和 S I P I V P。


; 谚 :
控制柜则称之为 K R G V组 ( 包括 N S S S + B N I ) , 其中 N S S S 部分又为分 4个部分 。N S S S 指的核

基于RELAP5-HD的先进压水堆仿真研究

基于RELAP5-HD的先进压水堆仿真研究

基于RELAP5-HD的先进压水堆仿真研究AP1000是西屋公司在继承传统压水堆成熟技术,并吸取其长期积累的运行经验的基础上开发出来的三代+压水堆,它是一个革新性的设计,符合美国核管会安全评审要求,并满足先进轻水堆用户要求文件。

AP1000是一个单堆布置的两环路核电厂,其净电输出功率为1117MWe。

与传统压水堆核电厂相比,其最主要的特点就是使用了非能动安全系统,利用非能动特性,如压缩气体储能,重力势能,自然循环等代替能动设备如泵,交流电源等进行驱动,从而使得电厂的安全性和可靠性得到大幅提升。

AP1000的非能动堆芯冷却系统包括非能动余热排出系统和非能动安全注射系统,以及用于有效衔接高、中、低压安注的自动卸压系统。

AP1000核电站的整体系统结构,运行模式和特点以及其非能动设计理念与我国目前大量运营的反应堆相比有较大不同。

为了熟悉先进压水堆的系统结构,全面掌握其运行特点,充分理解其非能动设计理念,并且对堆芯下降腔等具有典型多维流动的部件进行模拟,有必要使用具有多维组分模拟功能的RELAP-HD程序,对AP1000进行建模仿真研究。

RELAP5-3D是RELAP5系列程序的最新版本,与之前的RELAP5版本相比,RELAP5-3D最重要的改进在于多维水力学部件和多维中子动力学模型的引入。

GSE公司将RELAP5-3D嵌入其实时仿真平台SimExec上,形成了 RELAP5-HD,它可以在不损害RELAP5-3D最佳估算程序的完整性的前提下实时地进行电厂运行状态的热工水力求解。

本文首先利用RELPA5-HD程序建立了 AP1000核电厂的模型,主要包括其压力容器、蒸汽发生器、主管道、稳压器、非能动堆芯冷却系统,以及控制系统等。

压力容器内的下降通道和堆芯用多维组分进行模拟。

对该模型进行了稳态调试,并将最终的稳态结果与AP1000电厂额定值进行比较,以验证稳态模型的适用性。

同时,还在稳态情况下对压力容器下降通道和堆芯内的多维流动进行了分析。

核电厂稳压器压力控制系统闭环验证

核电厂稳压器压力控制系统闭环验证

核电厂稳压器压力控制系统闭环验证严敏【期刊名称】《工业控制计算机》【年(卷),期】2015(000)007【摘要】稳压器是压水堆核电站的重要部件之一,其压力控制的优劣直接影响到核电站能否安全的运行。

在正常的运行瞬态情况下,稳压器压力控制系统使稳压器的压力维持或恢复到设定值。

在瞬态过程中,稳压器控制系统产生相应动作,防止压力增加某限值,当压力大于该限值时,会触发反应堆紧急停堆或需要驱动专设安全设施来防止压力边界超压。

同样,也要防止压力降低到需要驱动专设安全设施动作,以防止偏离泡核沸腾的情况发生。

首先通过仿真技术建立了核电厂高精度工艺模型和实时的仪控系统模型,并基于OPC技术开发了验证真实DCS控制逻辑策略的接口通信软件,完成了对稳压器压力控制系统控制策略和响应特性的闭环验证。

%NPP high accuracy process modeIs and reaI-time instrumentation and controI system modeIs are estabIished by simuIation technoIogy in this paper.The interface communication software used for verifying the reaI DCS controI Iogic strategy based on OPC technoIogy is deveIoped in this paper.The cIosed-Ioop verification for PPCS controI strategy and response characteristics is compIeted.【总页数】3页(P4-5,9)【作者】严敏【作者单位】国核自仪系统工程有限公司,上海 200233【正文语种】中文【相关文献】1.核电厂稳压器液位控制系统控制逻辑闭环验证 [J], 严敏2.某核电厂化学和容积控制系统闭环控制参数优化 [J], 刘东亮;王犇;雒志强3.基于Relap5和Simulink的稳压器压力控制系统仿真研究 [J], 苟晓龙; 谭国成; 杨阳; 董德4.基于全范围验证平台在核电厂稳压器控制系统改造中的应用研究 [J], 闫英明;毛新民;张冬伟;郭旭东;李绍栋;郄永学5.基于BDMP模型的核电厂稳压器水位控制系统可靠性分析 [J], 朱桂霞;马九灵;钱玉刚;夏林路;周世梁因版权原因,仅展示原文概要,查看原文内容请购买。

基于relap5和simulink的稳压器压力控制系统仿真研究

基于relap5和simulink的稳压器压力控制系统仿真研究

第27卷 第4期2020年4月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.272020 No.4基于Relap5和Simulink的稳压器压力控制系统仿真研究苟晓龙1,2,谭国成2,杨 阳2,董 德2(1.上海交通大学 自动化系,上海 200030;2.深圳中广核工程设计有限公司,广东 深圳 518172)摘 要:从核电厂稳压器压力控制系统设计与优化的角度出发,提出了一种基于Relap5热工水力分析程序和Simulink 控制系统仿真工具的核电厂控制系统设计仿真方法。

研究表明,该方法可用于成熟压水堆核电厂控制系统的仿真与瞬态分析,也可用于新堆型压水堆核电厂控制系统的研发设计。

关键词:Relap5;Simulink ;稳压器压力控制;仿真中图分类号:TL362 文献标志码:APressurizer Pressure Control Simulation Research Based onRelap5 and SimulinkGou Xiaolong 1,2,Tan Guocheng 2,Yang Yang 2,Dong De 2(1. Shanghai JiaoTong University, Shanghai,200030, China;2. Shenzhen China General Nuclear Power Engineering Design Co., Ltd., Guangdong, Shenzhen, 518172,China)Abstract:For the design and optimization of nuclear power plant pressurizer pressure control system, a method based on Relap5 thermal hydraulic analysis program and Simulink control system simulation program is proposed. Research shows that, the method can not only be used for simulation and transient analysis of mature pressurized water reactor plant control system, but also can be used for the new reactor control system design.Key words:Relap5;Simulink;pressurizer pressure control;simulationDOI:10.3969/j.issn.1671-1041.2020.04.018文章编号:1671-1041(2020)04-0058-04稳压器压力控制系统是核电厂中非常重要的系统。

压水堆动态实时仿真系统

压水堆动态实时仿真系统

压水堆动态实时仿真系统摘要:压水堆动态实时仿真系统是由实物模型和动态实时仿真软件组成的半实物仿真系统。

运用相似原理制作了压水堆实物模型。

通过仿真模型的研究为实际压水堆运行提供理论指导,提高经济利益并缩短了新型压水堆的研发周期。

软件仿真采用的是c#,c++ ,MATLAB 的混合仿真技术,同时建立了实物模型与仿真软件的良好接口,实现了压水堆的半实物动态实时仿真。

关键词:压水堆模型,实时,动态,仿真,半实物1.半实物仿真技术概述21世纪的今天,能源是限制人们生活以及进步的一个重大问题,随着不可再生能源的枯竭,我们需要找到一种清洁安全的能源来代替,核电当之无愧。

而压水堆就是当前核电技术中用得最广泛的一种堆型,于是,我们需要建造经济的仿真模型来研究压水堆的运行特性,对避免核事故有着举足重轻的意义。

半实物半软件仿真是把数学模型和实体模型联系在一起运行,构成仿真系统。

从系统的角度来看,因有实物模型的存在,从而使部件能在满足系统整体性能指标的环境中得到检验,因此是提高系统设计可靠性和仿真真实度的一种重要方法。

半实物仿真的特点以及需要解决问题:①系统一定是实时仿真,即仿真模型的时间标尺必须和自然时间标尺相同。

②需要解决仿真反应堆实际数据通过相似原理变换后与仿真软件数据的接口问题③半实物仿真的实验结果比数学仿真更接近实际。

2.本系统各部分数学模型2.1堆芯中子动力学模型反应堆中子动力学主要是讨论反应性变化时堆内中子密度等有关参量与时间的关系。

为了准确描述这种关系,必须把堆内缓发中子与瞬发中子的不同时间特性分别作不同的处理。

这一点具有特别重要的意义。

本系统采用六组缓发中子点堆方程。

61()()()()()()()i i i i i i idn t t n t c t dt dc t n t c t dtρβλβλ=-⎧=+⎪⎪Λ⎨⎪=-⎪Λ⎩∑其中:ⅰ为1到6的整数;()n t 为堆内平均中子密度, (米-3);()i c t 为第ⅰ组缓发中子先驱核平均浓度,(米-3);1/k k ρ=-为反应性;i λ为第ⅰ组缓发中子先驱核的衰变常数,(秒-1);Λ为中子每代时间0l kΛ=(秒);而0l 为有限大反应堆的中子平均寿命,(秒)。

压水堆核电站稳压器控制策略研究

压水堆核电站稳压器控制策略研究

2021年12期创新前沿科技创新与应用Technology Innovation and Application压水堆核电站稳压器控制策略研究*曹华宇,段宇*,谢文俊,于汇辰,郑旭,徐良晨,张宇(南京工程学院能源与动力工程学院,江苏南京211167)稳压器一回路系统中的压力能够按照设定的工况或者稳定工况及时进行调节,这样才能确保核电站运行的安全性,所以稳压器控制系统将其中的压力调节在指定范围内(工况压力在15.5MPa 附近)就显得尤为重要。

同样水位的控制也是如此。

传统的PID 控制器不依懒于控制对象的精确模型,具有控制原理简单、容易实现,实用性强的特点,只需要确定比例增益、积分增益、微分增益并进行适当的参数整定即可设计出一个PID 控制器。

在机电、化工、机械等行业都有广泛的应用。

但是稳压器是一个非线性、时变且易受干扰的复杂系统,由于PID 控制器本身的不足,会使得动态偏差较大导致超调量变大进而影响核电站运行的稳定,且不能满足实时工况的动态调节,控制效果不尽人意,达不到理想要求。

因此出现了许多新型的控制策略,例如自抗扰控制器,智能控制,模糊PID 控制等等。

本文基于生物的免疫系统设计出免疫PID 控制器并对其进行仿真研究。

仿真结果显示,免疫PID 控制器能够提高稳压器压力和水位控制系统的稳定性,减小动态偏差,缩短调节时间,优于传统的PID 控制器。

1稳压器与常规PID 参数整定稳压器在压水堆核电站一回路中起着举足轻重的作用,不仅对压力进行实时控制同时又提供超压和低压保护。

核电站中常用的稳压器有气罐式和电热喷雾式两种,它们的结构以及原理都不同。

气罐式稳压器结构简单,辅助设备少,维护管理更为方便,在早期核电站中广泛使用。

但在压缩空气和提高惰性气体的时候易造成泄露,并且易溶于水,从而造成系统和设备的腐蚀,安全性能大大降低。

所以为了提高核电站运行的安全性和减少公众对核问题的担忧,如今在大功率核电站中都使用电热喷雾式稳压器[1]。

基于智能控制理论的压水堆稳压器控制系统的研究

基于智能控制理论的压水堆稳压器控制系统的研究

基于智能控制理论的压水堆稳压器控制系统的研究随着世界人口的持续增长以及人们对生活水平要求的逐步提高,世界对能源的需求正在不断的剧增。

然而长期以来,化石燃料的过度消耗给世界带来了严重的环境污染问题。

核能作为一种新型的绿色能源,不会像燃烧煤炭那样向环境直接排放污染物。

目前,绝大多数国家都在积极地发展和利用核能,可以预见的是随着时间的推移,核能的生命力只会加强不会减弱。

压水堆核电站主要是由一回路系统和二回路系统构成,一回路主系统由反应堆、主泵、稳压器、蒸汽发生器和相应管道组成。

稳压器是压水堆核电站动力装置中的一个重要设备,稳压器系统的作用是维持稳压器的水位和压力保持在设定值附近,即在核反应堆工作时维持其内部水和蒸汽在饱和状态下平衡。

稳压器的水位不能太高或太低,稳压器的水位过高有可能使压力调节失效,水位过过低会使电加热器裸露在蒸汽空间而烧毁。

稳压器的压力也要维持在一定范围内,当系统压力过高时,系统压力边界可能会被破坏,当系统压力过低时堆芯会发生DNB(偏离泡核沸腾)。

核反应堆稳压器是一个大惯性、复杂、多干扰的控制对象,其控制问题一直是人们关注的焦点。

目前对稳压器的压力和水位系统的控制大多采用常规的PID 控制,在获取被控对象数学模型的基础上,适当地调节PID的三个参数来达到控制要求的。

而压水堆核电站稳压器系统具有复杂的动态特性,其精确的数学模型无法准确获得;常规的PID控制方法其参数是一旦设置后就不能再改变,这样难以适应各种扰动和被控对象的变化,所以控制效果往往不是很理想,比如说:超调量大、调节时间长、上升时间长、控制精度差等。

另外,对于稳压器双输入双输出的水位和压力控制系统而言,它们之间存在耦合使得各自输出都有影响,这给传统PID控制方法带来了更大的挑战。

本文的主要研究工作包括:首先在核电实验室的仿真平台上完成了压水堆核电站稳压器控制系统的动态特性测试;然后在传统PID控制方法的基础上,学习智能控制的理论与其控制优点;最后在仿真软件上进行实验仿真研究。

三代压水堆核电厂稳压器液位控制原理浅析

三代压水堆核电厂稳压器液位控制原理浅析

三代压水堆核电厂稳压器液位控制原理浅析发表时间:2019-04-17T10:55:03.417Z 来源:《建筑学研究前沿》2018年第35期作者:赵帅葛闯[导读] 稳压器液位控制在压水堆核电厂中扮演着举足轻重的作用,如控制不当将会对机组稳定运行带来严重影响1.中核辽宁核电有限公司辽宁省兴城市 125112;2.辽宁大唐国际阜新煤制天然气有限责任公司辽宁省阜新市 123000摘要:稳压器液位控制在压水堆核电厂中扮演着举足轻重的作用,如控制不当将会对机组稳定运行带来严重影响。

本文介绍了三代核电稳压器液位运行区间,对稳压器液位控制原理进行了详细的介绍,并对三代核电稳压器液位控制特点进行了阐述,具有一定的参考价值。

关键词:稳压器液位;冷却剂平均温度(TAVG);上充控制;下泄控制引言稳压器是压水堆核电厂一回路重要的调节系统。

稳压器调节主要包括压力控制和水位控制两方面。

稳压器的压力要维持在一定范围内,稳压器压力过高或者过低都会对机组安全运行产生影响。

由于稳压器的压力和水位之间存在着复杂的耦合关系,稳压器水位的高低对稳压器调节一回路系统压力的能力产生重要的影响,如果稳压器水位过高,稳压器控制一回路压力的能力将下降;如果水位过低,则稳压器内电加热器元件就会裸露导致干烧的危险。

因此必须对稳压器水位进行调节,以确保稳压器水位在正常运行范围之内。

1、稳压器液位控制系统稳压器是一个密闭容器,稳压器的顶端为蒸汽,底部工质为水。

稳压器的水装量可以容纳反应堆冷却剂密度变化引起的反应堆冷却剂系统装量变化。

当一回路温度从热态零功率(HZP)增大到热态满功率(HFP)时,一回路流体膨胀。

含有气液两相空间的稳压器可以承受这一变化。

液位控制有一个死区,可以间歇性地控制反应堆冷却剂的上充和下泄将液位保持在一定范围。

稳压器液位控制带[1]如图1.1所示。

在图1.1中可以看出,稳压器在热态零功率时液位区间为21.6%-48%,随着功率的增长,额定程序液位与液位上下限按照线性函数增长,在热态满功率时液位基准值为47.7%。

三代核电机组稳压器压力控制系统控制策略及动态响应的研究分析

三代核电机组稳压器压力控制系统控制策略及动态响应的研究分析

三代核电机组稳压器压力控制系统控制策略及动态响应的研究分析摘要:稳压器压力控制系统(PPCS)是电厂控制系统(PLS)的一个重要子系统,提供稳压器压力保护及自动控制。

其功能是在稳态工况下的所有运行功率水平下都保持一个固定的系统压力,在正常电厂瞬态过程中使系统压力保持在技术要求的允许范围内。

稳压器的作用是维持核电机组反应堆冷却剂的压力处于设定的安全范围内。

稳压器的压力控制系统是保证核动力装置安全、可靠运行、提高机组的可利用率的重要系统。

关键词:稳压器;压力控制1概述稳态运行时,压力波动限制在±0.2MPa 内;变工况运行时,压力波动±1.0MPa或更小的允许范围内;在事故工况时,针对系统压力急剧变化超出允许范围时,稳压器安全阀和自动卸压系统将保证堆芯和其它设备的安全[1]。

若稳压器压力控制系统低压保护失效,压力过低,堆芯将超过热工安全设计准则,存在堆芯产生偏离泡核沸腾的风险;若稳压器压力控制系统高压保护失效,存在一回路压力超出设计的机械强度,触发安全阀减压。

在稳压器压力超出高、低设定值时均将触发反应堆的自动停堆,影响机组的可利用率。

稳压器的压力控制系统通过喷淋或加热等手段,保证压力不过度偏离设计值,保证机组可安全、稳定、持续运行,避免核电厂严重安全事故的发生。

本论文只对机组自动稳态运行期间稳压器压力控制系统的控制策略、动态响应等方面进行深入分析研究,总结系统调试的经验反馈,对稳压器压力控制系统整体性能进行评估及优化,保障机组的安全稳定运行,提高机组的可利用率。

2机组正常运行期间的压力控制策略为提高二回路系统的效率,反应堆冷却剂系统(RCS)在高温下运行。

为防止冷却剂产生大气泡,RCS维持的压力值需大于冷却剂临界沸腾压力[2]。

稳压器在RCS中为此压力控制提供了一个控制点。

稳压器压力控制系统(PPCS)在运行过程中对RCS压力进行精确调节,防止压力升高到需要专设安全设施驱动来防止超过压力边界的程度或下降到需要专设安全设施驱动来防止发生偏离泡核沸腾的可能。

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基金项目:国家自然科学基金资助项目(61040013);上海市教育委员会重点学科建设项目(J51301);上海市教育委员会科研创新项目(09YZ347)收稿日期:2012-03-23修回日期:2012-05-04第30卷第1期计算机仿真2013年1月文章编号:1006-9348(2013)01-0193-04压水堆核电站稳压器压力控制系统仿真研究张国铎,杨旭红,许行,卢栋青(上海电力学院,上海200090)摘要:研究PID 控制器参数优化问题,针对稳压器压力控制系统具有复杂非线性、时变性特点,引起系统的输出品质特性较差,超调量大,调节时间长,上升时间长,控制精度差等。

传统PID 的控制参数难以精确整定,且依赖于对象的精确数学模型。

为了提高PID 控制精度,减小超调量、调节时间和上升时间,提出用单神经元的神经网络来优化PID 控制器参数的方法。

通过单神经元的自学习和自适应能力,获得最优控制性能的PID 控制参数。

仿真结果表明,单神经元神经网络的PID 控制方法与传统的PID 控制方法相比,系统响应速度更快,超调量更小,为优化控制系统提供了参考。

关键词:压水堆;稳压器;压力控制系统;比例积分微分控制;单神经元中图分类号:TP183文献标识码:ASimulation of Pressurizer Pressure Control System ofPressurized Water Reactor Nuclear Power StationZHANG Guo -duo ,YANG Xu -hong ,XU Hang ,LU Dong -qing(Shanghai University of Electric Power ,Shanghai 200090,China )ABSTRACT :Study PID controller parameters optimization problem.The pressure control system of pressurizer has the characteristics of complex nonlinear and time -varying ,leading to the poor outputs of the system ,such as large o-vershoot ,long setting time and low control accuracy.It is difficult to get precise parameters with traditional PID con-troller ,and the PID control method is relied on the precise mathematical model badly.In order to improve the precision of PID control ,decrease the overshoot and the setting time ,and the rising time ,a PID controller parameter optimization method was put forward based on single neuron neural network.Through the self -learning and the self -adaptive abili-ty of the single neuron ,the optimal PID controller parameters were obtained.The computer simulation experiment dem-onstrates that the single neuron PID controller performs very well :the response is quicke ant the overshoot is minimal compared with the tradition PID regulator.And it provides some reference for optimization control system.KEYWORDS :PWR -type ;Pressurizer ;Pressure control system ;PID controller ;Single neuron1引言稳压器是压水堆核电站的重要设备之一,其压力控制的优劣直接影响到核电站能否安全的运行。

稳压器的压力要维持在一定范围内,在稳态运行时一回路绝对压力在15.5MPa 的整定值附近。

当系统压力过高时,系统压力边界可能会被破坏,当系统压力过低时堆芯会发生DNB (偏离泡核沸腾)。

PID 控制是传统的稳压器压力控制系统常用的控制方法,该方法具有直观、实现简单和鲁棒性好等优点。

但是,在很多实际的情况中,被控对象往往具有非线性、时变性和不确定性,对象参数和环境常常随着时间发生变化,使得控制对象和模型失配,传统PID 控制器参数往往优化不良,控制效果欠佳[1]。

因此常规PID 控制的应用受到了很大的挑战和限制。

针对传统PID 控制器参数优化过程存在的问题,运用单神经元的自学习和自适应能力,获得最优控制性能的PID 控制参数,结合单神经元神经网络适用于复杂非线性系统进行建模和控制特点,本文提出了一种用单神经元神经网络来优化PID 控制器参数的方法,并通过MATLAB 仿真来证明该控制方法比传统的PID 控制优越性体现在超调量的减小、调节时间的减小和上升时间的减小。

2稳压器压力控制系统压力控制的作用是在稳态和设计瞬态工况下,使稳压器绝对压力维持在整定值15.5MPa 附近。

当RCP (反应堆冷却剂系统)压力上升超出允许范围时,稳压器起超压保护作用,防止RCP 系统压力边界破坏;当RCP 压力下降时起低压保护作用,防止堆芯发生DNB (偏离泡核沸腾)。

目前压水堆核电站主回路的压力控制一般是通过设置在回路上方的稳压器实现的。

稳压器内设有喷雾器、比例加热器、备用加热器;顶部有卸压阀和安全阀。

压力调节系统就是稳压器、压力变送器、喷雾器、电加热调节系统和动力卸压阀调节闭环组成的[2]。

如图1,来自RCP014MP 的绝对压力测量值与整定值(15.5MPa )之差P -P r 送到比例积分微分PID ,经运算后输出一个补偿压差信号(P -P r )补。

该信号通过几个函数发生器和阀值继电器,随着信号的大小相继启动加热器或者是喷淋阀。

稳压器压力控制原理如图1。

图1稳压器压力控制原理方框图上图中,RCP01VP 和RCP02VP 是喷淋控制阀,RCP03RS 和RCP04RS 是比例加热器。

其中,PID 控制器的传递函数的表达式为[3]:G (s )=K (1+1T 1s )+KT 21+T 2s(1)式中,K 为比例系数;T 1为积分时间参数;T 2为微分时间常数。

此外,RCP005MP ,006MP ,013MP 压力测量通道,这些测量通道产生与绝对压力有关的保护信号,它们以3取2逻辑信号送到反应堆保护系统(RPR );-高压紧急停堆:16.55MPa ;-P11信号:13.9MPa ;-低压紧急停堆:13.1MPa (同时有P7信号时);-安注:11.9MPa 。

3PID 控制器在控制系统中最常用的是PID 控制器,常规的PID 是一种线性控制器,它根据给定值rin (t )与实际输出值yout (t )构成控制偏差:error (t )=rin (t )-yout (t )(2)PID 的控制规律为[4]:u (t )=k p error (t )+1T I∫terror (t )dt +T D derror (t )[]dt(3)图2PID 控制系统原理图当被控系统的非线性、不确定性较强时,往往达不到理想的控制效果,从而使得传统PID 控制器的应用受到了很大的限制,PID 控制系统原理图如图2。

4单神经元神经网络单神经元作为构成神经网络的基本单位,具有自学习和自适应能力,而且结构简单易于计算。

而传统的PID 控制器也具有结构简单、调整方便和参数整定与工程指标联系密切等特点。

若将这两者结合,则可以在一定程度上解决传统PID 控制器不易在线实时整定参数、难于对一些复杂过程和参数慢时变系统进行有效控制的不足。

用神经元实现的自适应PID 控制器的结构框图如图3[5]。

图3单神经元自适应PID 控制的结构图单神经元控制系统的结构如上所示。

图中转换器的输入为设定值r (k )和输出y (k ),转换器的输出为神经元学习所需要的状态量x 1,x 2和x 3,K 为神经元的比例系数。

单神经元自适应PID 控制器运用有监督Hebb 学习规则的控制算法及学习算法为[6,7]:u (k )=u (k -1)+K ∑3i =1w 'i (k )x i (k )(4)w 'i(k )=w i (k )/∑3i =1w i (k )(5)w 1(k )=w 1(k -1)+ηI z (k )u (k )x 1(k )(6)w 2(k )=w 2(k -1)+ηP z (k )u (k )x 2(k )(7)w 3(k )=w 3(k -1)+ηD z (k )u (k )x 3(k )(8)式中[8]:x 1(k )=e (k )(9)x 2(k )=e (k )-e (k -1)(10)x 3(k )=Δ2e (k )=e (k )-2e (k -1)+e (k -2)(11)ηP ,ηI 和ηD 分别为比例,积分和微分的学习速率,K 为神经元的比例系数,K >0,z (k )为性能指标或递进信号。

对比例P ,积分I 和微分D 分别采用了不同的学习速率ηP ,ηI 和ηD ,以使对不同的权系数分别进行调整。

由以上算法可知,单神经元控制的三个输入权值分别就是PID 控制器的积分、比例、微分系数,且神经元网络权值均能在线调整,具有较强的自学习和自适应能力,能适应环境变化和模型的不确定性,增强系统的鲁棒性。

5仿真研究通过实验数据,拟合出核反应堆压力控制系统的传递函数为:G (s )=0.3s +0.0011885s 2+s(12)首先用传统的PID 控制器进行控制,其参数的选取为k p=45,k i =1.1,k d =0.003;使用matlab 进行常规的PID 仿真,其PID 控制Simulink 仿真图和单位阶跃输入的响应曲线分别如图4和图5。

图4PID 控制的Simulink仿真图图5传统PID 控制下系统的阶跃响应曲线由自动控制原理我们知道,系统响应的超调量σ%指响应的最大的偏离量h t ()p 与终值h ()"的差与终值h ()"比的百分数;调节时间t s 指响应达到并保持在终值ʃ5%内所需的最短时间;峰值时间t p 指响应超过其终值达到达到第一个峰值所需的时间;上升时间t r 指响应从终值10%上升到终值90%所需的时间。

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