核电仪控技术应用中的基本问题

2010-11-20王远隆

中国核电 2010年4期

关键词：反应堆蒸汽水位

王远隆

（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都610041）

随着国家核电事业进入大发展时期，核电技术国产化也成为热点话题。如何将引进的国外核电技术进行消化吸收，并在此基础上创新出自主化的新一代核电技术，也自然成为需要实时考虑的问题。

本文以核电仪控技术应用为例对实际工作中可能影响国产化的问题作一个概述性的讨论。

1 核电仪控技术应用中的基本问题

1.1 理论基础问题

（1）核反应堆模型刚性问题[1-2]

核反应堆（裂变堆）的物理模型是反应堆动力学系统的主要研究对象，数学表达复杂。当利用计算机进行数值仿真计算时，会发现对该物理模型作数学处理有很大难度。故有提法称此现象为刚性（Stiffness）问题，或者直接称反应堆数学模型为病态方程。围绕这个刚性问题，有不少研究文章出现。

所谓刚性问题，实际上就是反应堆数学模型中的物理参数组合匹配问题。

式（1）代表反应堆物理模型经过一系列简化处理后得到的点堆模型的指数函数数学表达式。当反应性扰动量为δk=0.023时，计算得到上式中的特征参数值（w0，w1，w2，w3，w4，w5，w6）分别依次为150.1399，-3.0612，-1.1931，-0.3460，-0.1176，-0.0323，-0.0125。这里看到，w0与w1～w6之间量值差异很大。

计算数学理论教科书认为，物理特征参数值彼此间的比大于10倍就算是数学上的刚性问题。在计算机做数值计算时，刚性问题反映出的结果是，由于参数过大与过小造成计算误差积累最终导致计算失真。

但只要从尊重历史的角度考察一下，就会知道这仅仅是由于当初计算机科学技术处于发展早期阶段的暂时性误解。所以，把它转而作为数学和物理概念自然就不应该了。现在像RELAP5这样的大型程序都可以微型计算机化，再提刚性问题显然与技术发展事实不符。计算数学中“两个特征参数比值大于10倍就是刚性问题”的结论也需要修正。

（2）模型处理本身的虚假问题[3]

反应堆物理模型是通过时间、空间分离才转化为点堆模型的。故该模型仅在反应性变化不至引起堆内严重空间效应时才适用。如果再在点堆模型基础上引入数学近似条件而不认真考虑物理上的合理性，则极可能导致简化模型失真而引发工程设计中的失误。

检验模型处理是否合理的办法很简单，用公认的模型做个仿真计算比较即可。

（3）虚假水位问题[4]

核电站常用的U形管蒸汽发生器水位测量与控制技术中常有虚假水位一说。

蒸汽发生器的虚假水位原理性的提法是：蒸汽流量变化造成蒸汽发生器内水装量持续性处于两相流状态，从而引发汽水界面处汽泡持续性的涨缩变化，导致水位测量仪表测得的水位持续变化。这种因汽泡涨缩造成的水位变化习惯称为虚假水位。

图1、图2是计算机仿真得到的虚假水位曲线。

图1 蒸汽流量阶跃下降10%额定值水位变化Fig.1 Level change when10% step-down of steam flow

图2 蒸汽流量阶跃上升10%额定值水位变化Fig.2 Level change when10% step-up of steam flow

事实上，所谓的虚假水位是真实的物理现象。这是蒸汽发生器内典型的两相流特性。图1所示现象的直接后果就是蒸汽发生器因水位持续上涨灌满其蒸汽空间而丧失自己的产汽能力。图2所示现象的直接后果就是蒸汽发生器因水位持续下降而被“烧干”。控制技术称这样的对象为自身不稳定对象或自身不平衡对象。

如果因为人的主观认识能力所限就认定实际的物理现象是虚假的，而且还在此基础上做一些先进控制技术研究试图调节这种虚假水位，那必定是徒劳的。道理很简单，研究是建立在主观虚假的基础上进行的，不可能有真实结果。

就核电站而言，它本身与常规火电厂的锅炉汽包在原理上有类似的地方。但有一点值得特别注意，这就是常规火电厂没有核电站反应堆那样的自稳、自调特性。如果把蒸汽发生器及二回路连同核反应堆作为一个整体看待，这种自稳、自调特性就能有效帮助修正蒸汽发生器的非自稳缺陷。

（4）反应堆自稳、自调特性问题[5-7]

反应堆的自稳定性和自调节性（简称自稳、自调特性）是保障反应堆安全的重要基础之一。但这种自稳、自调特性常常被与反应堆的固有安全性混淆在一起，甚至认为反应堆的自稳定性就是反应堆的固有安全性。

固有安全性是反应堆的特殊要求。这是由核裂变反应特殊的放射性问题引发的。固有安全性需要满足三层防护原则和五级屏蔽原则。而反应堆的自稳、自调特性仅仅是反应堆自身的一种稳定调节机制（控制机制）。这种机制仅能在外部发生小的干扰时把反应堆自己调整回到原初状态（反应性变化时）或到达新的稳定状态（负荷要求变化时）。

从控制的角度看，这种自稳、自调能力在理论上可以应对很大的干扰。但实际工艺系统所用材料对热应力有各自的适应范围，控制自然就会受到相应的限制。

有一点要特别强调，控制机制不论是自身具有还是外部另设置一个控制系统，其功能实现都是建立在所有工艺系统的完好性和早先物理、热工设计的准确性基础上的。一旦这种条件失去，则控制机制就难于发挥作用了。比如失水事故发生，设计上就规定保护系统先于控制系统作用引发停堆；保护停堆是强制性的，也没有考虑自稳、自调问题。当然，这样是否合理可以研究。

1.2 技术应用问题

（1）核反应堆模型空间效应问题[7-8]

这个问题突出表现在反应性仪这种核技术应用仪表中。

核反应堆的反应性不可直接测量。反应性仪是利用可直接测量的反应堆功率（核功率）通过点堆数学模型推导出的倒时公式间接计算出反应性。其应用多在反应堆物理启动期间。

反应性仪研究报告说使用的是“消除了空间效应的点堆模型推导出的倒时公式”。这种提法明显不合适。正如前面分析堆模型时指出的那样，反应堆点堆模型并没有消除空间效应，仅仅是在有限制的物理合理性范围内将时间、空间分离得到的结果。所以，由点堆模型推出的倒时公式也绝不可能消除空间效应，其使用也一样要受到限制。

另外值得注意的是，反应堆启动期间，由于功率很小，核测量误差很大，依据所测核功率来计算得到的反应性量值其可信程度会受这种误差影响。

（2）反应堆保护系统问题[10]

反应堆保护系统是一种特殊的控制系统，属于核安全三层防护的第二层。它的保护功能是依据核安全分析所给出的安全极限值设置的。核电站一旦出现这类极限值，保护系统就要强制触发事故性停堆保护动作。这种动作时间上要求要快，则必然会导致反应堆热工系统物理状态急剧变化接近背离物理上的能量不能突跳原则。这显然是以牺牲设备寿命为代价的，如同医学中的放疗结果。有必要对这样的保护机制重新评价。

常规核反应堆控制系统是不可能出现能量突跳的。一旦有这样的现象出现，则必然是控制系统功能设计或控制系统方案设计有问题。图3是典型能量突跳的两个例子。图4为能量平滑过渡的实例。

（3）数字化技术应用问题

我国核电数字化技术发展和应用远不如常规电厂和其他领域，且还是在其他领域发展到成熟阶段，并且到国外已经在核领域使用时才开始考虑使用。这背后的原因当然是常说的安全性问题所致。

其实，反应堆的安全性与技术的先进性之间并没有直接的关系。主观上先入为主说先进的技术不成熟是没有任何科学依据的。试想，国外第一个使用数字化技术的反应堆系统其依据又是什么呢？效率与效益是直接刺激先进技术使用的重要动因。当初建造世界上第一座商用核电站的业主事实上也是在冒风险的。由此所能考虑到的就是对风险的掌控能力问题。敢于抢先一步，会赢得相当大的机会。

图3 能量突跳问题Fig.3 Energy jump

图4 能量不能突跳实例[11]Fig.4 Example of energy can not jump

（4）数字化技术中的并行性问题[9]

并行性是指为完成同一功能或任务的多个动作同时进行。它是模拟仪表的系统属性。并行性的好处之一就是时间利用最大效率化。尽管从信号流动角度看似乎在元、器件一级有先后之分，但整个系统从一启动开始各类元、器件之间在时间上就是完全并行的。

数字化仪控系统作为仪表系统也自然具有这种基于元、器件一级的并行性特征，而不能认为是数字化技术给系统带来的好处或者说是数字化技术的特点。

数字化技术是以微型计算机和微处理器的使用为特征的。当前的计算机仍然遵循着美国科学家冯·诺依曼所确定的计算型机器的系统架构原理。这种机器的指令流是按照二进制串行结构设计的（字位一级是并行的）。这就好像人说话要一句一句依先后进行，计算机释读自己的语言仍然是要有先后顺序的。可见，把并行性作为数字化技术的特点是有违科学原理和历史事实的。

（5）数字化技术自身安全性问题[12-17]

数字化仪控系统自身的安全性是其功能能否顺利实现的关键。在目前以引进为主及国内市场多为国外品牌的背景下，如何鉴别国外产品的安全性是检验自身消化吸收能力的重要尺度。

在标准方面，目前基本是对等翻译调整国际标准为国内标准。标准是技术先进性和技术可达性的产物。国内目前是以引进或国内组装作为应用支撑点。产品安全性检验标准带有很强的依赖性。理想的情况当然是通过消化吸收能建立自己的标准体系。

（6）引进与国产化问题

从当前的技术现状看，仪控系统的引进是避免不了的。

技术引进实际是对引进方鉴别能力、消化能力和吸收能力的综合检验。特别是软件程序，仅仅靠所谓标准题库检查仍然会有漏洞存在的可能。而标准题库本身的检验又靠什么？显然人的判别能力是重要前提。

引进的另一个问题就是“最好的技术买不来”。有种说法叫“不求最好，争取能用”。而这恰恰会成为高能耗、高污染、低效率的根源之一。引进、消化、吸收是目前的现状。

数字化仪控系统的基础是以计算机为特征的微电子技术和软件技术。在这两方面没有大的突破之前，国产化多半是要靠在购买硬件和软件前提下进行的，主要着眼点应是在系统集成上争取突破。比如核电站所要用的DCS系统（数字化控制系统或分布式控制系统）。

（7）新的控制技术可实现性问题[18-19]

新的控制技术是否能应用到核反应堆控制中，主要取决于技术可实现性。

先进的原理性理论如模糊数学、神经网络、遗传算法等引入后，极大地推动了控制理论和技术应用的发展。但作为控制对象的核反应堆，由于其安全性所带来的保守性导致其对新理论、新技术的使用持更为谨慎的态度。面对这种特殊性，新的反应堆控制技术可以先行在理论研究有充分依据的基础上，再进行控制器的研究试制，借此为工程应用做好技术储备。