非能动安全型核电站给水调节控制方案仿真验证

王云伟 周海翔 王黎泽 吴炫钢 林 桦 周 轩

(国核自仪系统工程有限公司，上海 200233)

0 引言

非能动安全型压水堆核电技术的最大特点就是设计简练、易于操作、采用非能动的专设安全系统以及数字化分布式控制系统，这使得核电站的安全性和经济性得到显著改善［1］。非能动安全型压水堆核电站数字化仪控系统仿真验证平台(以下简称:仿真验证平台)在核电站数字化仪控系统的设计、集成、调试等阶段，可对核岛、常规岛系统的控制方案进行仿真功能测试，以解决影响控制功能的内部组态设计与实际控制器参数匹配问题，同时实现机组启动前控制系统的动态特性分析和逻辑预演［2］。

给水调节的控制逻辑和控制策略涉及高/低功率模式下控制、主/启动给水管线切换、蒸汽发生器水位控制等，其设计功能实现、控制参数优化及瞬态工况自动响应直接影响机组总体协调控制和电厂运行可利用率［3］。本文基于仿真验证平台，对核电站的给水调节控制方案进行了仿真验证，并根据验证结果，评估了该控制方案的可行性，同时给出了相应的建议。

1 控制方案

核电站给水调节控制系统的主要功能是通过控制主给水控制阀(main feedwater control valve，MFCV)和启动给水控制阀(startup feedwater control valve，SFCV)向蒸汽发生器(steam generator，SG)提供冷却水，用于正常运行和冷却停堆［4］。给水调节控制系统在稳态运行工况下维持SG水位在预定值，在正常的电厂瞬态工况下也能维持SG水位在可接受的区间范围内，以避免触发反应堆停堆信号，同时在故障或异常运行工况下也能够提供报警信号来警示操纵员。

给水调节控制系统可实现在核电厂运行工况下无操纵员干预的自控控制，分为高功率模式和低功率模式。在低功率模式下，SG水位采用单冲量控制;在高功率模式下，SG水位采用三冲量(蒸汽流量、给水流量、SG水位)控制。高、低功率模式的切换则基于给水量的阈值。

在低功率模式下(给水量低于20%满功率时)，给水调节控制系统的控制原理为:SG窄量程水位设定值为汽轮机冲动级压力的线性函数，将其与实际SG窄量程水位进行比较;考虑蒸汽压力的变化因素，将比较结果作为PID控制器的偏差输入，PID控制器的比例系数和积分时间为给水温度的函数，PID控制器的输出经过与SG宽量程水位与其设定值偏差的累加后，输出低功率给水量需求指令。低功率模式控制逻辑图如图1所示。

图1 低功率模式控制逻辑图Fig.1 Control logic of low power mode

在高功率模式下，其控制原理为:SG窄量程水位偏差信号同经过补偿的蒸汽流量与给水流量的偏差信号进行累加后，作为PID控制器的偏差输入，PID控制器的比例系数和积分时间为蒸汽流量的函数，PID控制器输出高功率给水量需求指令。高功率模式控制逻辑图如图2所示。

给水调节控制跟踪逻辑的控制原理为:当主给水控制阀(MFCV)和启动给水控制阀(SFCV)同时处于手动控制或超驰控制作用时，自动控制PID控制器应处于跟踪模式，以确保在回到自动模式或超驰信号移除后，给水量调节的无扰切换。

给水控制跟踪逻辑图如图3所示。

图3 给水控制跟踪逻辑图Fig.3 Feedwater control tracking logic

2 仿真验证

在核电站功率运行、启动、热备用、安全停堆，直至正常预热排除系统投入运行，给水调节控制系统均处于可用状态，以维持SG水位在可接受的区间范围内，并在反应堆停堆后，导出堆芯预热，保证安全［5］。

由于压水堆核电站控制系统的5个子系统(反应堆功率调节系统、稳压器压力、稳压器水位、给水量调节、蒸汽排放控制)间存在一定的协调关系［6］，因此，在对非能动安全型核电站给水调节控制方案进行仿真分析和验证时，将其余4个控制系统的仿真模型同时集成在仿真验证平台内作为整体进行仿真测试。其余4个控制系统的仿真验证不在本文进行论述。根据核电站全范围培训模拟机的典型瞬态测试验收的不同准则［7］，对给水调节控制系统进行仿真分析和验证，所要做的瞬态测试包括:

①负荷5%线性变化;

②负荷10%阶跃变化;

③甩负荷至5%厂用电负荷;

④反应堆紧急停堆。

除以上所列的典型瞬态测试外，本文还将对给水调节控制跟踪逻辑的仿真分析和验证进行论述。

2.1 负荷5%线性变化

负荷5%线性变化瞬态测试的验收准则为:瞬态过程中蒸汽不向凝汽器排放，且不会引起反应堆冷却剂系统或SG二次侧的安全阀或泄压阀打开。

仿真过程为:在仿真验证平台上装载100%满功率(full power，FP)工况开始运行，通过人机界面将MFCV和SFCV投入自动、选择主给水管线给水、SG1和SG2二次侧窄量程水位设定值为56%。瞬态工况从60 s开始，通过汽机功率控制，将负荷以－5%FP/min线性变化到75%FP;待工况稳定后，将负荷以5%FP/min线性返回到100%FP。仿真结果如图4所示。

图4 参数响应曲线(负荷±5%线性变化)Fig.4 Parameters response curves( ±5%load linear change)

根据仿真验证结果，给水调节控制系统在负荷±5%线性变化瞬态工况、在无操纵员手动干预的情况下可以自动响应负荷变化要求，维持SG水位在可接受范围内波动，包括SG水位在内各主要参数的变化趋势和波动幅度满足验收准则的要求。在高功率和低功率模式下，PID控制器的比例系数和积分时间分别为蒸汽流量和给水温度的函数，仿真验证平台也对其进行了初步验证，基本满足设计要求。在现场调试期间应根据仿真验证结果继续进行调试和验证。

2.2 负荷10%阶跃变化

负荷10%阶跃变化瞬态测试的验收准则为:瞬态过程中蒸汽不向凝汽器排放，且不会引起反应堆冷却剂系统或SG二次侧的安全阀或泄压阀打开。

仿真过程为:在仿真验证平台上装载100%FP工况开始运行，通过人机界面将MFCV和SFCV投入自动、选择主给水管线给水、SG1和SG2二次侧窄量程水位设定值为56%。瞬态工况从30 s开始，负荷以－10%FP阶跃变化到90%FP。仿真结果如图5所示。

图5 SG水位响应曲线(－10%负荷阶跃变化)Fig.5 SG level response curve( －10%step change of load)

从图5可见，引入负荷阶跃变化－10%FP扰动后，给水调节控制响应迅速，SG窄量程水位的变化趋势、波动幅度符合功能设计要求，PID控制器的自动调节特性满足运行稳定性和抗干扰能力的要求，SG水位很快稳定在56%。在整个瞬态过程中，蒸汽排放系统没有动作，未引起反应堆冷却剂系统或SG二次侧的安全阀或泄压阀打开，满足相应的验收准则。

2.3 甩负荷至5%厂用电负荷

甩负荷至5%厂用电负荷瞬态测试的验收准则为:瞬态过程中蒸汽排放到凝汽器，预定义的控制棒快速落棒，反应堆功率调节系统动作，但不会引起反应堆紧急停堆，且不会引起反应堆冷却剂系统或SG二次侧的安全阀或泄压阀打开。

仿真过程为:在仿真验证平台上装载100%FP工况开始运行，通过人机界面将MFCV和SFCV投入自动、选择主给水管线给水、SG1和SG2二次侧窄量程水位设定值为56%。瞬态工况从60 s开始，手动断开母线断路器，发电机由100%FP甩负荷到5%厂用电负荷。仿真结果如图6所示。

图6 参数响应曲线(甩负荷)Fig.6 Parameters response curves(load shedding)

根据仿真验证结果，反应堆平均温度、主蒸汽流量、主蒸汽压力、给水流量、SG水位等主要参数均在允许范围内波动，给水调节系统的自动调节特性符合瞬态测试规程要求，满足验收准则要求。

2.4 反应堆紧急停堆

反应堆紧急停堆瞬态测试的验收准则为:瞬态过程中蒸汽排放到凝汽器，且不会引起反应堆冷却剂系统或SG二次侧的安全阀或泄压阀打开。

仿真过程为:在仿真验证平台上装载100%FP工况开始运行，通过人机界面将MFCV和SFCV投入自动、选择主给水管线给水、SG1和SG2二次侧窄量程水位设定值为56%。瞬态工况从30 s开始，手动触发反应堆紧急停堆开关。仿真结果如图7所示，整个瞬态过程满足验收准则。

图7 参数响应曲线(反应堆紧急停堆)Fig.7 Parameters response curves(reactor emergency shutdown)

2.5 给水调节跟踪逻辑验证

在仿真验证平台上分别装载25%FP和15%FP工况开始运行，通过人机界面将MFCV和SFCV同时投入手动，给水管线选择投入自动模式。启动仿真验证平台的实时信号逻辑图和交互式系统调试工具，验证给水调节控制系统在高功率和低功率模式下PID控制器是否处于跟踪模式。结果表明，其跟踪控制逻辑符合设计预期。

在仿真测试时也发现，如果仅将MFCV或SFCV投入手动，给水调节控制系统在高功率和低功率模式下PID控制器不进行跟踪，运行一段时间后，再将投入手动的MFCV或SFCV切回自动后会出现扰动现象，特别是主给水管线和启动给水管线发生切换后，扰动更加剧烈。分析给水调节跟踪逻辑后，对其进行了改进，引入主给水管线选择信号对其跟踪逻辑进行优化。经过仿真验证，改进后的跟踪逻辑有效地解决了手动/自动切换时的扰动问题。

3 结束语

本仿真验证基于全范围、高逼真度、实时的非能动安全型压水堆核电站数字化仪控系统仿真验证平台，采用先进的图形化建模工具对给水调节控制方案进行1∶1仿真建模，并通过核电站典型瞬态测试对该控制方案进行了仿真验证。结果表明:① 采用该给水调节控制方案，SG水位控制满足核电站典型瞬态工况的运行要求，具有良好的稳定性和抗干扰能力;②功率模式和给水管线切换对给水自动调节的影响是可接受的;③给水调节控制跟踪逻辑应进一步优化，以确保给水控制阀手动/自动切换时给水调节的无扰过渡。

［1］周海翔，徐玮瑛.三代核电机组数字化仪控系统及其国产化分析［J］.自动化仪表，2010，31(8):61 －66.

［2］杨宗伟，黄铁明，冯光宇.核电站仿真技术在反应堆控制系统调试中的应用［J］.核动力工程，2009，30(6):49 －53.

［3］杨宗伟，栾振华，张旭峰.岭澳核电站二期工程3号机组反应堆控制系统启动试验研究［J］.广东电力，2011，24(4):34 －38.

［4］陈睿.有关核电厂主给水系统设计的探讨［J］.核安全，2005(2):12－15.

［5］赵晓宇.秦山300 MW核电机组全范围仿真机主蒸汽及给水系统仿真［J］.核动力工程，1996，17(2):161 －167.

［6］陈智，张英，张帆，等.岭澳核电站蒸汽发生器水位控制系统改进方案仿真研究［J］.核动力工程，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.