基于数字化仪控技术的核动力装置协调控制器的设计

成守宇，彭敏俊，刘新凯，赵 强，邓祥鑫

（哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江 哈尔滨 150001）

核动力装置（NPP）是一多输入多输出、非线性、时变的复杂系统，目前其控制系统常采用基于模拟仪控技术的传统PID 控制器。传统PID 控制器是工业控制中历史最久、生命力最强的一种控制器，具有结构简单、调整参数少、鲁棒性强等优点［1］。它对线性定常系统的控制非常有效，但对非线性、时变的复杂系统，控制效果一般，尤其是在大幅度改变工况下，被调对象的参数易超调且稳定时间长，系统的动态品质较差。核动力装置为了保证良好的机动性，必须具备大幅度和快速升降负荷的功能，大幅度和快速升降负荷使核动力各子系统和设备的参数大幅变化，从而不利于系统和设备的运行并影响整个系统的正常运行，严重时还会对核动力装置的安全性提出挑战，这是核动力装置所不允许的。为进一步改善整个核动力装置的控制系统，本文提出在数字化仪控系统上实现专家系统和原控制器结合的协调控制器及其策略，并针对反应堆堆功率控制、稳压器压力控制、蒸汽发生器给水控制、冷凝器控制等进行协调控制器的设计。为验证本文提出的技术可行性，本文以全范围核动力装置模拟器为研究平台测试提出的协调控制技术。

1 核动力装置协调控制技术研究

1.1 协调控制方案

协调控制是用来解决由许多相关子系统组成的大型复杂系统的一种控制策略。协调控制通常选用分解-协调方法来加以解决复杂大系统的控制问题。分解是指将复杂大型系统划分为一系列的子系统，并以此达到对各子系统的优化控制。协调是根据大型复杂系统和设备完成的任务目标和功能，合理调整各子系统和相应设备的关系，使整个系统调整得更和谐。实现其控制思想最普遍的形式是一递阶结构。在分级结构（即递阶结构）的控制系统中，每个子系统处于不同层次中并具有不同的功能，基本结构如图1所示［2-3］。

数字化仪控系统（DCS）基于分布式计算机控制系统，该系统是分级和分层的，其控制器由计算机或数字微处理器实现。本文提出的基于DCS技术的核动力装置协调控制系统结构如图2所示。基于DCS技术的核动力装置控制系统分为3层（过程信息处理层、控制层、现场层），各层分别与协调控制器的协调控制级、现场控制级、控制对象对应。协调控制器是整个控制系统的核心，协调控制器根据机组状态和操纵员的指令来决策和协调各子系统的控制任务；现场控制级的控制器处理协调控制器的指令和原控制模式的程序，现场控制级控制器合理地对执行机构发送控制指令。根据核动力装置运行工况的要求，协调控制器接收外界设定指令包括主冷却剂平均温度、汽轮机负荷、汽轮机控制模式、反应堆控制模式等信号，然后协调控制器根据专家知识库和智能算法库来协调匹配机组运行参数。考虑到核动力装置的安全性，核动力装置控制系统使用的协调控制基于堆跟机模式。

图1 分级结构的控制系统示意图Fig.1 Schematic diagram of hiberarchy control system

图2 基于数字化仪控技术的核动力装置协调控制系统结构Fig.2 Structure of NPP coordinated control system based on digital instrument &control technology

为协调核动力装置各子系统和设备的运行状态，使用协调控制器和原有的控制器一起协同工作。协调控制器采用专家系统实现，专家系统用来识别核动力装置各子系统和相应设备的运行状态和工况变化，若专家系统识别出相应的工况变化并发出控制指令，这时装置的控制器采用专家系统指令的控制；若专家系统未识别工况变化，装置的控制器采用原有的系统控制器进行控制。本文主要根据装置系统和设备运行规律建立相应的工况变化和运行状态的协调控制器专家系统知识库，利用专家系统实时监测和识别装置各系统和设备的运行数据的变化速率和超阈值状态，根据不同参数变化速率的大小、变化速率的方向和超阈值状态的情况，激活协调控制器的专家系统知识库的控制规则，由协调控制器向该装置系统或设备的控制器直接发出控制指令，代替原有控制器的控制指令，直接控制该系统或设备的状态变化。

1.2 核动力装置各子协调控制器的设计

本文设计的子协调控制器包括反应堆堆功率控制系统、稳压器压力控制系统、蒸汽发生器给水控制系统、冷凝器控制系统等。

1）反应堆堆功率控制系统协调控制器

核动力装置功率协调控制器基于堆跟机模式和专家知识实现，如图3所示。当装置进行小范围的负荷变化时，使用系统原有的控制器进行功率控制。当装置进行大幅度的负荷变化时，协调控制器将根据汽轮机负荷、主冷却剂平均温度、主蒸汽压力、主蒸汽流量、核功率、汽轮机控制模式、反应堆控制模式等参数产生提棒、降棒、禁止提棒等信号。大幅度的负荷变化由调节系统的调节而切换到小幅度变化情况，小幅度变化调节为原功率控制算法，而原功率控制算法考虑了功率调节器的死区环节。

图3 核动力装置功率协调控制器框图Fig.3 Block diagram of NPP power controller based on coordinated control technology

2）稳压器压力协调控制器

稳压器压力调节器由喷淋协调控制器和电加热协调控制器组成，图4为稳压器压力调节器控制框图。当核动力装置进行不同幅度（小范围或大范围）的负荷变化时，协调控制器根据一回路系统压力和平均温度波动情况，从专家知识库提取信息，若无协调控制指令则采用原控制算法；若满足专家规则，则喷淋阀现场控制器和电加热器现场控制器接收到协调控制指令，然后基于知识库来调节电加热器和喷淋阀门的位置。

图4 稳压器压力调节协调控制器框图Fig.4 Block diagram of primary pressure controller based on coordinated control technology

3）蒸汽发生器给水协调控制器

蒸汽发生器给水控制系统包括蒸汽发生器（SG）水位控制器和汽轮机的泵速控制器，其协调控制器如图5所示。原蒸汽发生器给水控制系统给水调节阀采用三冲量控制，汽轮机泵速控制器采用单冲量PI控制器。若装置的蒸汽产生大幅扰动，给水控制系统接受到协调控制器发出的信息，然后选择协调控制模式，按专家知识库协调指令进行控制。

图5 给水控制协调控制器框图Fig.5 Block diagram of SG feedwater controller based on coordinated control technology

4）冷凝器协调控制器

冷凝器控制参数主要为热井水位和冷凝器真空，其控制器包括热井水位控制、冷凝器的真空度控制、循环水控制等。冷凝器的水位和真空度在汽轮机负荷变化时，它们也会受到影响。若汽轮机负荷变化，协调控制器感知变化后发送协调指令，抽真空系统和循环水系统以及通向热井和贮水箱的三通阀会进行自动调节，协调控制器框图如图6所示。

图6 冷凝器协调控制器框图Fig.6 Block diagram of condenser controller based on coordinated control technology

2 核动力装置仿真模型

为验证本文提出的协调控制方案及策略，本文采用全范围实时仿真系统作为研究平台，仿真系统模型可实现反应堆启动、停堆、功率运行以及各故障等工况，其模型包括堆芯物理模型、反应堆热工水力模型、二回路系统模型等。堆芯物理模型采用带有6组缓发中子的两群三维中子扩散方程模型［4-6］。反应堆热工水力模型程序采用Theatre仿真程序，其模型采用由5个基本守恒方程组成的两相、双组分公式［7］。二回路系统模型采用JTopmeret建立流体网络模型，其模型基于质量、动量、能量守恒等基本原理，使用图形化和模块化方式建立仿真模型［8-9］。本文反应堆及主冷却剂系统、二回路系统的节点划分如图7、8所示。

3 仿真测试及结果分析

3.1 仿真测试方案

图7 反应堆及主冷却剂系统节点划分Fig.7 Nodalization of reactor and main coolant system

为验证本文提出基于DCS的协调控制技术及其策略的有效性，本文以1台全范围核动力装置模拟器为研究平台，按提出的分级和分层思想建立测试平台，模拟器仿真模型计算机作为控制对象级，多台工业控制计算机作为现场控制级，协调控制器的工业计算机作为协调级，其中现场控制级和协调级的控制器采用工业计算机实现，将原仿真机实现的控制程序由现场控制级和协调级的控制器来实现，然后将开发好的控制器和协调控制器与仿真模型计算机连接。

图8 二回路系统节点划分Fig.8 Nodalization of secondary loop system

3.2 测试结果及分析

图9 为基于协调控制和PID 的核动力装置快速升负荷的主要参数变化曲线图，图中各参数为相对值。

图9a为反应堆核功率响应时间曲线，该曲线响应速度非常快且超调小，这是因为协调控制器根据机组状态和操纵员的指令以及实时监测的蒸汽流量和反应堆功率的匹配等有效发出控制指令。而若采用传统PID 算法，核功率超调且需很长时间才稳定。

图9b为主冷却剂（RCS）进、出口平均温度曲线，由于冷却剂平均温度变化缓慢且反应堆及冷却剂系统的非线性和时变特性，采用PID控制的曲线稳定时间较长且响应较慢，而协调控制的调节动态过程时间短且平稳。

从图9c、d、e、f描述的瞬态曲线可看出，采用PID 控制的曲线稳定时间较长且响应较慢，而协调控制的调节动态过程时间短且平稳。

总之，采用协调控制器的核动力装置运行参数变化较平缓且动态响应较快，较PID 控制器有更好的动态品质。另外，在建立的仿真测试平台可实现基于DCS的协调控制技术及其策略，在协调控制器上能充分实现协调控制算法，协调控制器和原控制器能协同工作。

4 结论

图9 主要参数的时间响应曲线Fig.9 Time response of main parameters

本文提出了基于DCS技术的协调控制器及其策略，控制系统包括协调控制器、现场控制器和控制机构，协调控制器和现场控制器皆由计算机、数字微处理器或PLC 实现，充分利用DCS技术的优势，克服了模拟控制系统的缺点，将传统的PID 算法扩展到能实现各种智能算法和专家知识库算法，从而改善了核动力装置运行的动态性能。为验证提出的协调控制技术及其策略，以1台全范围核动力装置模拟器为研究平台，并将协调控制器及其策略采用工业计算机进行了实现。仿真测试结果表明，采用DCS技术实现协调控制是可行的，且协调控制器较传统PID 控制器控制效果好，具有更好的动态特性并改善了核动力装置运行参数的动态品质，对提高核动力装置的安全性能有很好的效果。本研究可为核动力装置及其他流程工业的控制系统的设计提供一定的技术借鉴，具有实际的应用价值。

［1］ 方康玲.过程控制系统［M］.武汉：武汉理工大学出版社，2007：69-70.

［2］ 邓祥鑫，成守宇，赵强.压水堆核动力装置协调控制器的设计［C］∥第一届中国（国际）核电仪控技术大会论文集.北京：中国核学会和中国仪器仪表学会，2012.

［3］ 赵福宇.核动力装置的协调控制系统［J］.核动力工程，1999，20（2）：138-141.ZHAO Fuyu.Coordination control system for nuclear power device［J］.Nuclear Power Engineering，1999，20（2）：138-141（in Chinese）.

［4］ 赵强.核电厂反应堆堆芯物理在线仿真系统研究［D］.哈尔滨：哈尔滨工程大学，2006.

［5］ 谢仲生.核反应堆物理分析［M］.西安：西安交通大学出版社，2004：62-138.

［6］ REMARK modeling techniques handbook［M］.USA：GSE Power Systems，Inc.，2005.

［7］ THEATRE modeling techniques handbook［M］.USA：GSE Power Systems，Inc.，2005.

［8］ JTopmeret model maintenance guide［M］.USA：GSE Power Systems，Inc.，2006.

［9］ JTopmeret user guide［M］.USA：GSE Power Systems，Inc.，2006.