仿真技术在国产三代核电控制系统验证的应用

2022-03-04姜夏岚刘泰丽

机电产品开发与创新 2022年1期

王江，姜夏岚，刘泰丽

（中广核（北京）仿真技术有限公司，广东深圳 518000）

0 引言

国产三代核反应堆的安全性明显优于第二代核反应堆。安全是核电发展的前提，核电厂的数字仪控系统（DCS）是核电站机组运行控制的关键，也是安全的保障，核电厂DCS 在测试和验收阶段，尚未建立与受控对象的动态连接，难以暴露与设计、人因错误相关的问题，难以评估实际DCS 的准确性及动态响应特性。本文利用高精度的国产三代核电厂仿真模型，结合虚拟DCS 平台，研发了可用于三代核电厂DCS 验证的测试平台，可在机组调试启动前实现对DCS 的组态验证，动态性能测试和逻辑演练。

1 核电厂过程模型的建立

为实现足够的核电厂工艺系统模型精度，采用高精度热工水力建模工具来建立一回路及蒸汽发生器二次侧的热工水力模型，采用三维中子动力学计算程序进行堆芯中子物理模型建模，核岛辅助及专设安全系统则采用流体力学计算程序模拟。该模型可模拟核电厂的正常运行和各类事故，另外该模型可连续地向控制系统提供温度，压力等各类控制输入参数，同时可接收来自于控制系统的阀位，开关等各类控制参数。

1.1 高精度热工水力模型的建立

高精度热工水力模型将包括一回路主要部件和蒸汽发生器二次侧等。一回路局部模型的模拟见图1。

图1 一回路局部模型模拟图Fig.1 Local model simulation diagram of primary circuit

1.2 三维中子物理模型的建立

堆芯中子物理模型采用三维，两群，六组缓发中子空间扩散模型进行模拟。同时在模型中考虑了氙钐毒物效应、控制棒效应、温度效应等，与热工水力模型形成动态耦合。

1.3 辅助系统及专设安全系统的建立

流体力学模型包括化学容积控制系统、余热排出、蒸汽排放系统，主给水系统，给水加热系统等，这些系统与一回路模型耦合在一起，形成一个完整的闭环过程模型系统。

1.4 工艺模型的仿真能力

该核电厂工艺系统的模型将包括设计基准事故，各类瞬态工况，包括但不限于以下工况仿真范围与能力：①阶跃负荷变化；②线性负荷变化；③LOCA 等一回路相关故障；④给水或蒸汽系统故障。

1.5 仿真平台的集成

上述建立的系统都将在专业仿真平台内集成和运行，平台的主要功能包括：①系统故障与设备故障的调用和消除；②虚拟仿真验证系统不同工况的切换；③重要参数的曲线显示。

2 控制系统的平台构架设计与功能实现

2.1 控制系统功能设计与分配

仪控系统运用虚拟DCS 平台环境进行构建，逻辑部分使用组态工具进行组态。组态的构架、通讯及分布与实际DCS 完全一致。

操作站同样构建在虚拟DCS 平台下，并与实际操作站保持一致。

虚拟DCS 平台与实际DCS 一样，提供历史数据库功能，以管理历史数据。

2.2 控制系统与过程工艺系统的数据交换

虚拟DCS 与过程模型的数据传递方式以控制站为单位通过内存区整片拷贝的形式进行交换。

2.3 第三方仪控系统

第三方仪控系统都将在仿真平台中实现，通过通讯与其他系统耦合连接。

3 被验证控制系统的具体内容

核电厂的控制系统主要包括：功率控制系统、冷却剂平均温度控制系统、稳压器压力和水位控制系统、蒸汽发生器液位控制系统、蒸汽排放控制系统、给水泵转速控制系统。另外还包括专设安全系统及二回路汽水循环系统的控制系统等。

4 仿真验证平台的使用与测试

利用这套仿真验证平台，我们对国内某三代堆机组的控制系统中的主要部分进行了组态验证，逻辑预演和数据分析。通过测试上述控制系统，观测其系统运行及动态响应，并结合各系统设计手册，分析排查了大量因软、硬组态设计而导致的问题，使得绝大部分组态设计问题在机组实际启动前得到了有效的处理，降低了实际机组联调阶段的风险。

其使用验证包括建立初始工况、比对控制参数、进行瞬态工况测试、数据记录与比对分析这四个主要步骤。

本文选取机组较为典型的瞬态工况进行测试对比：

仿真测试平台100%FP 功率运行时跳机不跳堆；系统手册给出的100%FP 功率状态下跳机不跳堆。

可以看到由于主蒸汽流量迅速下降，多余的热量来不及带出，一回路温度在初期迅速上升，而后由于控制棒的下插，核功率下降，冷却剂温度也慢慢下降并回到整定值。稳压器水位在初期由于一回路水实体的升温膨胀而迅速升高，而后随着一回路温度的下降加上化学容积控制系统的调节而回到整定值。蒸汽发生器水位类似于平稳降负荷工况，在初期因为循环流量的增加而出现大幅下降，而后在给水系统的调解下慢慢回升，调节过程有很多过调，但最终还是能回到稳定值。

从图2 可看出：仿真测试平台的瞬态曲线与系统设计手册相比总体趋势一致，并且在最终稳定值上相差无几。