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      基于核電站HTR-PM工程仿真系統(tǒng)研究

      2022-06-04 14:19:53張高劍張超
      粘接 2022年5期
      關(guān)鍵詞:控制系統(tǒng)

      張高劍 張超

      摘 要:為石島灣核電站HTR-PM示范工程設(shè)計(jì)的工程仿真系統(tǒng)(ESS)基于仿真平臺(tái)vPower,可作為操作人員的初始培訓(xùn)、控制系統(tǒng)和操作規(guī)程的驗(yàn)證等,除了電子保護(hù)系統(tǒng)外,ESS還建立了全尺寸動(dòng)態(tài)模型。ESS能準(zhǔn)確模擬HTR-PM的啟動(dòng)、停機(jī)、正常運(yùn)行和事故。介紹了ESS的組成、一回路、堆芯建模、控制系統(tǒng)和主控室仿真。

      關(guān)鍵詞:HTR-PM;工程仿真系統(tǒng)(ESS);堆芯建模;控制系統(tǒng);主控室仿真

      中圖分類號(hào):TM623 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼:A 文章編號(hào):1001-5922(2022)05-0136-04

      Research on engineering simulation system based on nuclear power plant HTR-PM

      Abstract: The engineering simulation system (ESS), designed for the demonstration project of HTR-PM in the Shidao Bay Nuclear Power Station, can be served as initial training of the operators, verification of the control system and operational procedures, etc. Based on vPower, the simulation platform, the ESS has established a full-scale dynamic model except the electronic protection system. The ESS can accurately simulate the start-up, shutdown, normal operations and accidents of the HTR-PM. In this paper, the authors introduced the ESS components, primary loop, reactor core modeling, control systems and main control room simulations.

      Key words:? HTR-PM;Engineering Simulation System (ESS);core modeling; control system;simulation of main control room

      HTR-PM常規(guī)島熱力系統(tǒng)由凝汽器、主給水系統(tǒng)、再生抽汽系統(tǒng)、加熱器疏水放氣系統(tǒng)、輔助蒸汽系統(tǒng)、電廠循環(huán)水和開(kāi)式循環(huán)冷卻水系統(tǒng)、閉式循環(huán)冷卻水系統(tǒng)、真空系統(tǒng)組成,HTR-PM采用風(fēng)冷發(fā)電機(jī),并配置輔助系統(tǒng)、變電站和廠外供電系統(tǒng)、化學(xué)系統(tǒng)、消防系統(tǒng)以及相應(yīng)的BOP系統(tǒng)[1-2]。兩臺(tái)反應(yīng)器共用一套啟停系統(tǒng)進(jìn)行順序啟停[3]。HTR-PM采用集中控制方式,全廠設(shè)置一個(gè)主控室,采用統(tǒng)一的設(shè)計(jì)、樣式和設(shè)備-機(jī)器接口,實(shí)現(xiàn)運(yùn)行過(guò)程中對(duì)反應(yīng)堆、汽輪機(jī)和發(fā)電機(jī)的全數(shù)字監(jiān)控[4-5]。

      1 系統(tǒng)配置

      1.1 ESS硬件系統(tǒng)配置

      作為一個(gè)多功能工程模擬器,ESS并不是簡(jiǎn)單地復(fù)制HTR-PM主控室如圖1所示。ESS可用于培訓(xùn)、控制系統(tǒng)驗(yàn)證和其他目的。

      在ESS控制室內(nèi)有一套投影墻系統(tǒng),用于建模概覽面板和其他輔助顯示。投影馬賽克墻由2×6個(gè)由高性能PC和多屏幕控制器控制。主控制臺(tái)的尺寸與HTR-PM相同[6]。配備7套操作員站,每個(gè)操作員站有2個(gè)24英寸顯示器??蓪?duì)1號(hào)反應(yīng)堆、常規(guī)島和2號(hào)反應(yīng)堆以及應(yīng)急電源系統(tǒng)控制盤、火災(zāi)報(bào)警盤等主控室設(shè)備進(jìn)行監(jiān)控。

      1.2 仿真支撐系統(tǒng)

      ESS以vPower為建模和運(yùn)行管理平臺(tái),提供了一個(gè)集成的工作環(huán)境。vPower通過(guò)統(tǒng)一接口提供電廠仿真系統(tǒng)建模的各種功能,包括操作員站、熱工流體網(wǎng)絡(luò)建模、電網(wǎng)系統(tǒng)建模、控制邏輯系統(tǒng)組態(tài)等,vPower提供開(kāi)放的二次開(kāi)發(fā)接口,因此,HTR-PM的特定模塊算法可以無(wú)縫嵌入到系統(tǒng)中[7-8]。系統(tǒng)還具有多任務(wù)調(diào)度的能力。不同系統(tǒng)的模型可以用不同的并行任務(wù)來(lái)定義,也可以用實(shí)時(shí)計(jì)算來(lái)定義。

      2 反應(yīng)堆堆芯模型

      核島一回路是核電站的核心系統(tǒng)。核電站仿真的逼真度主要受堆芯仿真精度動(dòng)態(tài)特性的影響。由于以往的研究中已經(jīng)描述了發(fā)電機(jī)的建模,因此如何構(gòu)建高精度的HTR-PM雙電抗器模型是本文討論的ESS項(xiàng)目的關(guān)鍵問(wèn)題。HTR-PM堆芯由單區(qū)堆芯、石墨反射器、碳磚絕緣體(由內(nèi)向外)組成。球形燃料元件將通過(guò)堆芯頂部的進(jìn)料管向反應(yīng)堆內(nèi)填充,進(jìn)料過(guò)程將在進(jìn)料管下方形成一個(gè)燃料錐。因此,反應(yīng)堆堆芯上方有一個(gè)備用空間。燃料元件將通過(guò)活動(dòng)區(qū)底部的卸載管卸載?;顒?dòng)區(qū)高度11 m,卸油管直徑500 mm。第二停堆系統(tǒng)為8根控制棒和22套吸收球停堆系統(tǒng)(每套2個(gè)通道)。石墨反射層中有30個(gè)冷氦通道[9-10]。

      如圖2所示,HTR-PM的主要氦氣回路是:主氦氣扇向反應(yīng)堆壓力容器輸送250 ℃的氦氣,通過(guò)壓力容器底部的氦氣室,然后在石墨反射器中最多有30個(gè)冷卻劑通道;會(huì)聚在冷氦真空室中,主氦從上向下流過(guò)卵石床并帶出熱量。在750 ℃下完全混合的氦被轉(zhuǎn)移到蒸汽發(fā)生器。在與二次回路中的水進(jìn)行熱交換后,冷氦通過(guò)主氦風(fēng)扇再次返回反應(yīng)堆堆芯,從而形成氦的閉環(huán)。

      為了準(zhǔn)確地獲得HTR-PM的動(dòng)態(tài)特性,需要實(shí)時(shí)計(jì)算氦氣流量、固體結(jié)構(gòu)溫度和中子通量分布,由于固體結(jié)構(gòu)的溫度變化率與氦氣流量和壓力變化率相比很小,因此分別對(duì)傳熱網(wǎng)絡(luò)和流體網(wǎng)絡(luò)進(jìn)行了計(jì)算[11]。在每個(gè)時(shí)間步中,流體網(wǎng)絡(luò)首先求解流體節(jié)點(diǎn)的壓力和流量分布,然后由傳熱網(wǎng)絡(luò)計(jì)算傳熱節(jié)點(diǎn)的溫度。換熱節(jié)點(diǎn)的新溫度將影響下一時(shí)間步的流體網(wǎng)絡(luò)結(jié)果。在動(dòng)態(tài)過(guò)程中,傳熱網(wǎng)絡(luò)和流體網(wǎng)絡(luò)交替計(jì)算。

      流體網(wǎng)絡(luò)和傳熱網(wǎng)絡(luò)的計(jì)算都是基于集總參數(shù)法,但高溫氣冷堆的溫度分布計(jì)算需要得到卵石區(qū)域的整體分布,為了簡(jiǎn)化網(wǎng)絡(luò)設(shè)計(jì),將參數(shù)相近的部分分離為一個(gè)特定的單元。ESS采用三維圓柱多群擴(kuò)散方程求解燃料球的功率分布。在反應(yīng)堆物理計(jì)算中,采用流動(dòng)與傳熱網(wǎng)絡(luò)計(jì)算的溫度分布來(lái)更新界面[12-15]。同時(shí),將由物理計(jì)算得到的功率密度分布傳遞到傳熱網(wǎng)絡(luò)中,作為能量平衡方程中的熱源輸入。物理計(jì)算和傳熱網(wǎng)絡(luò)計(jì)算將交替進(jìn)行,圖3所示為ESS堆芯模型計(jì)算。

      由于1#堆和2#堆氦氣網(wǎng)絡(luò)作為一個(gè)緊密耦合的系統(tǒng)通過(guò)氦氣凈化系統(tǒng)連接,反應(yīng)堆固體結(jié)構(gòu)的溫度會(huì)影響氦氣的流動(dòng)特性,實(shí)際的ESS計(jì)算任務(wù)分配與1#和2#反應(yīng)堆傳熱計(jì)算位于同一個(gè)過(guò)程中。該過(guò)程將同時(shí)計(jì)算1#和2#堆芯、蒸汽發(fā)生器和輔助氦處理系統(tǒng),以確保完美的收斂性和穩(wěn)定性。

      熱網(wǎng)網(wǎng)格和物理網(wǎng)網(wǎng)格是獨(dú)立劃分的,ESS項(xiàng)目提供了專門的接口模塊來(lái)連接模型的兩部分。接口模塊將對(duì)網(wǎng)絡(luò)的這兩部分進(jìn)行預(yù)處理,并根據(jù)它們的網(wǎng)格傳輸具體的信息流(溫度和流量)。根據(jù)目前的實(shí)現(xiàn)模型,物理網(wǎng)絡(luò)比熱傳遞網(wǎng)絡(luò)具有更密集的網(wǎng)格。這意味著一個(gè)傳熱網(wǎng)絡(luò)節(jié)點(diǎn)可能包含多個(gè)物理網(wǎng)絡(luò)節(jié)點(diǎn)。接口模塊計(jì)算傳熱網(wǎng)絡(luò)節(jié)點(diǎn)幾何空間內(nèi)的熱功率,然后將熱功率傳遞給相應(yīng)的傳熱網(wǎng)絡(luò)節(jié)點(diǎn)。熱節(jié)點(diǎn)根據(jù)氦氣狀態(tài)計(jì)算溫度分布,并將計(jì)算出的溫度傳回物理網(wǎng)絡(luò)。這個(gè)過(guò)程周期性地重復(fù)。

      3 結(jié)果

      在建立了仿真模型后,用設(shè)計(jì)數(shù)據(jù)(包括穩(wěn)態(tài)和一些瞬態(tài))進(jìn)行了驗(yàn)證。在穩(wěn)態(tài)條件下,在進(jìn)口溫度和進(jìn)口壓力與設(shè)計(jì)值相等的情況下,通過(guò)設(shè)置適當(dāng)?shù)某隹趬毫驂翰睿?jì)算了通過(guò)移動(dòng)控制棒調(diào)節(jié)的熱功率、氦氣流量的一次質(zhì)量流量和出口溫度。通過(guò)高精度的建模和計(jì)算,對(duì)比表明,所建立的模型在各種穩(wěn)態(tài)下都表現(xiàn)出良好的性能。

      以100%全功率正常運(yùn)行為初始狀態(tài),通過(guò)給出入口溫度階躍和質(zhì)量流量階躍來(lái)測(cè)試瞬態(tài),其中出口溫度和熱功率的相對(duì)變化記錄如圖4、圖5所示。

      在+10 ℃進(jìn)口溫度階躍的前10 s,出口溫度升高;在溫度負(fù)反饋的情況下,熱功率迅速下降。這樣,輸入的電源越少,溫度就越低。在數(shù)據(jù)傳輸和耦合良好的情況下,熱功率和溫度的振蕩保持大約1 000 s,并有4個(gè)周期達(dá)到另一個(gè)穩(wěn)態(tài),這與HTR-10的結(jié)果相似。收斂結(jié)束時(shí),熱功率降低了約3%,出口溫度降低約0.5%。

      通過(guò)突然降低一回路質(zhì)量流量的10%來(lái)測(cè)試質(zhì)量流量階躍。它通過(guò)強(qiáng)制對(duì)流減少了卵石床的熱量排出,因此由于能量平衡,出口溫度升高。同樣由于溫度反饋,熱功率急劇下降,然后以4個(gè)周期振蕩約1 000 s。最后,在質(zhì)量流量和熱功率的共同作用下,熱功率下降約10%,出口溫度下降約1%。此外,ESS模型還進(jìn)行了強(qiáng)制冷卻損失事故和啟停過(guò)程的試驗(yàn)。不同子系統(tǒng)之間良好的耦合計(jì)算保證了ESS的良好運(yùn)行。

      4 結(jié)語(yǔ)

      ESS已經(jīng)建立了HTR-PM示范電廠的全范圍模型,包括所有兩個(gè)反應(yīng)堆和一個(gè)渦輪系統(tǒng)。堆芯及其他子系統(tǒng)的穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)試驗(yàn)表明,模型與設(shè)計(jì)數(shù)據(jù)吻合良好。它可以模擬各種正常操作和事故情況,用于初步培訓(xùn)、操作規(guī)程驗(yàn)證和控制系統(tǒng)驗(yàn)證。

      【參考文獻(xiàn)】

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      收稿日期:2021-06-10;修回日期:2022-04-18

      作者簡(jiǎn)介:張高劍(1988-),男,本科,工程師,研究方向:核電檢維修技術(shù)開(kāi)發(fā)。

      基金項(xiàng)目:華能集團(tuán)總部科技項(xiàng)目資助(項(xiàng)目編號(hào):HNKJ18-H40)。

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