核电厂稳压器压力控制系统闭环验证
反应堆功率控制系统的建模及闭环验证
核 动 力 工 程Nuclear Power Engineering第30卷 第4 期 2 0 0 9 年8月V ol. 30. No.4 Aug. 2 0 0 9文章编号：0258-0926(2009)04-0096-05反应堆功率控制系统的建模及闭环验证林 桦，林 萌，侯 东，杨燕华（上海交通大学核科学与工程学院，200240）摘要：基于MATLAB/SIMULINK 仿真软件，对岭澳一期核电站功率控制系统进行建模。
通过与RELAP5完成的核电厂主回路热工水力模型相连接，对该控制系统模型进行了闭环瞬态工况测试。
将计算机仿真结果与电厂试验曲线进行了比较，两者非常吻合，定性和定量地验证了本控制模型和热工模型的正确性。
关键词：反应堆；功率控制；闭环验证；RELAP5；MATLAB/SIMULINK 中图分类号：TL362 文献标识码：A1 引 言核电厂高精度、实时、动态仿真要求有准确的反应堆热工水力以及控制系统等模型，它除用于电厂安全分析、操纵员培训等，还可用于控制系统参数优化、实际仪表控制系统验证等方面。
鉴于此，本研究以由RELAP5构建的热工水力模型为基础，利用MATLAB/SIMULINK 软件，以岭澳一期核电站为例，对反应堆功率控制系统进行了建模，并在稳态和瞬态工况下进行了闭环动态仿真验证。
2 控制系统建模及控制对象2.1 功率控制系统的MATLAB/SIMULINK 建模 反应堆功率控制系统的基本原理是根据二回路功率需求控制功率补偿棒的棒位。
其最终目标是使功率补偿棒的位置与功率需求相对应。
压水堆中的控制棒组除了功率补偿棒组外，还设有温度调节棒组。
平均温度控制系统通过测量一回路冷却剂平均温度，与平均温度整定值比较后，经调节器产生调节信号，驱动温度调节棒组，改变反应堆的反应性，从而维持一、二回路功率的匹配，并使实测平均温度与参考平均温度一致。
相对于手工编写代码进行仿真的复杂性和代码质量的不确定性，MATLAB/SIMULINK 提供了模型描述和系统仿真的一种高效途径[1]。
基于BDMP模型的核电厂稳压器水位控制系统可靠性分析
摘要：稳压器水位控制系统(PLCS)承担一回路冷却剂装量调节功能，是核电厂分布式控制系统(DCS)
的关键子系统之一 $本文采用布尔逻辑驱动的马尔科夫(BDMP)模型构建PLCS动态可靠性模型，并提
出了一种将BDMP转换为马尔科夫模型的方法，采用概率模型检测器PRISM对转换所得马尔科夫模
型进行定量计算，得到了 PLCS的不可用率及不同部件对不可用率的贡献值，然后采用KB3和YAMS
3. Beijing Key Laboratory of Passive Nuclear Safety Technology , Beijing 102206, China)
Abstract: Pressurizer level control system (PLCS) is one of the key subsystems of distributedcontrolsystem (DCS)innuclearpowerplant!whichisresponsibleforregulatingthe amountof primary coolant In this paper!a Boolean logic-driven Markov (BDMP) modelwasusedtoconstructaPLCSdynamicreliability model!anda method ofconvertingBDMPtoa Markov modelwasproposed Theprobability modelchecker PRISM was used to analyze the converted Markov model. After quantitative analysis, theunavailabilityrateofPLCSandthecontributionvalueofdiferentcomponentstothe unavailabilityratewereobtained!andthenKB3andYAMSwereusedformodelingand
核电厂控制室系统的验证与确认
核电厂控制室系统的验证与确认1、一般要求在整个控制室系统(包括控制室人员的配备、人机接口、运行规程和培训大纲)的初步设计完成之后，应对控制室系统的设计是否适当进行验证与确认。
本章规定控制室人机接口验证与确认的工作过程和基本评价准则。
有关控制室系统其他组成部分，如：人员结构、运行规程和培训大纲的评价，其工作过程和准则宜参照有关标准和导则(参考IAEA安全导则)另行规定。
详细技术要求见EJ／T 1118。
2、控制室系统的验证（1）一般要求在控制室系统的详细设计之前和之中，应对控制室系统的功能技术要求进行验证，以证明它能满足相关准则和功能要求。
（2）验证过程验证的工作过程应包括准备、评价和总结三个阶段。
在这个阶段应对集成的控制系统进行评价，其中包括运行规程和培训大纲(已分别提供)的评价，如图2所示。
（3）验证的基本评价准则控制室系统整体应正确地体现了全部功能要求和所有其他技术要求。
3、控制室系统的确认（1）一般要求在控制室系统的详细设计之前和之中，整个控制室系统综合体应经过确认，以证明能达到预期的性能，应特别关注控制室系统综合体与时间相关的动态特性。
（2）确认过程确认的工作程序应包括准备、评价和总结三个阶段。
确认的准备工作用类似于功能分配确认的方式(见6.5)进行。
在此阶段中，运行经验是特别重要的。
宜制作一个适当的控制室模型，便于评价控制室系统与时间相关的动态特性。
对于设计概念与常规系统有明显差异的系统，有必要采用动态模拟器进行确认。
如果与现有系统的差异较小或局部确认可以完成时，可以采取其他方法，例如全尺寸的模型。
宜设置多种性能度量，便于多方面评价。
相互有关的性能度量，应检查定性与定量两者的一致性，以便确认评价的结果。
宜考虑建立接近真实的试验环境，例如：实体布局、环境条件(温度，湿度，照明，音响)等。
部分确认工作可以利用现场调试来实施。
例如，在早期设计阶段无法进行试验的确认项目(例如控制室撤离)和需要进一步评估才能确认的项目，可以利用现场调试来进行。
《核电厂仪表与控制系统》第6部分-稳压器和蒸汽发生器控制
安全分级
稳压器压力和稳压器液位控制系统均不属于核电厂的安全系统。但这些 系统担负着保证核电厂正常运行，包括正常瞬态运行，甚至100%甩负荷仍 不引起安全阀动作，不引起反应堆停堆的重要任务。这些系统发生故障将可 能造成保护和安全监测系统动作。因此和NSSS其它系统一样，稳压器压力 和稳压器液位控制系统在AP1000电厂安全分级中属于非安全重要，对其设 计、制造和运行有特殊要求的D类。在AP1000仪控功能分级中被列为对安 全和可用性重要的B级，在电源，抗震，控制系统抗干扰等方面要求都高于 其它非安全系统。
蒸汽发生器有主给水 和启动给水两个管道 。每个管道上都有调 节阀和流量测量仪表 。主给水流量测量设 置了高量程（0120%额定给水流量） 和低量程（0-20%额定 给水流量）两套仪表 ，主给水和启动给水 的切换是在给水流量 增加到～10%及下降 到～5%额定给水流量 时自动进行的。
。 下泄引自冷却剂回路1B,与一支稳压器喷雾管线共用一 个RCS管 嘴。 由CVS来的补水进入蒸汽发生器1的反应堆冷却剂泵1A 和 1B的高压吸入侧
7.2 稳压器压力控制系统
稳压器压力控制系统描述
在电厂运行期间要求严格控制主回路压力，以防止压 力过高或过低。压力增加到高压定值，会要求启动专 设安全设施，以防止超过压力边界；压力降低到低压 定值，会要求启动专设安全设施，以防止发生偏离泡 核沸腾。在负荷比较稳定，正常运行时，为补偿负荷 波动和容器散热引起的压力波动，通过调节稳压器内 一组加热器的功率，微调压力到要求的整定值 （15.41MPa)。大的压力降低通过打开更多的加热器组 ，使稳压器内原处于饱和状态的水闪蒸,提高压力；大 的压力升高通过启动稳压器喷淋，使蒸汽凝结降压。 比例加热器组，功率370千瓦，可连续调节输出功率 备用加热器4组：两组各为245千瓦，两组各为370千瓦
核反应堆-核电-核技术-核工程-3.5 稳压器 (1)
9
10
安全阀组
每个先导式安全阀组由串联的两台阀门组
成。每个阀设置了开启和关闭压力阈值。
一台提供卸压功能的上端阀门，称为保护
阀；另一台下端阀门，其隔离作用，称作隔 离阀。
在正常运行期间，保护阀关闭，隔离阀开
启。如果保护阀在开启之后再关闭失效时， 则隔离阀关闭，防止反应堆冷却剂系统进一 步卸压。
却卸压箱；
疏水管：接RPE系统，用来水位高时排水。
卸压箱的降温：一方面是依靠来自硼和补
给水系统的除盐水喷淋，另一方面依靠箱内 蛇形冷却管，它由设备冷却水系统不间断地 提供冷却水。
卸压箱内充有氮气，箱内压力(额定压力
0.12 MPa)稍高于大气压，可以阻止空气的进 入，氮气气压可以阻止一回路冷却剂所含有 的氢与空气中的氧形成易爆混合物。如果箱 内压力小于0.12 MPa，由氮气分配系统充氮； 如果箱内压力高于0.12 MPa，就释放蒸汽。
一个环路的热管段相连，波动管接在下 封头最低点，其正上方设有挡板式滤网， 使水流进、出稳压器，并防止杂物进入 反应堆冷却剂系统的其他地方。
5
稳压器喷淋系统
根据喷淋水的来源不同，可以分为主喷
淋系统和辅助喷淋系统。
1、主喷淋
主喷淋由连至两个环路的冷管段的管线组成 。喷淋管线上游接在RCP系统主泵的出口 管线上。喷淋的驱动力是反应堆冷却剂 泵出口与喷头出口间的压差。主管线上 安装了喷淋阀，最大流量72m3/h，喷淋压 降速率为1.3MPa/min
卸压能力：卸压箱按照能接收110%
的稳压器蒸汽空间的蒸汽设计。但 不能连续接受稳压器的蒸汽排放。 超量的蒸汽排放会导致泄压箱内压 力上升，压力达到一定值，顶部的 爆破膜破裂，蒸汽排放到安全壳内 。
压水堆核电站稳压器压力控制系统仿真研究
第３ ０ 卷 第１ 期
文章编号 ： １ ０ ０ ６ — ９ ３ ４ ８（ ２ ０ １ ３ ） ０ １ — ０ １ ９ ３ 一 ｏ ４
计
算
机
仿
真
２ ０ １ ３ 年１ 月
压 水 堆 核 电 站 稳 压 器 压 力 控 制 系 统 仿 真 研 究
张 国铎 ， 杨旭红， 许 行， 卢 栋青
法 。通过单神经元的 自学习和 自适应能力 ， 获得最优控制性 能的 Ｐ Ｉ Ｄ控 制参数 。仿 真结果 表明 ， 单神经元 神经 网络 的 Ｐ Ｉ Ｄ 控制方法与传统的 Ｐ Ｉ Ｄ控制方法相 比， 系统响应速度更快 ， 超调量更小 ， 为优化控制系统提供 了参考 。 关键词 ： 压水堆 ； 稳压器 ； 压力控制系统 ； 比例积分微分控制 ； 单神经元
ＺＨＡＮＧ Ｇｕ ｏ －ｄ ｕ ｏ， ＹＡＮＧ Ｘｕ－ｈ ｏ ｎ ｇ， ＸＵ Ｈａ ｎ ｇ， Ｌ Ｕ Ｄｏ ｎ ｇ —ｑ ｉ ｎ ｇ
（ Ｓ ｈ ａ ｎ ｇ ｈ ａ ｉ Ｕ ｎ ｉ ｖ ｅ ｒ ｓ ｉ ｔ ｙ ｏ ｆ Ｅ ｌ ｅ ｃ ｔ ｒ ｉ ｃ Ｐ ｏ ｗ ｅ ｒ ， Ｓ ｈ ａ ｎ ｇ ｈ ａ ｉ ２ ０ ０ ０ ９ ０ ，Ｃ ｈ ｉ ｎ ａ ）
（ 上 海 电力 学 院 ， 上海 ２ ０ ０ ０ ９ ０ ）
核电站稳压器压力系统优化控制研究
文 章 编 号 ：１０算 机 仿 真
２０１６年４月
核 电站稳 压 器 压 力 系 统 优 化 控 制研 究
宋 辉 ，陆古兵 ，王 飞 ，朱利 文
（海军工程大学核能科学与工程系 ，湖北 武汉 ４３００３３） 摘要 ：研究稳压器压力系统控制优化 问题 ，由于稳压器压力控制系统存在非线性 、时变性等特点 ，造成系统差 ，传统的 ＰＩＤ控 制手段 往往使 系统存在超调量大 、滞后性强 以及输 出品质不 良等缺点 ；难 以达到预期控制效果 。为了改善控制系统性能 ，提 高控制精度 ，提 出基于粒子群优化 的灰色预测 ＰＩＤ控制方法 ，主要利用灰色预测模 型得到 的预测 值取代 当前值反馈至控制 器 ，然后 ，运用粒子群优化算法参与 ＰＩＤ控制参数的在线整定 ，获取优化 的控 制参数。仿真结 果表明 ，采用 粒子群优化后 的 灰色预测 ＰＩＤ控 制方法 与传统 ＰＩＤ控制方法相 比，系统超调量得到 了有效 的减少 ，响应速度更快 ，改善了控制品质。 关键词：稳压器 ；压力控制系统 ；灰色预测控制 ；粒子群优化算法 中图分类号 ：ＴＬ３６ 文 章标志码 ：Ｂ
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作 ；使 电厂在正常或变负荷运行情 况下不发 生紧急停 堆和安 全 阀动作 。
ＡＢＳＴＲＡＣＴ：Ｉｎ ｏｒｄｅｒ ｔｏ ｉｍｐｒｏｖｅ ｔｈｅ ｃｏｎｔｒｏｌ ｑｕａｌｉｔｙ ａｎｄ ｃｏｎｔｒｏｌ ａｃｃｕｒａｃｙ，ｗｅ ｐｕｔ ｆｏｒｗａｒｄ ａ ｇｒｅｙ ｐｒｅｄｉｃｔｉｏｎ ＰＩＤ ｃｏｎ— ｔｒｏｌ ｍｅｔｈｏｄ ｂａｓｅｄ ｏｎ ＰＳＯ ａｌｇｏｒｉｔｈｍ． Ｔｈｉｓ ｍｅｔｈｏｄ ｍａｉｎｌｙ ｕｓｅｓ ｔｈｅ ｐｒｅｄｉｃｔｉｖｅ ｖａｌｕｅ ｆｒｏｍ ｇ ｒｅｙ ｐｒｅｄｉｃｔｉｏｎ ｍｏｄｅｌ ａｓ
秦山二期稳压器压力控制系统调节介绍
秦山二期稳压器压力控制系统调节介绍刘琳娟;熊磊【摘要】稳压器压力控制系统是核电厂一回路重要控制系统,它由测量部分、调节部分和执行机构组成.根据机组工况,通过波动管和稳压器内水的流通来调节稳压器压力,使其维持在所需压力值上.本文介绍了秦山二期稳压器压力控制系统功能实现和调节试验,并作了经验反馈.【期刊名称】《仪器仪表用户》【年(卷),期】2016(023)009【总页数】3页(P87-89)【关键词】稳压器;调节器;喷淋阀;加热器【作者】刘琳娟;熊磊【作者单位】中核核电运行管理有限公司,浙江海盐 314300;中核核电运行管理有限公司,浙江海盐 314300【正文语种】中文【中图分类】TH机组运行中，瞬态导致反应堆功率和蒸汽发生器输出功率不平衡，主系统水温随之变化使环路中和反应堆内的水热胀冷缩，通过波动管流向稳压器或稳压器内的水通过波动管流入环路。
因此，稳压器内水的体积和温度会产生变化，导致稳压器压力变化。
稳压器压力控制系统将稳压器压力维持在所需压力值，系统由测量部分、调节部分和执行机构组成。
稳压器压力控制调节系统作用：电站启动时使反应堆冷却剂系统升压；稳态运行时保持冷却剂系统压力恒定；负荷变化或发生运行瞬态时将压力变化限制在允许值以内；反应堆冷却剂系统压力快速升高时提供超压保护[1]。
其基本原理是通过改变稳压器喷淋阀的开度或控制加热器的投入与切除将稳压器压力维持在整定值上。
当稳压器压力趋于下降时，电加热器加热稳压器中的水使之更多的汽化，使得蒸汽增加，压力升高；当稳压器压力趋于上升时，通过RCP001/002VP将来自RCP环路冷段的冷却剂送至喷头，以滴状喷到稳压器顶部使蒸汽冷凝，降低稳压器压力。
稳压器压力控制回路包括：压力变送器 RCP005/006/013/014MP；PID压力控制器RCP401RG1+RCPRG2；稳压器加热器组RCP001/002/003/004/005/006RS，其中RCP003/004RS为比例加热器，其功率可调节，其余4个为通断式加热器；喷淋控制调节阀RCP001/002VP。
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核电厂稳压器压力控制系统闭环验证
严敏
【期刊名称】《工业控制计算机》
【年(卷),期】2015(000)007
【摘要】稳压器是压水堆核电站的重要部件之一，其压力控制的优劣直接影响到核电站能否安全的运行。
在正常的运行瞬态情况下，稳压器压力控制系统使稳压器的压力维持或恢复到设定值。
在瞬态过程中，稳压器控制系统产生相应动作，防止压力增加某限值，当压力大于该限值时，会触发反应堆紧急停堆或需要驱动专设安全设施来防止压力边界超压。
同样，也要防止压力降低到需要驱动专设安全设施动作，以防止偏离泡核沸腾的情况发生。
首先通过仿真技术建立了核电厂高精度工艺模型和实时的仪控系统模型，并基于OPC技术开发了验证真实DCS控制逻辑策略的接口通信软件，完成了对稳压器压力控制系统控制策略和响应特性的闭环验证。
%NPP high accuracy process modeIs and reaI-time instrumentation and controI system modeIs are estabIished by simuIation technoIogy in this paper.The interface communication software used for verifying the reaI DCS controI Iogic strategy based on OPC technoIogy is deveIoped in this paper.The cIosed-Ioop verification for PPCS controI strategy and response characteristics is compIeted.
【总页数】3页(P4-5,9)
【作者】严敏
【作者单位】国核自仪系统工程有限公司，上海 200233
【正文语种】中文
【相关文献】
1.核电厂稳压器液位控制系统控制逻辑闭环验证 [J], 严敏
2.某核电厂化学和容积控制系统闭环控制参数优化 [J], 刘东亮;王犇;雒志强
3.基于Relap5和Simulink的稳压器压力控制系统仿真研究 [J], 苟晓龙; 谭国成; 杨阳; 董德
4.基于全范围验证平台在核电厂稳压器控制系统改造中的应用研究 [J], 闫英明;毛新民;张冬伟;郭旭东;李绍栋;郄永学
5.基于BDMP模型的核电厂稳压器水位控制系统可靠性分析 [J], 朱桂霞;马九灵;钱玉刚;夏林路;周世梁
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