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秦山核电二期工程反应堆控制系统设计

第24眷第2期(增刊)核动力工程V01.24s1.!!!!兰!旦

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文章编号:0258—0926(2003)s1?0231-04

秦山核电二期工程反应堆控制系统设计

刘炯,张帆,张瑞,张英

中国核动力研究设计院.成都610041

摘要:主要描述了控制系统的功能与系统设计、设备制造、控制系统仿真、现场调试等过程,总结丁取得的经验和存在的问题。通过现场调试和实际运行表明:控制系统的参数在要求运行的范围内,系统设备运行良好.满足秦山核电二期工程的要求。它的建成为我国自主设计建造大型商用核电站反应堆控制系统积累_『宝贵的工程经验。

关键词:反应堆;控制系统;控制系统仿真

中围分类号:TL362—6文献标识码:A

1引言

秦山核电二期工程2×600Mw核电站是我国自行设计的第一座60删压水堆商用核电站。反应堆控制系统是核电站仪控系统的重要组成部分,其功能是使一回路产生的功率与二回路吸收的功率相等,同时保证一、二回路的运行参数保持在一定的许可范围内,以便安全、有效、经济地实现核能到电能的转换。

2系统设计

反应堆控制系统包括反应堆冷却剂平均温度控制系统、稳压器压力控制系统、稳压器水位控制系统、蒸汽发生器(sG冰位控制系统和蒸汽向冷凝器排放控制系统。

反应堆控制系统的设计依据是根据核设计要求、各工艺系统或总体提出的工艺流程图对控制系统提出的设计要求和动作定值。设计采用的标准和规范有HADl02,14、Rcc-E及Rcc-P。

21反应堆冷却剂平均温度控制系统

反应堆冷却剂平均温度控制系统有两条控制通道,主通道是平均温度调节通道,辅助通道是功率失配补偿通道。主通道保证反应堆符合反映冷却剂平均温度与汽机负荷函数关系的稳态运行特性。辅助通道改善动态品质并抑制暂态。

秦山核电二期工程反应堆冷却剂平均温度控制系统根据堆芯核物理设计的要求采用MoDE.A运行模式。该模式要求反应堆在满功率收辅日期:2002.11.19;修回日期:2003-02.28

或接近满功率水平下稳定运行,反应堆功率调节主要是靠调节可溶硼浓度来实现。考虑到反应堆可能出现快速升降功率运行,仅靠调节硼浓度来改变功率水平不够,因此,该模式又具有一定的控制棒调节功率的能力。

2t2稳压器压力控制系统

稳压器压力控制系统的执行机构为6组电加热器和2个喷雾阀。001RS、002RS、005RS和006Rs都按通.断方式控制,003Rs和004Rs的功率可变,并通过压力调节器进行操作。稳态运行时,003Rs和004Rs用于补偿稳压器的热损失和连续喷雾造成的致冷作用。

稳压器压力测量信号中的一路用于报警和闭锁喷雾阀,另一路去压力调节器,与内部压力整定值比较并处理后,输出压力补偿信号。该补偿信号控制比例式电加热器003Rs、004Rs,2个喷雾调节阀00l、rP、002vP和控制开关式电加热器001RS、002RS、005RS和006Rs。

2.3稳压器水位控制系统

稳压器水位控制系统由2个串联控制圆路组成。主调节器(水位调节器)处理水位误差信号,并根据下泄流量计算出上充流量的整定值。第二个调节器(流量调节器)以该整定值为基础,调节化学和容积控制系统的上充流量,以达到控制稳压器水位的目的。

2.4蒸汽发生器水位控制系统

so水位控制的功能是将SG二次侧的水位维

核动力工程

持存程序值卜,每台sG有一个水位控制回路,利用并联安装在每条给水管路上的两个调节阀控制给水流量来调节水位。一个是“低流量”(旁路给水)凋节阀,用于启动和低负荷水位控制,高负荷时保持全开;另一个是“高流量”(主给水)调节阀,用f:高负荷水位控制。

每个水位控制回路包括:①Pm水位调节器,滤波后的蒸汽流量信号减去调节器输出,得到给水流量需求信号;②流量调节器,它利用给水流鼍需求信号和测量信号,调整主阀的开度;⑧旁阀控制通道(低负荷控制).它利用PD水位调节器的输出和低负荷下的蒸汽总量,调节旁阀的开度.主阀和旁阀的切换线路也包括在此通道中。2.5蒸汽向冷凝器排放控制系统

蒸汽向冷凝器排放系统的功能是通过将主蒸汽直接排放到冷凝器,降低了由汽机负荷大幅度快速下降引起的核蒸汽供应系统(Nsss)系统温度与压力变化的幅度,为反应堆提供一个“人为”负荷

蒸汽向冷凝器排放系统有12个相同流通能力的阀,它们都用于向冷凝器排放蒸汽,这些阀按开肩方式分为3组,它们都有调节开启和快开两种方式。在压力控制模式下仅有前两组阀允许开启i

蒸汽向冷凝器排放的控制系统有温度控制模式和压力控制模式。在温度控制模式中,反应堆冷却剂平均温度测量值和程序设定值之差所对应的温度误差信号,给冷凝器蒸汽排放系统提供按比例开启的信号。在压力控制模式中,蒸汽母管所测的压力与该设定值之差产生压力误差信号,该误差信号经过PI调节器控制蒸汽排放阀的开稳

3设备选型与制造

在秦山核电二期工程仪控系统基本确定采用模拟技术为主的前提下,经过对国内外相关技术的,、‘泛词研,并结合仪控系统的现状和发展趋势.在自主确定符合秦山核电二期工程实际的控制方寨的前提下,尽量提高我国核电站的国产化程度,控制系统设备选用了上海FOxBoRO有限公司生产的sPEc200仪表,且尽量选用带微处理器的MlCRO组件实现控制功能。4控制系统仿真

对于核电站这样一类包括多个被控对象和多个控制系统的复杂系统来说,其影响因素很多,很难用一个简单的物理模型来进行仿真.再加I二安全性、经济性以及可能性等各种因素的考虑,在实际系统上进行实验往往不易办到,或不宜采纳,因此很有必要对核电站Nsss控制系统进行计算机仿真研究。通过计算机仿真,可以得多j控制系统参数大致的变化范围.以及它们的最优化值,对后期控制系统的现场调试具有实际的指导意义。

在对单个系统进行优化的基础上,采用法国引进程序cAⅡA2对整个Nsss的整体性能进行验证。为此进行了以一F瞬态实验:±10%FP阶[阪变化、±5%FP份线性变化、紧急停堆和甩负荷孤岛运行,、

5调试

在控制系统调试过程中,先对单个控制系统进行了控制参数的设置和系统调试,然后为了验证整个控制系统的稳定性和调节品质,根据核电厂的要求进行了±10%FP阶跃变化、±5%FP,分线性变化、紧急停堆和甩负荷孤岛运行典型的瞬态工况试验。这些试验是核电站调试过程中的一项重要试验.在整个试验过程中局部修改控制参数的设定值,使整个控制系统性能满足核电厂的需要。满功率运行甩负荷到孤岛运行试验的部分实测曲线与相应的理论计算曲线如图l一图7所示(1:理论曲线,2:实测曲线)。

从图1到图7可以看出,cAnA2仿真得到

图l甩负荷时的核功率曲线

Fig.1NuclearPowerCurveatL0ssofLoad

刘炯等:秦山核电二期工程反应堆控制系统设计233

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时间门02s

图2甩负荷时的参考温度曲线Fig.2Referencenmp∞tmCun口atLossofLoad

图4甩负荷时的稳压器压力曲线

Fig4PressureCurve0fPressmizer砒LossofLoadl

图6甩负荷时的sG压力曲线

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圈3甩负荷时的平均测量温度曲线

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图5甩负荷时的蒸汽发生器水位曲线

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图7甩负荷时的蒸汽排放调节信号曲线Fig.7soe蛐DI叩AdjusⅡnentsignalcurveatLOssofLOad

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核动力工程

的一系列曲线与调试中得到的系统运行实测曲线的变化趋势基本一致,实测曲线更趋于稳定,过渡过程的时间更少,幅值波动更少,证明整个控制系统稳定.调节品质良好,整体协调性能好,完全满足秦山核电二期工程的要求。

6结论

通过秦山核电二期工程一号机组的调试和商用运行,证明了控制系统系统的设计是成功的。在系统调试过程中,无论是在负荷阶跃变化负筒线性变化,还是在满功率下反应堆紧急停堆和咀负荷[况中,整个控制系统的性能良好。反应堆控制系统一方面可以通过仿真指导现场试验的实施,另一方面通过理论预计值与实测值的比较,达到了验证反应堆控制系统设计的正确性及确认仿真程序有效性的日的。反应堆控制系统的实际现场调试结果表明,所有控制参数都在运行要求的范围以内,系统性能很好,完全满足秦IJJ核电二期工程的要求。

秦山核电_==二_期工程中反应堆控制系统主要采用了模拟仪表(部分采用了基于微处理器的MICRo组件),但模拟仪表在长期的实践中也暴露出许多不足。随着数字技术的飞跃发展,系统的集成度、可靠性及抗干扰能力得道了极大的提高,使设备日益做到微型化、模块化、通用化、标准化。同时,由于采用了开放结构,提高了设备的兼容性,控制系统还具有容错设计,自稔及自诊断功能。因此采用数字技术代替模拟技术是时代发展的必然趋势。

DesignofReactorControlSySteminQinshan

Phase||NPPProject

LIUJiong,ZHANGFan,ZHANGRui,ZHANGYing

【Nuc姗P0w盯hshtuteofChina.chcngdu6i0041.CⅢ皿j

AbsIract:Thisp印erdescribest11efuncdon拍ddesignofmec叽仃olsys衄Il'equipmentmanufacturc,simulationofcontrolsystem卸dsitecomInissioning'summ矗riestheexperiencesgainedandtheprobkms(圮curI℃d.Thesiteco删[Ilissi嘶ng卸dopefanonindicatethatthep甜狮etersofcontrolsystemarcwiminthedes培natedranges,equipmentnlnswellandtllewh01esystems撕sfiestherequnmentsofQinshanPhase口NPPf’oject.nprovidesvalu曲IeexpenencesfbrtI埠indigenousdesignandmanufhctureofthereactofcontr01systemforla鹕ec01nmercialNPPs.

KeVwOrds:Reactor;Con自folsvstem;C0ntrolsvstemsimulan叽

作者简介:

刘炯f196¨1统的研究与设计。

张帆(1972一)

张瑞(1975一)计。女.高级工程师。1991年毕业于四川大学工业自动化专业,获硕士学位。现从事反应堆控制系

男,工程师。1993年毕业于天津大学工业自动化与仪表专业。现从事仪表与控制方面的工作。男.助理工程师。1998年毕业于四川大学工业自动化专业。现从事反应堆控制系统的研究与设

(责任编辑:孙华半)

秦山核电二期工程反应堆控制系统设计

作者:刘炯, 张帆, 张瑞, 张英

作者单位:中国核动力研究设计院,成都,610041

刊名:

核动力工程

英文刊名:NUCLEAR POWER ENGINEERING

年,卷(期):2003,24(z1)

被引用次数:3次

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