基于核电站HTR-PM工程仿真系统研究

2022-06-04 14:19张高剑张超
粘接 2022年5期
关键词:控制系统

张高剑 张超

摘 要:为石岛湾核电站HTR-PM示范工程设计的工程仿真系统(ESS)基于仿真平台vPower,可作为操作人员的初始培训、控制系统和操作规程的验证等,除了电子保护系统外,ESS还建立了全尺寸动态模型。ESS能准确模拟HTR-PM的启动、停机、正常运行和事故。介绍了ESS的组成、一回路、堆芯建模、控制系统和主控室仿真。

关键词:HTR-PM;工程仿真系统(ESS);堆芯建模;控制系统;主控室仿真

中图分类号:TM623 文献标识码:A 文章编号: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常規岛热力系统由凝汽器、主给水系统、再生抽汽系统、加热器疏水放气系统、辅助蒸汽系统、电厂循环水和开式循环冷却水系统、闭式循环冷却水系统、真空系统组成,HTR-PM采用风冷发电机,并配置辅助系统、变电站和厂外供电系统、化学系统、消防系统以及相应的BOP系统[1-2]。两台反应器共用一套启停系统进行顺序启停[3]。HTR-PM采用集中控制方式,全厂设置一个主控室,采用统一的设计、样式和设备-机器接口,实现运行过程中对反应堆、汽轮机和发电机的全数字监控[4-5]。

1 系统配置

1.1 ESS硬件系统配置

作为一个多功能工程模拟器,ESS并不是简单地复制HTR-PM主控室如图1所示。ESS可用于培训、控制系统验证和其他目的。

在ESS控制室内有一套投影墙系统,用于建模概览面板和其他辅助显示。投影马赛克墙由2×6个由高性能PC和多屏幕控制器控制。主控制台的尺寸与HTR-PM相同[6]。配备7套操作员站,每个操作员站有2个24英寸显示器。可对1号反应堆、常规岛和2号反应堆以及应急电源系统控制盘、火灾报警盘等主控室设备进行监控。

1.2 仿真支撑系统

ESS以vPower为建模和运行管理平台,提供了一个集成的工作环境。vPower通过统一接口提供电厂仿真系统建模的各种功能,包括操作员站、热工流体网络建模、电网系统建模、控制逻辑系统组态等,vPower提供开放的二次开发接口,因此,HTR-PM的特定模块算法可以无缝嵌入到系统中[7-8]。系统还具有多任务调度的能力。不同系统的模型可以用不同的并行任务来定义,也可以用实时计算来定义。

2 反应堆堆芯模型

核岛一回路是核电站的核心系统。核电站仿真的逼真度主要受堆芯仿真精度动态特性的影响。由于以往的研究中已经描述了发电机的建模,因此如何构建高精度的HTR-PM双电抗器模型是本文讨论的ESS项目的关键问题。HTR-PM堆芯由单区堆芯、石墨反射器、碳砖绝缘体(由内向外)组成。球形燃料元件将通过堆芯顶部的进料管向反应堆内填充,进料过程将在进料管下方形成一个燃料锥。因此,反应堆堆芯上方有一个备用空间。燃料元件将通过活动区底部的卸载管卸载。活动区高度11 m,卸油管直径500 mm。第二停堆系统为8根控制棒和22套吸收球停堆系统(每套2个通道)。石墨反射层中有30个冷氦通道[9-10]。

如图2所示,HTR-PM的主要氦气回路是:主氦气扇向反应堆压力容器输送250 ℃的氦气,通过压力容器底部的氦气室,然后在石墨反射器中最多有30个冷却剂通道;会聚在冷氦真空室中,主氦从上向下流过卵石床并带出热量。在750 ℃下完全混合的氦被转移到蒸汽发生器。在与二次回路中的水进行热交换后,冷氦通过主氦风扇再次返回反应堆堆芯,从而形成氦的闭环。

为了准确地获得HTR-PM的动态特性,需要实时计算氦气流量、固体结构温度和中子通量分布,由于固体结构的温度变化率与氦气流量和压力变化率相比很小,因此分别对传热网络和流体网络进行了计算[11]。在每个时间步中,流体网络首先求解流体节点的压力和流量分布,然后由传热网络计算传热节点的温度。换热节点的新温度将影响下一时间步的流体网络结果。在动态过程中,传热网络和流体网络交替计算。

流体网络和传热网络的计算都是基于集总参数法,但高温气冷堆的温度分布计算需要得到卵石区域的整体分布,为了简化网络设计,将参数相近的部分分离为一个特定的单元。ESS采用三维圆柱多群扩散方程求解燃料球的功率分布。在反应堆物理计算中,采用流动与传热网络计算的温度分布来更新界面[12-15]。同时,将由物理计算得到的功率密度分布传递到传热网络中,作为能量平衡方程中的热源输入。物理计算和传热网络计算将交替进行,图3所示为ESS堆芯模型计算。

由于1#堆和2#堆氦气网络作为一个紧密耦合的系统通过氦气净化系统连接,反应堆固体结构的温度会影响氦气的流动特性,实际的ESS计算任务分配与1#和2#反应堆传热计算位于同一个过程中。该过程将同时计算1#和2#堆芯、蒸汽发生器和辅助氦处理系统,以确保完美的收敛性和稳定性。

热网网格和物理网网格是独立划分的,ESS项目提供了专门的接口模块来连接模型的两部分。接口模块将对网络的这两部分进行预处理,并根据它们的网格传输具体的信息流(温度和流量)。根据目前的实现模型,物理网络比热传递网络具有更密集的网格。这意味着一个传热网络节点可能包含多个物理网络节点。接口模块计算传热网络节点几何空间内的热功率,然后将热功率传递给相应的传热网络节点。热节点根据氦气状态计算温度分布,并将计算出的温度传回物理网络。这个过程周期性地重复。

3 结果

在建立了仿真模型后,用设计数据(包括稳态和一些瞬态)进行了验证。在稳态条件下,在进口温度和进口压力与设计值相等的情况下,通过设置适当的出口压力或压差,计算了通过移动控制棒调节的热功率、氦气流量的一次质量流量和出口温度。通过高精度的建模和计算,对比表明,所建立的模型在各种稳态下都表现出良好的性能。

以100%全功率正常运行为初始状态,通过给出入口温度阶跃和质量流量阶跃来测试瞬态,其中出口温度和热功率的相对变化记录如图4、图5所示。

在+10 ℃进口温度阶跃的前10 s,出口温度升高;在温度负反馈的情况下,热功率迅速下降。这样,输入的电源越少,温度就越低。在数据传输和耦合良好的情况下,热功率和温度的振荡保持大约1 000 s,并有4个周期达到另一个稳态,这与HTR-10的结果相似。收敛结束时,热功率降低了约3%,出口温度降低约0.5%。

通过突然降低一回路质量流量的10%来测试质量流量阶跃。它通过强制对流减少了卵石床的热量排出,因此由于能量平衡,出口温度升高。同样由于温度反馈,热功率急剧下降,然后以4个周期振荡约1 000 s。最后,在质量流量和热功率的共同作用下,热功率下降约10%,出口温度下降约1%。此外,ESS模型还进行了强制冷却损失事故和启停过程的试验。不同子系统之间良好的耦合计算保证了ESS的良好运行。

4 结语

ESS已经建立了HTR-PM示范电厂的全范围模型,包括所有两个反应堆和一个涡轮系统。堆芯及其他子系统的稳态和瞬态试验表明,模型与设计数据吻合良好。它可以模拟各种正常操作和事故情况,用于初步培训、操作规程验证和控制系统验证。

【参考文献】

[1]DONG Zhe,HUANG Xiaojin.Real-time simulation platform for the design and verification of the operation strategy of the HTR-PM[C]//2013 21st International Conference on Nuclear Engineering.American Society of Mechanical Engineers Digital Collection,2013.

[2]DONG Zhe,YI Feipan,HUANG Xiaojin,et al.Coordinated control system design and verification of HTR-PM plant[J].Nuclear Engineering and Design,2018,329:25-33.

[3]LI Zeguang, SUN Jun, TONG Jiejuan, et al.An accident diagnosis algorithm for HTR-PM based on deep learning methods[J].Progress in Nuclear Energy,2019,115:140-150.

[4]YU Xinli,YU Suyan.Analysis of fuel element matrix graphite corrosion in HTR-PM for normal operating conditions[J].Nuclear engineering and design,2010,240(4):738-743.

[5]ZHANG Zhen,YE Ping,YANG Xingtuan, et al.Supercritical steam generator design and thermal analysis based on HTR-PM[J].Annals of Nuclear Energy,2019(132):311-321.

[6]TANG Y,ZHOU Y P,ZHOU Z W,et al.Development and Application of an Engineering Simulator for HTR-PM Using THERMIX/BLAST and vPower[J].Nuclear Technology,2017,200(1):27-44.

[7]ZHOU Yangping, ZHOU Kefeng, MA Yuanle, et al. Thermal hydraulic simulation of reactor of HTR-PM based on thermal-fluid network and SIMPLE algorithm[J]. Progress in Nuclear Energy, 2013( 62): 83-93.

[8]YUANLE M, HUYONG Z. Simulation for the secondary loop of the chinese 200mwe htr-pm base on vpower[J]. Energy Procedia, 2012(16):1 831-1 838.

[9]劉丹,孙俊,孙玉良.HTR-PM直流蒸汽发生器的建模与分析[J].原子能科学技术,2016,50(6):995-1 001.

[10]羊城. 多模块高温气冷堆核电站的建模和操作优化[D].杭州:浙江大学,2020.

[11]刘丹,孙俊,孙玉良.HTR-PM直流蒸汽发生器的建模与分析[J].原子能科学技术,2016,50(6):995-1 001.

[12]刘丹,孙俊,徐小琳,孙玉良.高温气冷堆启动过程的模拟与分析[J].原子能科学技术,2014,48(S1):594-598.

[13]魏春琳,眭喆,孙俊,单文志.HTR-ESS的堆芯物理仿真方法研究[J].原子能科学技术,2013,47(4):609-613.

[14]高强,周志伟,周杨平,等.基于THERMIX/BLAST和vPower平台的HTR-PM启停堆过程仿真分析[J].核动力工程,2012,33(3):115-120.

[15]杜帅领. HTR-PM核电站模型的参数估计研究[D].杭州:浙江大学,2015.

收稿日期:2021-06-10;修回日期:2022-04-18

作者简介:张高剑(1988-),男,本科,工程师,研究方向:核电检维修技术开发。

基金项目:华能集团总部科技项目资助(项目编号:HNKJ18-H40)。

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