核電儀控技術(shù)應(yīng)用中的基本問題

王遠隆

（中國核動力研究設(shè)計院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)重點實驗室，四川 成都610041）

隨著國家核電事業(yè)進入大發(fā)展時期，核電技術(shù)國產(chǎn)化也成為熱點話題。如何將引進的國外核電技術(shù)進行消化吸收，并在此基礎(chǔ)上創(chuàng)新出自主化的新一代核電技術(shù)，也自然成為需要實時考慮的問題。

本文以核電儀控技術(shù)應(yīng)用為例對實際工作中可能影響國產(chǎn)化的問題作一個概述性的討論。

1 核電儀控技術(shù)應(yīng)用中的基本問題

1.1 理論基礎(chǔ)問題

（1）核反應(yīng)堆模型剛性問題[1-2]

核反應(yīng)堆（裂變堆）的物理模型是反應(yīng)堆動力學(xué)系統(tǒng)的主要研究對象，數(shù)學(xué)表達復(fù)雜。當(dāng)利用計算機進行數(shù)值仿真計算時，會發(fā)現(xiàn)對該物理模型作數(shù)學(xué)處理有很大難度。故有提法稱此現(xiàn)象為剛性（Stiffness）問題，或者直接稱反應(yīng)堆數(shù)學(xué)模型為病態(tài)方程。圍繞這個剛性問題，有不少研究文章出現(xiàn)。

所謂剛性問題，實際上就是反應(yīng)堆數(shù)學(xué)模型中的物理參數(shù)組合匹配問題。

式（1）代表反應(yīng)堆物理模型經(jīng)過一系列簡化處理后得到的點堆模型的指數(shù)函數(shù)數(shù)學(xué)表達式。當(dāng)反應(yīng)性擾動量為δk=0.023時，計算得到上式中的特征參數(shù)值（w0，w1，w2，w3，w4，w5，w6）分別依次為150.1399，-3.0612，-1.1931，-0.3460，-0.1176，-0.0323，-0.0125。這里看到，w0與w1～w6之間量值差異很大。

計算數(shù)學(xué)理論教科書認為，物理特征參數(shù)值彼此間的比大于10倍就算是數(shù)學(xué)上的剛性問題。在計算機做數(shù)值計算時，剛性問題反映出的結(jié)果是，由于參數(shù)過大與過小造成計算誤差積累最終導(dǎo)致計算失真。

但只要從尊重歷史的角度考察一下，就會知道這僅僅是由于當(dāng)初計算機科學(xué)技術(shù)處于發(fā)展早期階段的暫時性誤解。所以，把它轉(zhuǎn)而作為數(shù)學(xué)和物理概念自然就不應(yīng)該了。現(xiàn)在像RELAP5這樣的大型程序都可以微型計算機化，再提剛性問題顯然與技術(shù)發(fā)展事實不符。計算數(shù)學(xué)中“兩個特征參數(shù)比值大于10倍就是剛性問題”的結(jié)論也需要修正。

（2）模型處理本身的虛假問題[3]

反應(yīng)堆物理模型是通過時間、空間分離才轉(zhuǎn)化為點堆模型的。故該模型僅在反應(yīng)性變化不至引起堆內(nèi)嚴重空間效應(yīng)時才適用。如果再在點堆模型基礎(chǔ)上引入數(shù)學(xué)近似條件而不認真考慮物理上的合理性，則極可能導(dǎo)致簡化模型失真而引發(fā)工程設(shè)計中的失誤。

檢驗?zāi)Ｐ吞幚硎欠窈侠淼霓k法很簡單，用公認的模型做個仿真計算比較即可。

（3）虛假水位問題[4]

核電站常用的U形管蒸汽發(fā)生器水位測量與控制技術(shù)中常有虛假水位一說。

蒸汽發(fā)生器的虛假水位原理性的提法是：蒸汽流量變化造成蒸汽發(fā)生器內(nèi)水裝量持續(xù)性處于兩相流狀態(tài)，從而引發(fā)汽水界面處汽泡持續(xù)性的漲縮變化，導(dǎo)致水位測量儀表測得的水位持續(xù)變化。這種因汽泡漲縮造成的水位變化習(xí)慣稱為虛假水位。

圖1、圖2是計算機仿真得到的虛假水位曲線。

圖1 蒸汽流量階躍下降10%額定值水位變化Fig.1 Level change when10% step-down of steam flow

圖2 蒸汽流量階躍上升10%額定值水位變化Fig.2 Level change when10% step-up of steam flow

事實上，所謂的虛假水位是真實的物理現(xiàn)象。這是蒸汽發(fā)生器內(nèi)典型的兩相流特性。圖1所示現(xiàn)象的直接后果就是蒸汽發(fā)生器因水位持續(xù)上漲灌滿其蒸汽空間而喪失自己的產(chǎn)汽能力。圖2所示現(xiàn)象的直接后果就是蒸汽發(fā)生器因水位持續(xù)下降而被“燒干”?？刂萍夹g(shù)稱這樣的對象為自身不穩(wěn)定對象或自身不平衡對象。

如果因為人的主觀認識能力所限就認定實際的物理現(xiàn)象是虛假的，而且還在此基礎(chǔ)上做一些先進控制技術(shù)研究試圖調(diào)節(jié)這種虛假水位，那必定是徒勞的。道理很簡單，研究是建立在主觀虛假的基礎(chǔ)上進行的，不可能有真實結(jié)果。

就核電站而言，它本身與常規(guī)火電廠的鍋爐汽包在原理上有類似的地方。但有一點值得特別注意，這就是常規(guī)火電廠沒有核電站反應(yīng)堆那樣的自穩(wěn)、自調(diào)特性。如果把蒸汽發(fā)生器及二回路連同核反應(yīng)堆作為一個整體看待，這種自穩(wěn)、自調(diào)特性就能有效幫助修正蒸汽發(fā)生器的非自穩(wěn)缺陷。

（4）反應(yīng)堆自穩(wěn)、自調(diào)特性問題[5-7]

反應(yīng)堆的自穩(wěn)定性和自調(diào)節(jié)性（簡稱自穩(wěn)、自調(diào)特性）是保障反應(yīng)堆安全的重要基礎(chǔ)之一。但這種自穩(wěn)、自調(diào)特性常常被與反應(yīng)堆的固有安全性混淆在一起，甚至認為反應(yīng)堆的自穩(wěn)定性就是反應(yīng)堆的固有安全性。

固有安全性是反應(yīng)堆的特殊要求。這是由核裂變反應(yīng)特殊的放射性問題引發(fā)的。固有安全性需要滿足三層防護原則和五級屏蔽原則。而反應(yīng)堆的自穩(wěn)、自調(diào)特性僅僅是反應(yīng)堆自身的一種穩(wěn)定調(diào)節(jié)機制（控制機制）。這種機制僅能在外部發(fā)生小的干擾時把反應(yīng)堆自己調(diào)整回到原初狀態(tài)（反應(yīng)性變化時）或到達新的穩(wěn)定狀態(tài)（負荷要求變化時）。

從控制的角度看，這種自穩(wěn)、自調(diào)能力在理論上可以應(yīng)對很大的干擾。但實際工藝系統(tǒng)所用材料對熱應(yīng)力有各自的適應(yīng)范圍，控制自然就會受到相應(yīng)的限制。

有一點要特別強調(diào)，控制機制不論是自身具有還是外部另設(shè)置一個控制系統(tǒng)，其功能實現(xiàn)都是建立在所有工藝系統(tǒng)的完好性和早先物理、熱工設(shè)計的準確性基礎(chǔ)上的。一旦這種條件失去，則控制機制就難于發(fā)揮作用了。比如失水事故發(fā)生，設(shè)計上就規(guī)定保護系統(tǒng)先于控制系統(tǒng)作用引發(fā)停堆；保護停堆是強制性的，也沒有考慮自穩(wěn)、自調(diào)問題。當(dāng)然，這樣是否合理可以研究。

1.2 技術(shù)應(yīng)用問題

（1）核反應(yīng)堆模型空間效應(yīng)問題[7-8]

這個問題突出表現(xiàn)在反應(yīng)性儀這種核技術(shù)應(yīng)用儀表中。

核反應(yīng)堆的反應(yīng)性不可直接測量。反應(yīng)性儀是利用可直接測量的反應(yīng)堆功率（核功率）通過點堆數(shù)學(xué)模型推導(dǎo)出的倒時公式間接計算出反應(yīng)性。其應(yīng)用多在反應(yīng)堆物理啟動期間。

反應(yīng)性儀研究報告說使用的是“消除了空間效應(yīng)的點堆模型推導(dǎo)出的倒時公式”。這種提法明顯不合適。正如前面分析堆模型時指出的那樣，反應(yīng)堆點堆模型并沒有消除空間效應(yīng)，僅僅是在有限制的物理合理性范圍內(nèi)將時間、空間分離得到的結(jié)果。所以，由點堆模型推出的倒時公式也絕不可能消除空間效應(yīng)，其使用也一樣要受到限制。

另外值得注意的是，反應(yīng)堆啟動期間，由于功率很小，核測量誤差很大，依據(jù)所測核功率來計算得到的反應(yīng)性量值其可信程度會受這種誤差影響。

（2）反應(yīng)堆保護系統(tǒng)問題[10]

反應(yīng)堆保護系統(tǒng)是一種特殊的控制系統(tǒng)，屬于核安全三層防護的第二層。它的保護功能是依據(jù)核安全分析所給出的安全極限值設(shè)置的。核電站一旦出現(xiàn)這類極限值，保護系統(tǒng)就要強制觸發(fā)事故性停堆保護動作。這種動作時間上要求要快，則必然會導(dǎo)致反應(yīng)堆熱工系統(tǒng)物理狀態(tài)急劇變化接近背離物理上的能量不能突跳原則。這顯然是以犧牲設(shè)備壽命為代價的，如同醫(yī)學(xué)中的放療結(jié)果。有必要對這樣的保護機制重新評價。

常規(guī)核反應(yīng)堆控制系統(tǒng)是不可能出現(xiàn)能量突跳的。一旦有這樣的現(xiàn)象出現(xiàn)，則必然是控制系統(tǒng)功能設(shè)計或控制系統(tǒng)方案設(shè)計有問題。圖3是典型能量突跳的兩個例子。圖4為能量平滑過渡的實例。

（3）數(shù)字化技術(shù)應(yīng)用問題

我國核電數(shù)字化技術(shù)發(fā)展和應(yīng)用遠不如常規(guī)電廠和其他領(lǐng)域，且還是在其他領(lǐng)域發(fā)展到成熟階段，并且到國外已經(jīng)在核領(lǐng)域使用時才開始考慮使用。這背后的原因當(dāng)然是常說的安全性問題所致。

其實，反應(yīng)堆的安全性與技術(shù)的先進性之間并沒有直接的關(guān)系。主觀上先入為主說先進的技術(shù)不成熟是沒有任何科學(xué)依據(jù)的。試想，國外第一個使用數(shù)字化技術(shù)的反應(yīng)堆系統(tǒng)其依據(jù)又是什么呢？效率與效益是直接刺激先進技術(shù)使用的重要動因。當(dāng)初建造世界上第一座商用核電站的業(yè)主事實上也是在冒風(fēng)險的。由此所能考慮到的就是對風(fēng)險的掌控能力問題。敢于搶先一步，會贏得相當(dāng)大的機會。

圖3 能量突跳問題Fig.3 Energy jump

圖4 能量不能突跳實例[11]Fig.4 Example of energy can not jump

（4）數(shù)字化技術(shù)中的并行性問題[9]

并行性是指為完成同一功能或任務(wù)的多個動作同時進行。它是模擬儀表的系統(tǒng)屬性。并行性的好處之一就是時間利用最大效率化。盡管從信號流動角度看似乎在元、器件一級有先后之分，但整個系統(tǒng)從一啟動開始各類元、器件之間在時間上就是完全并行的。

數(shù)字化儀控系統(tǒng)作為儀表系統(tǒng)也自然具有這種基于元、器件一級的并行性特征，而不能認為是數(shù)字化技術(shù)給系統(tǒng)帶來的好處或者說是數(shù)字化技術(shù)的特點。

數(shù)字化技術(shù)是以微型計算機和微處理器的使用為特征的。當(dāng)前的計算機仍然遵循著美國科學(xué)家馮·諾依曼所確定的計算型機器的系統(tǒng)架構(gòu)原理。這種機器的指令流是按照二進制串行結(jié)構(gòu)設(shè)計的（字位一級是并行的）。這就好像人說話要一句一句依先后進行，計算機釋讀自己的語言仍然是要有先后順序的?？梢?，把并行性作為數(shù)字化技術(shù)的特點是有違科學(xué)原理和歷史事實的。

（5）數(shù)字化技術(shù)自身安全性問題[12-17]

數(shù)字化儀控系統(tǒng)自身的安全性是其功能能否順利實現(xiàn)的關(guān)鍵。在目前以引進為主及國內(nèi)市場多為國外品牌的背景下，如何鑒別國外產(chǎn)品的安全性是檢驗自身消化吸收能力的重要尺度。

在標(biāo)準方面，目前基本是對等翻譯調(diào)整國際標(biāo)準為國內(nèi)標(biāo)準。標(biāo)準是技術(shù)先進性和技術(shù)可達性的產(chǎn)物。國內(nèi)目前是以引進或國內(nèi)組裝作為應(yīng)用支撐點。產(chǎn)品安全性檢驗標(biāo)準帶有很強的依賴性。理想的情況當(dāng)然是通過消化吸收能建立自己的標(biāo)準體系。

（6）引進與國產(chǎn)化問題

從當(dāng)前的技術(shù)現(xiàn)狀看，儀控系統(tǒng)的引進是避免不了的。

技術(shù)引進實際是對引進方鑒別能力、消化能力和吸收能力的綜合檢驗。特別是軟件程序，僅僅靠所謂標(biāo)準題庫檢查仍然會有漏洞存在的可能。而標(biāo)準題庫本身的檢驗又靠什么？顯然人的判別能力是重要前提。

引進的另一個問題就是“最好的技術(shù)買不來”。有種說法叫“不求最好，爭取能用”。而這恰恰會成為高能耗、高污染、低效率的根源之一。引進、消化、吸收是目前的現(xiàn)狀。

數(shù)字化儀控系統(tǒng)的基礎(chǔ)是以計算機為特征的微電子技術(shù)和軟件技術(shù)。在這兩方面沒有大的突破之前，國產(chǎn)化多半是要靠在購買硬件和軟件前提下進行的，主要著眼點應(yīng)是在系統(tǒng)集成上爭取突破。比如核電站所要用的DCS系統(tǒng)（數(shù)字化控制系統(tǒng)或分布式控制系統(tǒng)）。

（7）新的控制技術(shù)可實現(xiàn)性問題[18-19]

新的控制技術(shù)是否能應(yīng)用到核反應(yīng)堆控制中，主要取決于技術(shù)可實現(xiàn)性。

先進的原理性理論如模糊數(shù)學(xué)、神經(jīng)網(wǎng)絡(luò)、遺傳算法等引入后，極大地推動了控制理論和技術(shù)應(yīng)用的發(fā)展。但作為控制對象的核反應(yīng)堆，由于其安全性所帶來的保守性導(dǎo)致其對新理論、新技術(shù)的使用持更為謹慎的態(tài)度。面對這種特殊性，新的反應(yīng)堆控制技術(shù)可以先行在理論研究有充分依據(jù)的基礎(chǔ)上，再進行控制器的研究試制，借此為工程應(yīng)用做好技術(shù)儲備。

2 技術(shù)問題反思

上述各類技術(shù)問題實際上反映出在核電領(lǐng)域中儀控系統(tǒng)應(yīng)用方面基礎(chǔ)性研究工作的滯后。

從工程技術(shù)的角度看，問題源于重在實用、利用。技術(shù)是圍繞著這“兩用”的工具，結(jié)果造成長期缺乏對技術(shù)應(yīng)用層面上的基礎(chǔ)性部分的關(guān)注，使得在面對換代更新上臺階時顯得步履維艱，力不從心。

基礎(chǔ)性研究是既費時又費力的。特別是關(guān)鍵性的基礎(chǔ)研發(fā)，只有長期堅持才有可能突破而形成規(guī)?；膸幼饔?。當(dāng)然，涉足多領(lǐng)域的基礎(chǔ)性研究則更是需要整個團隊足夠的耐心和真誠的合作。

常言道“功到自然成”。加強基礎(chǔ)研究才能支撐應(yīng)用技術(shù)的持續(xù)開發(fā)，國產(chǎn)化也才會有可靠的保障。

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