CAP1400核電廠設(shè)計(jì)分析器系統(tǒng)調(diào)試研究

何元雷，張啟江，徐財(cái)紅，連海濤，李小燕

(上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海200233)

CAP1400核電廠設(shè)計(jì)分析器系統(tǒng)調(diào)試研究

何元雷，張啟江，徐財(cái)紅，連海濤，李小燕

(上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海200233)

本文系統(tǒng)研究了CAP1400設(shè)計(jì)分析器系統(tǒng)調(diào)試的難點(diǎn)及解決方案。根據(jù)分析器平臺(tái)要求對(duì)各系統(tǒng)單機(jī)版程序及模型數(shù)據(jù)進(jìn)行了適應(yīng)性改善，成功地將CAP1400核電廠RELAP5工藝模型、SCADE電廠控制模型及人機(jī)顯示畫面等模型集成到了設(shè)計(jì)分析器平臺(tái)，并分別進(jìn)行了單系統(tǒng)調(diào)試及系統(tǒng)聯(lián)合調(diào)試。在此基礎(chǔ)上演示了線性升降負(fù)荷運(yùn)行瞬態(tài)的調(diào)試成果。本文研究的主要工程價(jià)值在于為CAP1400核電廠控制系統(tǒng)驗(yàn)證、整定值分析等設(shè)計(jì)驗(yàn)證工作提供了一個(gè)綜合性的仿真平臺(tái)，并為相應(yīng)的設(shè)計(jì)驗(yàn)證工作提供了很好的反饋。

核電廠設(shè)計(jì)分析器；RELAP5；系統(tǒng)集成；設(shè)計(jì)驗(yàn)證；運(yùn)行瞬態(tài)

核電廠是一個(gè)非常復(fù)雜龐大的系統(tǒng)，其設(shè)計(jì)過(guò)程中涉及專業(yè)眾多，設(shè)計(jì)周期時(shí)間長(zhǎng)，這些特點(diǎn)對(duì)核電廠的設(shè)計(jì)驗(yàn)證工作提出了很大的挑戰(zhàn)。傳統(tǒng)的設(shè)計(jì)驗(yàn)證大多都是分系統(tǒng)分專業(yè)的驗(yàn)證分析，而安全分析通常采用保守包絡(luò)的分析方法，不能真實(shí)反映核電廠的運(yùn)行特性。隨著技術(shù)的發(fā)展，第三代、第四代反應(yīng)堆的研發(fā)以及數(shù)字化儀控系統(tǒng)的引入等對(duì)核電廠的工程設(shè)計(jì)驗(yàn)證提出了更高的要求。急需一個(gè)能盡量包括全范圍多專業(yè)的核電廠設(shè)計(jì)分析平臺(tái)，將設(shè)計(jì)文件及資料上的核電廠(paper plant)搭建成一個(gè)可在計(jì)算中實(shí)時(shí)運(yùn)行的數(shù)字化的核電廠(digital plant)來(lái)模擬新設(shè)計(jì)電廠(real plant)的運(yùn)行性能，為新設(shè)計(jì)的核電廠整體性能評(píng)估和測(cè)試提供反饋。

傳統(tǒng)的核電廠全范圍模擬機(jī)雖然耦合了反應(yīng)堆物理、熱工水力、儀控邏輯、顯示畫面等專業(yè)的分析，但其主要目的是培訓(xùn)操作員，為實(shí)現(xiàn)全廠各系統(tǒng)的實(shí)時(shí)仿真，其在分析精度及機(jī)理上做了很大簡(jiǎn)化，不宜作為核電廠設(shè)計(jì)驗(yàn)證的分析工具[1，2]。

本文中所建立的分析器通過(guò)集成成熟的經(jīng)過(guò)驗(yàn)證的分析軟件，能高精度地給出核電廠的主要特性，考慮多個(gè)系統(tǒng)耦合后的動(dòng)態(tài)特性，可以在核電廠設(shè)計(jì)驗(yàn)證中發(fā)揮重要作用。通過(guò)提供高精度的研究對(duì)象及平臺(tái)可為儀控邏輯驗(yàn)證、整定值分析、規(guī)程驗(yàn)證、運(yùn)行瞬態(tài)分析、事故分析、電廠總體特性評(píng)價(jià)等分析驗(yàn)證工作提供工具及平臺(tái)；同時(shí)，在培訓(xùn)及成果展示方面也能發(fā)揮不可替代的作用?？偟膩?lái)說(shuō)，設(shè)計(jì)分析器是多功能的核電廠研究和設(shè)計(jì)支持工具，對(duì)提高核電廠的研究設(shè)計(jì)效率和設(shè)計(jì)水平有非常重要的意義。本文將CAP1400核電廠的各系統(tǒng)設(shè)計(jì)數(shù)據(jù)及單機(jī)版模型進(jìn)行了適應(yīng)性改善并集成到了CAP1400核電廠設(shè)計(jì)分析器，分別進(jìn)行了單系統(tǒng)調(diào)試及系統(tǒng)聯(lián)合調(diào)試，并演示了線性升降負(fù)荷運(yùn)行瞬態(tài)的調(diào)試過(guò)程。這些工作很好地支持了CAP1400核電廠控制系統(tǒng)驗(yàn)證、整定值分析及顯示畫面優(yōu)化等工程設(shè)計(jì)驗(yàn)證工作[3,4]。

1 CAP1400核電廠設(shè)計(jì)分析器架構(gòu)及原理

本文采用的自主建設(shè)的核電廠設(shè)計(jì)分析器由兩部分構(gòu)成，即分析器平臺(tái)和分析對(duì)象模型(即電廠模型及數(shù)據(jù))。利用分析器平臺(tái)載入分析對(duì)象模型，通過(guò)動(dòng)態(tài)分析(即在計(jì)算機(jī)上進(jìn)行模擬運(yùn)行)，完成被分析對(duì)象的分析驗(yàn)證工作。

核電廠設(shè)計(jì)分析器平臺(tái)是利用先進(jìn)的計(jì)算機(jī)軟件集成技術(shù)，將成熟地經(jīng)過(guò)驗(yàn)證的多專業(yè)多物理的核電廠設(shè)計(jì)分析軟件經(jīng)過(guò)適當(dāng)改造后集成于一體，由分析器平臺(tái)內(nèi)核統(tǒng)一調(diào)度，形成可進(jìn)行全范圍、實(shí)時(shí)地仿真、分析核電廠動(dòng)態(tài)性能的專業(yè)化仿真分析平臺(tái)[5,6]。具體架構(gòu)及原理如圖1所示。

圖1 分析器平臺(tái)原理Fig.1 The platform architecture of Design Analyzer

CAP1400核電廠設(shè)計(jì)分析器集成的主要分析軟件有熱工水力分析軟件RELAP5[7,8]，堆芯物理軟件，儀控分析軟件SCADE[9]，嚴(yán)重事故分析軟件MAAP4[10]及其人機(jī)顯示畫面軟件SUPCON[1]。分析器功能模塊如圖2所示。

圖2 CAP1400核電廠設(shè)計(jì)分析器功能模塊Fig.2 The function module of Design Analyzer of CAP1400

2 CAP1400核電廠設(shè)計(jì)分析器系統(tǒng)調(diào)試

2.1 調(diào)試目標(biāo)

在進(jìn)行分析器系統(tǒng)調(diào)試前，CAP1400核電廠設(shè)計(jì)數(shù)據(jù)被轉(zhuǎn)化成分系統(tǒng)、分專業(yè)的獨(dú)立模型，如熱工水力分析模型，中子動(dòng)力學(xué)模型，控制模型，顯示畫面模型等。但這些模型不能直接被分析器控制與調(diào)用，模型之間也不能進(jìn)行同步通信，更不能實(shí)時(shí)動(dòng)態(tài)地運(yùn)行。分析器的系統(tǒng)調(diào)試目標(biāo)就是通過(guò)對(duì)這些離散的模型進(jìn)行適應(yīng)性修改，使其能被分析器控制與調(diào)用，并在各模型間建立通信接口，實(shí)現(xiàn)實(shí)時(shí)動(dòng)態(tài)模擬電廠的真實(shí)運(yùn)行工況的能力。

2.2 調(diào)試存在的難點(diǎn)

由于CAP1400核電廠還處于設(shè)計(jì)過(guò)程中，且屬于世界首創(chuàng)的三代新堆型，新設(shè)計(jì)概念的引入及設(shè)計(jì)數(shù)據(jù)的不完善對(duì)CAP1400核電廠設(shè)計(jì)分析器的建設(shè)及調(diào)試都提出了非常大的挑戰(zhàn)，主要困難存在于：

(1) 設(shè)計(jì)數(shù)據(jù)不夠完善、完整、優(yōu)化，如控制系統(tǒng)整定值等；

(2) 各基礎(chǔ)模型數(shù)據(jù)與分析器的調(diào)試，需要按照分析器的要求進(jìn)行大量的適應(yīng)性修改，修改的準(zhǔn)則需要成熟的經(jīng)驗(yàn)參考，而CAP1400分析器的建設(shè)屬于首次建設(shè)，沒(méi)有成熟的可參考案例。

(3) 調(diào)試過(guò)程經(jīng)常涉及跨專業(yè)的耦合分析，對(duì)調(diào)試人員的專業(yè)背景及經(jīng)驗(yàn)有很高的要求；

(4) 無(wú)成熟的已運(yùn)行的電廠運(yùn)行數(shù)據(jù)及調(diào)試經(jīng)驗(yàn)參考，完全由調(diào)試團(tuán)隊(duì)自主探索；

2.3 解決方案

如上述難點(diǎn)分析，CAP1400分析器系統(tǒng)調(diào)試首先需要熟悉CAP1400核電廠各系統(tǒng)及其運(yùn)行原理，同時(shí)還需要對(duì)使用的各模塊程序非常熟悉，才能進(jìn)行集成調(diào)試。所以分析器的調(diào)試團(tuán)隊(duì)通常由跨專業(yè)背景的人員組成，對(duì)調(diào)試人員的專業(yè)知識(shí)及經(jīng)驗(yàn)要求非常高。為分解上述調(diào)試難點(diǎn)，本文的調(diào)試工作主要分為兩個(gè)階段：第一階段為單系統(tǒng)調(diào)試，對(duì)基礎(chǔ)模型及數(shù)據(jù)進(jìn)行適應(yīng)性改造，實(shí)現(xiàn)單機(jī)版的基礎(chǔ)模型與平臺(tái)的集成及交互；第二階段為系統(tǒng)聯(lián)調(diào)，在各系統(tǒng)與平臺(tái)單獨(dú)集成調(diào)試成功后，進(jìn)行各系統(tǒng)的聯(lián)合調(diào)試。在系統(tǒng)聯(lián)調(diào)的同時(shí)還需對(duì)控制系統(tǒng)整定值等不完善的設(shè)計(jì)數(shù)據(jù)進(jìn)行試算及優(yōu)化，進(jìn)行反復(fù)的迭代計(jì)算，最終才能得出滿意的調(diào)試結(jié)果。

2.3.1 單系統(tǒng)集成調(diào)試

本文中CAP1400分析器平臺(tái)集成的主要功能模型包括RELAP5工藝模型，堆芯中子動(dòng)力學(xué)模型，SCADE電廠控制及保護(hù)系統(tǒng)模型，人機(jī)顯示畫面SUPCON模型。為了便于調(diào)試工作的進(jìn)行和各系統(tǒng)單獨(dú)分析，每個(gè)功能模型又以系統(tǒng)模型為單位單獨(dú)與平臺(tái)進(jìn)行單系統(tǒng)調(diào)試。如電廠工藝模塊(RELAP5)主要分為核島主系統(tǒng)模型，一回路輔助系統(tǒng)如化學(xué)與容積控制系統(tǒng)(Chemical and Volume Control System, CVS)、正常預(yù)熱排除系統(tǒng)(Residual Heat Removal System, RNS)模型和常規(guī)島系統(tǒng)模型等。電廠控制系統(tǒng)模型又分為穩(wěn)壓器壓力、液位控制等五大控制系統(tǒng)。這些系統(tǒng)分別與平臺(tái)集成。

2.3.2 系統(tǒng)聯(lián)調(diào)

在單系統(tǒng)集成調(diào)試完成后，根據(jù)各模塊接口映射關(guān)系建立連接，對(duì)各系統(tǒng)進(jìn)行系統(tǒng)聯(lián)調(diào)。由RELAP5工藝系統(tǒng)模型(見(jiàn)圖3)提供電廠的狀態(tài)信息，為SCADE控制系統(tǒng)模型(見(jiàn)圖4)提供輸入。同時(shí)控制系統(tǒng)根據(jù)工藝提供的輸入信息計(jì)算判斷后向工藝系統(tǒng)發(fā)出控制命令。工藝系統(tǒng)接收控制命令(如開關(guān)閥門，泵等信號(hào))后進(jìn)行模型計(jì)算，模擬電廠真實(shí)運(yùn)行工況。由虛擬DCS建模的顯示畫面(見(jiàn)圖5)為控制系統(tǒng)和工藝系統(tǒng)提供人機(jī)交互界面。以此驗(yàn)證系統(tǒng)聯(lián)合響應(yīng)的性能。

圖3 RELAP5工藝系統(tǒng)模型示例Fig.3 Example of RELAP5 model codes for process system

圖4 電廠控制系統(tǒng)模型示例Fig.4 Example of SCADE model codes for plant control system

圖5 人機(jī)顯示畫面示例Fig.5 Example of Human Machine Interface

3 調(diào)試成果演示

基于上述調(diào)試基礎(chǔ)及成果，在設(shè)計(jì)分析器平臺(tái)上對(duì)CAP1400核電廠進(jìn)行每分鐘5%FP(Full Power, FP)線性升、降負(fù)荷的運(yùn)行瞬態(tài)演示。瞬態(tài)過(guò)程為反應(yīng)堆功率從100%FP線性減小到90%FP，穩(wěn)定運(yùn)行一段時(shí)間后再?gòu)?0%FP線性增加到100%FP，整個(gè)過(guò)程中控制系統(tǒng)處于自動(dòng)控制模式，始發(fā)動(dòng)作由操作員按5%/分鐘的速率執(zhí)行線性負(fù)荷變化。

參考AP1000核電廠，CAP1400核電廠控制系統(tǒng)的可接受性由以下驗(yàn)收準(zhǔn)則來(lái)判定：

(1) 電廠參數(shù)無(wú)發(fā)散性振蕩；

(2) 不發(fā)生反應(yīng)堆停堆；

(3) 無(wú)專設(shè)安全設(shè)施(Engineered Safeg-uards Feature, ESF)投入；

(4) 不發(fā)生汽輪機(jī)停機(jī)；

(5) 不發(fā)生汽輪機(jī)回調(diào)；

(6) 不發(fā)生汽輪機(jī)加載懸掛；

(7) 穩(wěn)壓器安全閥不開啟；

(8) 自動(dòng)降壓系統(tǒng)(Automatic Depress-urization System, ADS)沒(méi)有運(yùn)行；

(9) 穩(wěn)壓器電加熱器沒(méi)有裸露；

(10) 自動(dòng)卸壓閥沒(méi)有開啟；

(11) SG安全閥沒(méi)有開啟；

(12) SG大氣釋放閥沒(méi)有開啟；

(13) 不觸發(fā)蒸汽旁排；

(14) 不發(fā)生高頻率的控制棒移動(dòng)；

(15) 功率超調(diào)量不超過(guò)3%FP。

電廠主要參數(shù)響應(yīng)如圖6至圖13所示，圖6說(shuō)明了反應(yīng)堆功率隨時(shí)汽輪機(jī)負(fù)荷變化的趨勢(shì)。圖7顯示了整個(gè)瞬態(tài)運(yùn)行過(guò)程中一回路冷卻劑系統(tǒng)(Reactor Coolant System, RCS)的平均溫度變化趨勢(shì)。圖8給出了運(yùn)行過(guò)程中等效的控制棒棒位隨時(shí)間的變化趨勢(shì)。圖9顯示了蒸汽發(fā)生器(Steam Generator, SG)的液位變化趨勢(shì)。圖10和圖11分別給出了穩(wěn)壓器的液位和壓力隨時(shí)間變化的趨勢(shì)。圖12和圖13分別表示蒸汽發(fā)生器的給水流量和主蒸汽流量隨時(shí)間變化的趨勢(shì)。

圖6 反應(yīng)堆和汽輪機(jī)功率(百分比)Fig.6 Power of Reactor and Turbine

圖7 RCS溫度Fig.7 RCS Temperature

圖8 等效控制棒位Fig.8 Equivalent Rod Position

圖9 蒸汽發(fā)生器液位Fig.9 SG Level

圖10 穩(wěn)壓器液位Fig.10 Pressurizer Level

圖11 穩(wěn)壓器壓力Fig.11 Pressurizer Level

圖12 蒸汽發(fā)生器給水流Fig.12 Feedwater Flow of SG

圖13 主蒸汽流量Fig.13 Main Steam Flow of SG

以上各主要參數(shù)運(yùn)行結(jié)果均滿足上述CAP1400控制系統(tǒng)可接受性驗(yàn)收準(zhǔn)則。因此上述計(jì)算結(jié)果表明，在線性升/降負(fù)荷的運(yùn)行瞬態(tài)中，CAP1400核電廠的控制系統(tǒng)能夠協(xié)同控制電廠運(yùn)行，電廠系統(tǒng)的關(guān)鍵參數(shù)都運(yùn)行在控制限制之內(nèi)。在本文的運(yùn)行瞬態(tài)中，控制系統(tǒng)的整定值和調(diào)試常數(shù)都采用初步分析值，其設(shè)置基本能夠提供可接受的控制結(jié)果。如果進(jìn)一步調(diào)整整定值及某些控制常數(shù)，可能獲得更好的控制性能，這部分工作將隨著電廠數(shù)據(jù)及分析器的完善繼續(xù)進(jìn)行。

4 結(jié)論

核電廠設(shè)計(jì)分析器的系統(tǒng)集成調(diào)試過(guò)程就是對(duì)CAP1400核電廠各系統(tǒng)設(shè)計(jì)及模型的驗(yàn)證測(cè)試過(guò)程。在單系統(tǒng)及系統(tǒng)聯(lián)合調(diào)試的過(guò)程中為電廠控制邏輯、整定值、顯示畫面、工藝模型提供了大量反饋，為工程設(shè)計(jì)驗(yàn)證提供了很好的支持。隨著CAP1400核電廠設(shè)計(jì)分析器的進(jìn)一步優(yōu)化及應(yīng)用，將大大提升CAP1400核電廠的可靠性和安全性。

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TheStudyonSystemIntegrationTestingofDesignAnalyzerofCAP1400NuclearPowerPlant

HEYuan-lei,ZHANGQi-jiang,XUCai-hong,LIANHai-tao,LIXiao-yan

(Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute, Shanghai 200233, China)

The difficulties and solutions for the system integration of the CAP1400 Design Analyzer are studied in this paper. According to the requirements of the Design Analyzer platform, standalone codes and models such as process system models of RELAP5, plant control system models of SCADE and human-machine interface graph are successfully modified and adapted to Design Analyzer platform of Nuclear Power Plant. Unit system testing and system integration testing are undertaken after adaption job. The case of operating transient of power ramp change is demonstrated based on the platform. The main engineering value of this study is that it provides a comprehensive simulation platform for verification of the control system and setpoint analysis of CAP1400 nuclear power plant. It also provides a good feedback for the corresponding verification work.

Design analyzer of nuclear power plant; RELAP5; system integration; Design verification; Operating transient

2016-08-24

國(guó)家科技重大專項(xiàng)-2014ZX06002005

何元雷(1986—)，男，四川人，工程師，碩士，現(xiàn)從事核電廠仿真、數(shù)字化電廠領(lǐng)域方面研究

TL48

：A

：0258-0918(2017)04-0644-07