壓水堆核電站冷卻劑平均溫度控制方案比較分析

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 610213;國家能源壓水反應(yīng)堆技術(shù)研發(fā)中心,四川 成都 610213)

冷卻劑平均溫度控制系統(tǒng)是壓水堆(pressurized water reactor,PWR)核電站(nuclear power plant,NPP)的核心控制系統(tǒng)。它的功能就是通過對核電站一回路冷卻劑平均溫度的調(diào)節(jié)實現(xiàn)對核反應(yīng)堆功率的控制,故亦稱為核反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)或簡稱為反應(yīng)堆控制系統(tǒng)(這里不考慮反應(yīng)堆軸向功率分布的控制問題)。目前,中國引進翻版的PWR核電站主要有法國法馬通 (Framatome)模式[1],江蘇田灣俄羅斯WWER或 VVER模式[2],美國西屋(Westinghouse)模式AP1000還處于示范性建造中[3,4]。法國模式與美國模式有淵源關(guān)系。

這里以法國模式為基礎(chǔ)對PWR核電站冷卻劑平均溫度控制的幾種方案進行比較分析。從中亦可認識到中國核電經(jīng)歷三十來年的發(fā)展,在控制一類軟技術(shù)方面還需反思長期照搬一個模式的得與失?，F(xiàn)在常說的國產(chǎn)化,卻大多指的是硬設(shè)備。硬設(shè)備就像人的骨架和四肢。人需要有大腦。核控制系統(tǒng)就是核電站的大腦。加強控制一類軟技術(shù)的自主研發(fā)能力,才能實實在在為中國的第三代核電技術(shù)全面崛起提供可持續(xù)的強有力支撐。

1　平均溫度控制方案

PWR核電站冷卻劑平均溫度控制系統(tǒng)由圖1示出。其功率控制器所代表的冷卻劑平均溫度控制 (簡稱平均溫度控制)方案或稱為核電站反應(yīng)堆控制方案由圖2示出[1]。國內(nèi)反應(yīng)堆控制教科書亦采用這種方案作為教學(xué)內(nèi)容[5]。從圖1看到,平均溫度控制的輸入信號有反應(yīng)堆功率測量值Qn,汽輪機需求功率測量值Qs,一回路冷卻劑平均溫度測量值Tav=(Th+Tc)/2。

對圖1的一回路和圖2,參考文獻 [1]采用了圖3所示的傳遞函數(shù)模型綜合表示。但這個傳遞函數(shù)模型并沒有包括蒸汽發(fā)生器,也即沒有完整表達圖1所示的一回路,能否真正用于工程設(shè)計難于確定 (盡管它是中法合作項目移交的正式文件中的內(nèi)容)。

圖1　核電站反應(yīng)堆控制系統(tǒng)Fig.1　The reactor control system of NPP

圖2　核電站反應(yīng)堆功率控制方案Fig.2　The reactor power control scheme of NPP

圖3　反應(yīng)堆控制系統(tǒng)的傳遞函數(shù)模型Fig.3　The transfer f unction model of the reactor control system

工程上已經(jīng)成功使用的一回路簡化模型見圖4所示[6]。

仿真計算用的模型實例見圖5[7]。

圖4　核電站一回路模型Fig.4　Model of t he first loop of NPP

圖5　核電站一回路仿真模型Fig.5　Si mulation model of the first loop of NPP

2　平均溫度控制方案比較

2.1　PI平均溫度控制方案

PI平均溫度控制方案是早期核電站和核動力堆采用的控制模式[6,8,9]。這種模式也有一直沿襲使用的[10]。式 (1)是其數(shù)學(xué)表達式。

式 (1)中:

Qs是圖1所示的汽機負荷;

Qn0是外部需求負荷,也即反應(yīng)堆需要跟蹤的負荷;

k1、k2和τ分別是比例常數(shù)1、2和積分常數(shù);

△Tav是圖1所示冷卻劑參考平均溫度Tref與實測平均溫度Tav的差值:△Tav=Tav-Tref。

式 (1)中,Tref=f(Qs)。也即,反應(yīng)堆需要跟蹤的外負荷實際是汽機輸出負荷。反應(yīng)堆隨時需要適應(yīng)這種外負荷的變化需要。文獻中稱此為 “堆跟機”控制模式 (以后國內(nèi)引進核電站歸為G模式[1])。

將圖2所示的平均溫度控制方案與式 (1)做個比較會看到:

圖2中的加法器∑1的輸出就是△Tav?！?的兩個輸入通道分別稱為冷卻劑平均溫度定值通道 [Tref=f(Qs)]和冷卻劑平均溫度測量通道 (Tav),可以合稱為冷卻劑平均溫度失配通道(△Tav=Tav-Tref)。這里,兩個通道的濾波器及超前滯后環(huán)節(jié)所起作用不影響△Tav=Tav-Tref的形式,各自的作用不在這里描述 (詳細內(nèi)容可見參考文獻 [1]或 [9])。

圖6　早期控制方案Fig.6　The early contr ol sche me

式 (1)的控制模式與圖2所示的控制模式最大區(qū)別來自圖2的功率失配通道與式 (1)的k1×Qs。圖2中,需求的外負荷Qs(汽機負荷)與測量得到的核功率Qn的差通過一個非線性環(huán)節(jié)輸出,然后與可變增益單元 (補償反應(yīng)堆對核功率的非線性依賴)輸出相乘作為加法器∑2的輸入之一。這兩個通道合稱為功率失配通道。式(1)可用圖6表示[6]。顯然,圖6缺少了像圖2那樣的環(huán)節(jié)對反應(yīng)堆非線性進行補償,使得控制系統(tǒng)對反應(yīng)堆功率的控制效果就明顯不如圖2那樣的控制模式[10]。圖7是按圖6的控制模式仿真得到的結(jié)果。圖8是按圖2控制模式得到的結(jié)果。

由圖7與圖8比較看到,圖7所示按PI平均溫度控制方案得到的降負荷結(jié)果不如圖8按圖2所示方案得到的結(jié)果。圖7所示的反應(yīng)堆功率出現(xiàn)深坑的現(xiàn)象顯然與沒有非線性補償有關(guān)。

式 (1)或圖6所示早期控制方案的另一個值得注意的問題是其主被控量為反應(yīng)堆功率 (對應(yīng)控制系統(tǒng)稱為反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng))。平均溫度的差△Tav僅是作為需求負荷Qno的組成部分(輔助控制量),而不是像圖2所示那樣獨立出來作為一個與功率失配通道平行的控制通道出現(xiàn)?；蛘哒f,圖6所示的控制方案把功率失配通道作為了主要的控制通道,并且還沒有非線性補償環(huán)節(jié)。這樣,就如圖7的仿真結(jié)果所示,在低功率區(qū)的控制效果明顯變差。由圖3所示的傳遞函數(shù)模型也能看到,圖2的控制模式是將反應(yīng)堆功率與外負荷需求失配的通道作為內(nèi)環(huán)以適應(yīng)負荷快速跟蹤要求,Tav失配通道則作為外環(huán)通過對Tav的精細控制達到反應(yīng)堆功率精調(diào)的目標(biāo)?？刂评碚摲Q這種雙閉環(huán)控制系統(tǒng)為串級控制系統(tǒng)。

還可以從控制要求比較上述兩種控制方案。比如,核動力裝置要求反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)具有快速機動性變化的適應(yīng)能力,而核電站則要求冷卻劑平均溫度控制系統(tǒng)服務(wù)于穩(wěn)定高效生產(chǎn)電能。但不管要求如何,起碼有一點是共同的,這就是對反應(yīng)堆的非線性補償是基本要求。式 (1)或圖6的控制方案其控制效果不好的原因就在于此。圖9是有非線性補償后得到的仿真結(jié)果[13]。

圖7 早期控制方案仿真結(jié)果Fig.7　The si mulation results of the early control scheme

2.2　核電站冷卻劑平均溫度預(yù)測控制

圖10表示了一個百萬千瓦級核電站的反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度預(yù)測控制系統(tǒng)[14]。圖10中的核電站仿真模型如圖11所示[15](類似圖4的模型[6,8,16])。嚴(yán)格講,這僅是圖1所示核電站的一回路。

對百萬千瓦級核電站反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度采取預(yù)測控制策略,目的是希望電網(wǎng)負荷 (汽機負荷)變化時反應(yīng)堆功率及冷卻劑平均溫度能夠快速跟蹤適應(yīng)這樣的變化。

圖8　核電站反應(yīng)堆功率變化Fig.8　The variation of reactor power of NPP

圖9　非線性補償仿真結(jié)果Fig.9　The simulation result after adding nonlinear compensation

圖10　平均溫度預(yù)測控制系統(tǒng)Fig.10　Average temperature predicting and control system

圖11　核電站仿真模型Fig.11　The simulation model of NPP

預(yù)測控制策略的核心是構(gòu)建圖10所示的動態(tài)預(yù)測控制器。其構(gòu)建方法要義是依據(jù)控制棒與冷卻劑平均溫度之間的動態(tài)非線性關(guān)系仿真給出按反應(yīng)堆功率分區(qū)的四組參數(shù),并以此作為基礎(chǔ)通過數(shù)學(xué)處理得到預(yù)測模型和校正模型來共同構(gòu)成動態(tài)預(yù)測控制器[14,15]。

圖12 動態(tài)預(yù)測控制仿真結(jié)果Fig.12　Simulation results of dynamic predicting control

圖12是汽機負荷先降后升得到的仿真結(jié)果。將它與采用圖2所示控制方案的類似汽機負荷變化的仿真結(jié)果圖13[12]做一比較,可以看到彼此間的相似性。注意,圖13負荷變化量大得多。

圖13　圖2控制模式仿真結(jié)果Fig.13　Simulation results of Fig.2　control model

2.3　僅基于冷卻劑溫度測量的壓水堆功率狀態(tài)觀測器控制

文獻 [17]論述了僅基于冷卻劑溫度測量的壓水堆功率控制。該控制策略假定核測量系統(tǒng)出現(xiàn)故障,然后利用一回路冷卻劑溫度測量值來重構(gòu)反應(yīng)堆功率信息的狀態(tài)觀測器,進而給出保證輸入狀態(tài)穩(wěn)定的動態(tài)輸出反饋功率控制器。圖14是其仿真結(jié)果。把這里的結(jié)果與圖8的結(jié)果做一個比較,也可看出其相似性。(圖14的觀測值可與圖7的結(jié)果比較。)這里特別要注意圖14的陡直下降段,理論上說類似階躍降負荷,幅度高達近40%,工程實現(xiàn)不容易。(也許是作圖的視覺誤差所致。但觀測值很明顯。)比較而言,圖8的結(jié)果是平穩(wěn)過渡的。文獻 [18]則給出了AP1000堆功率控制方案 (與圖2同)中取消功率失配通道的仿真結(jié)果。

圖14　動態(tài)預(yù)測控制仿真結(jié)果Fig.14 Simulation results of dynamic predicting control

3　關(guān)于智能化問題

今天,智能化已經(jīng)成為了國家的創(chuàng)新戰(zhàn)略[19]。通常,智能化可以理解為機器能夠像人具有邏輯推理能力并能做出相應(yīng)的判斷或決策并采取相應(yīng)的行動。如果機器在一定程度上具有這樣的能力,則就能在適當(dāng)場合代替人的工作。所謂機器人時代也就是人類的智能化時代。

核電站的反應(yīng)堆控制系統(tǒng)是一個典型的人工智能系統(tǒng)。這里的人工智能,就是將圖1所示的控制器用圖2的控制方案實現(xiàn),從而構(gòu)建起按人工設(shè)計要求去思考、判斷和行動的自動化控制系統(tǒng)。上面對冷卻劑平均溫度控制方案改進后形成的控制器,也仍然屬于這類人工智能系統(tǒng)。比較經(jīng)典控制方案僅僅使用偏差負反饋控制,預(yù)測與觀測重構(gòu)則形成了新的智能特征。

另外一類人工智能系統(tǒng)則是使用邏輯推理的辦法來構(gòu)建[20]。它不像經(jīng)典控制要等待輸出與輸入之間出現(xiàn)偏差才能有效發(fā)揮作用 (滯后控制)。借助這樣的智能化系統(tǒng),核電站的事故則能夠早期診斷,從而能夠預(yù)防事故朝更加惡化的方向發(fā)展,減少保護系統(tǒng)動作造成的經(jīng)濟損失。保護系統(tǒng)依據(jù)安全定值動作停堆。如果核電站是處于滿負荷狀態(tài)時,停堆到零負荷將會對核電站所有主回路設(shè)備造成嚴(yán)重的熱應(yīng)力沖擊。這事實上留下了安全隱患。并且,保護系統(tǒng)將核電站停堆,自己再也不管核電站究竟處于什么樣的狀態(tài)。這是保護系統(tǒng)難于真正做到對核電站實施保護的缺陷所在?？刹豢梢猿浞掷檬褂眠壿嬐评淼娜斯ぶ悄芟到y(tǒng)來建構(gòu)新型保護系統(tǒng)——保護型控制系統(tǒng) (而將上面的控制系統(tǒng)稱為調(diào)節(jié)型控制系統(tǒng)),很值得思考。

人工智能本身在不斷發(fā)展。像針對反應(yīng)堆系統(tǒng)的調(diào)節(jié),新的控制模式也繼續(xù)在產(chǎn)生[21]。

4　結(jié)束語

以上就壓水堆核電站的幾個冷卻劑平均溫度控制方案作了一個比較性的分析。從中看到,與用于實際工程的控制方案比較,雖然新的方案有不足之處或僅為接近,但正是這樣的接近,說明國內(nèi)有研究能力進行基礎(chǔ)技術(shù)研發(fā)。而基礎(chǔ)研發(fā)對核電站升級換代及行業(yè)發(fā)展是至關(guān)重要的。

對平均溫度控制方案采用新的控制技術(shù)進行多角度探討,很值得關(guān)注和提倡。盡管這種探討不一定就能很快得到優(yōu)于現(xiàn)有工程方案的結(jié)果,但對該領(lǐng)域一定會有啟發(fā)作用甚或帶來突破。

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