核动力装置非线性模型预测协调控制仿真研究

为了进一步提高核动力装置的动态控制性能,本文在阐述核动力装置汽轮机和直流蒸汽发生器的数学模型的基础上,提出将非线性模型预测协调控制算法应用于核动力装置主要参数的控制中,包括控制结构和控制器设计.仿真结果显示,当核动力装置负荷的工况变化时,多变量非线性预测控制律下汽轮机相对转速和蒸汽发生器出口压力的变化能较快地稳定下来....     

核动力装置蒸汽轮机的广义预测自校正控制仿真研究

为了进一步提高核动力装置蒸汽轮机的动态控制性能,在阐述了核动力装置蒸汽轮机的数学模型的基础上.提出将广义预测自校正控制算法应用于蒸汽轮机的转速控制中,包括控制结构和控制器设计.仿真结果显示当蒸汽轮机经历较大的工况变化过程时,广义预测自校正控制律比经典PID控制律下的蒸汽轮机相对转速变化响应要快10 s左右,而经典PID控制律下的相对转速值要比广义预测自校正控制律多出1%～2%的超调.表明所采用的广义预测自校正控制算法能够较好的控制核动力蒸汽轮机转速的输出,可以获得较好的控制效果.     

直流蒸汽发生器的广义预测自校正控制仿真研究

为了进一步提高直流蒸汽发生器的动态控制性能,在阐述了直流蒸汽发生器的数学模型的基础上,提出将广义预测自校正控制算法应用于直流蒸汽发生器主要参数的控制中,包括控制结构和控制器设计.仿真结果显示当蒸汽发生器经历较大的变工况负荷扰动时,广义预测自校正控制律比经典PID控制律下的蒸汽发生器主要参数变化响应要快10 s左右,而经典PID控制律下的主要参数值要比广义预测自校正控制律产生较大的超调.表明所采用的广义预测自校正控制算法能够较好的控制直流蒸汽发生器主要参数的输出,可以获得较好的控制效果.     

基于DSP的蒸汽发生器水位模糊控制系统研究

为克服传统的核动力蒸汽发生器水位PID控制器存在的缺点,利用模糊推理技术和数字信号处理器（DSP）技术设计了基于DSP的核动力蒸汽发生器水位模糊控制系统。通过总结熟练操作人员的经验,给出了模糊控制规则,确定了一些重要的控制参数。考虑到控制的实时性,系统的稳定性,采用DSP设计了水位模糊控制系统。仿真实验表明,该系统性能良好。     

直流蒸汽发生器给水控制半实物仿真系统

采用直流蒸汽发生器的核动力装置是一个多变量耦合的复杂被控对象,为了对其给水控制系统进行研究,设计了一个直流蒸汽发生器给水控制半实物闭环仿真系统.该系统由实时仿真系统、给水控制系统物理设备和仿真过程管理系统组成.给水控制系统物理设备采集实时仿真系统提供的参数信号,并输出控制信号至电动执行机构.半实物闭环控制仿真试验表明,该仿真系统具有较好负荷跟踪能力,可为实际直流蒸汽发生器控制系统的设计及运行提供技术指导.     

套管式直流蒸汽发生器负荷跟动态特性分析

新型核动力装置采用紧凑型的套管式直流蒸汽发生器,根据传热特点,对其热工特性进行了分析。采用主冷却剂平均温度不变和二回路侧蒸汽压力不变的双恒定运行方案及经典PID控制器和负荷跟随运行模式,结合SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序,研究了套管式直流蒸汽发生器的动态特性,分析了降负荷时套管式直流蒸汽发生器的动态响应过程。结果表明,通过优化PID控制器参数,对给水流量进行精确控制,可满足蒸汽压力恒定的控制策略,实现双恒定运行方案,使一、二回路的运行达到较好的协调;套管式直流蒸汽发生器升降功率速度快,蒸汽压力稳定,且动态响应时间短。     

核动力装置蒸汽发生器数值模拟计算

建立了一个合理完善的核动力装置蒸汽发生器动态特性分析数学模型，并运用Ｇｅａｒ方法对此模型求解。研制了用于核动力装置蒸汽发生器稳定运行及扰动和事故工况下动态数值模拟的安全分析程序。运用此程序对秦山核电厂蒸汽发生器失去给水的事故进行了计算，所得结果与大型程序ＲＥＬＡＰ－５计算结果符合较好，并对蒸汽发生器几种不同扰动序列的计算结果进行了理论分析。     

套管式直流蒸汽发生器负荷跟随动态特性分析

新型核动力装置采用紧凑型的套管式直流蒸汽发生器,根据传热特点,对其热工特性进行了分析。采用主冷却剂平均温度不变和二回路侧蒸汽压力不变的双恒定运行方案及经典PID控制器和负荷跟随运行模式,结合SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序,研究了套管式直流蒸汽发生器的动态特性,分析了降负荷时套管式直流蒸汽发生器的动态响应过程。结果表明,通过优化PID控制器参数,对给水流量进行精确控制,可满足蒸汽压力恒定的控制策略,实现双恒定运行方案,使一、二回路的运行达到较好的协调;套管式直流蒸汽发生器升降功率速度快,蒸汽压力稳定,且动态响应时间短。     

采用OTSG的一体化核动力装置运行协调性分析与仿真

以采用直流蒸汽发生器(OTSG)的小型核动力装置(MRX)为研究对象,基于堆芯和蒸汽发生器等主要部件的数学模型,按照MRX控制方案设计双恒定运行的控制方法,以实现装置在功率变化时的快速跟踪响应。Matlab/Simulink软件仿真结果显示MRX系统的控制方案是有效的,二回路系统的动作时间相对较长,给水流量变化的速度低于一回路负荷的变化,在实际应用中应考虑采用快速响应的电动泵。     

核动力装置冷启堆自动控制方法研究

针对核动力装置冷启堆自动控制问题,确定总体控制策略,并采用不同控制方法,分别设计启堆过程不同阶段的一回路平均温度、稳压器温度、压力、水位,以及蒸汽发生器(SG)二次侧蒸汽压力的控制算法;采用基于RELAP5和SIMULINK的核动力装置控制综合仿真平台对启堆过程进行仿真计算。结果表明,所设计的控制方法能够实现反应堆从冷态停堆到具备带负荷运行条件的全过程自动控制,并满足启堆操作规程和安全性的要求。     

Adaptive fuzzy model based predictive control of nuclear steam generators

Poor control of U-tube steam generators (UTSG) in a nuclear power plant can lead to frequent reactor shutdowns or damage of turbine blades. The dynamics of steam generator vary as power level changes. There is, therefore, a need to systematically design a suitable controller for all power levels. In this paper, we employ the concepts of both predictive control and fuzzy set theory to design an appropriate control for UTSG water level. The controller has three main parts: (1) a TSK fuzzy model used for predicting the future behavior of UTSG, (2) a recursive algorithm to estimate parameters of this model and (3) a model predictive controller used to obtain optimal input control sequence. Simulation results show that the proposed controller has a remarkable performance for tracking the step and ramp reference trajectories while at the same time it is robust against steam flowrate changes.     

压水堆蒸汽发生器水位的分层自适应模糊控制

针对压水堆蒸汽发生器的水位控制提出了一种分层自适应模糊控制方案。该方案中，2个模糊控制器分层连接，每个模糊控制器均采用典型模糊控制单元，使得模糊规则个数和可调参数个数大大减少，便于在线学习和实时控制。文章分别给出了分层模糊控制器的解析表达式及可调参数的在线学习方法。在压水堆快速加负荷和突然甩负荷的仿真实验中，该方案与PID控制相比，响应快，超调量小，振荡小。     

基于CFNN的核蒸汽发生器水位控制

鉴于常规的PID控制存在控制对象参数变化时控制参数无法改变的不足,从而根据一个核蒸汽发生器(NSG)的简化数学模型,将一种补偿模糊神经网络(CFNN)用于NSG水位的控制。该网络由于引入了补偿神经元,使网络的容错性更好,系统更稳定。同时在神经网络学习算法中动态优化补偿模糊运算,使网络更适应,训练速度更快。仿真表明,该方法在装置负荷变化时比常规的PID控制方法超调量小,收敛速度快。该网络能在线调整参数,动态优化模糊规则,适于在线学习控制。该控制方法对NSG水位智能控制研究具有一定意义。     

基于SPSA的蒸汽发生器液位MPC系统性能优化方法研究

核电厂蒸汽发生器（SG）液位变化过程具有强非线性且存在“虚假水位”现象,传统SG液位控制系统多采用固定参数比例-积分-微分（PID）控制器,但传统PID控制方法不具备自优化、自适应、自学习等能力,使得控制系统性能难以达到并保持最佳。为提高机组瞬态响应能力以及核电厂的稳定性、安全性和经济性,提出了一种基于并行摄动随机逼近（SPSA）算法的模型预测控制（MPC）方法。该方法采用MPC系统代替传统PID控制系统,并利用SPSA实现液位控制系统参数的整定优化,从而实现SG液位控制系统的性能优化。通过仿真试验验证了本方法能够有效提高SG液位控制参数的整定效率以及控制系统稳定性。     

核-气联合循环发电系统性能仿真分析

针对压水堆核电机组循环热效率较低及电网对核电调峰能力的需求，基于Ebsilon软件，在大亚湾核电站二回路热力系统模型基础上，建立核-气联合循环发电热力系统。以燃气轮机循环效率、联合循环效率作为热经济性指标，评价联合循环系统的性能，并分析环境温度、压力及燃气轮机负荷变化对系统性能的影响。结果表明:核-气联合循环系统热效率相比原核电机组提高13.15%，汽轮机输出功率增加75.49%，工作环境得到明显改善；环境温度降低或压力升高会提高燃气轮机效率及联合循环功率；燃气轮机降负荷时，通过补燃天然气可维持核蒸汽发生器进口温度不变，汽轮机仍有较高的输出功率，负荷可调节范围为56.57%~100%。      

核电机组蒸汽发生器和汽轮机裕度匹配研究

国内新投产的部分压水堆核电机组陆续出现了主蒸汽调节阀急剧晃动、新蒸汽压力缓慢降低等问题,对机组的安全性和经济性造成一定影响。本研究通过设计参数和试验数据对比,并利用换热计算模型分析发现,55/19B蒸汽发生器设计裕度较同类型的60F稍偏低,低于通常的1.6×105 Pa的蒸汽压力裕度要求。蒸汽发生器新蒸汽压力、主蒸汽调节阀和汽轮机调节级通流面积在设计之初应进行综合匹配,尤其是要选用在超过70%的开度范围内都具有线性的调节特性的阀门,才能保证核电机组在整个寿期内的可靠性和经济性。      

协调控制技术在核动力系统中的应用研究

在传统PID控制的基础上引入了协调控制器,以此组成核动力装置的协调控制系统.在建立核动力系统模型的基础上应用协调控制系统并进行了仿真试验,仿真结果表明:相比于传统PID控制,采用协调控制后,冷却剂平均温度和出口蒸汽压力的超调量减小,稳定时间变短,而汽轮机功率响应稍微慢了一点,但其峰值超调变小了.     

Application of a self-organizing fuzzy logic controller to nuclear steam generator level control

In this paper, the self-organizing fuzzy logic controller is investigated for the water level control of a steam generator. In comparison with conventional fuzzy logic controllers, this controller performs the control task with no initial control rules; instead, it creates control rules and tunes input membership functions based on the performance criteria as the control behavior develops, and also modifies its control structure when uncertain disturbance is suspected. Selected tuning parameters of the self-organizing fuzzy logic controller are updated on-line in the learning algorithm, by a gradient descent method. This control algorithm is applied to the water level control of a steam generator model developed by Irving et al. The computer simulation results confirm the good performance of this control algorithm for all power ranges. This control algorithm can be expected to be used for the automatic control of a feedwater control system in a nuclear power plant with digital instrumentation and control systems.