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....     

核动力装置多变量模糊预测控制仿真研究

为了进一步提高核动力装置的动态控制性能,本文在核动力装置汽轮机和直流蒸汽发生器数学模型的基础上,将基于模糊模型的多变量非线性广义预测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,多变量模糊预测控制律下汽轮机相对转速和蒸汽发生器出口压力变化响应时间较经典PID控制律下的快,而PID控制律下的相对转速较多变量模糊预测控制律下的多出3%～5%的超调。由此表明,所采用的多变量模糊预测控制算法能较好地控制核动力装置主要参数的输出,可获得较好的控制效果。     

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.     

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.     

小型核动力装置抽真空启动过程热力特性及含氧量变化实验研究

在压水堆核动力装置启动阶段采用抽真空的方式对一回路系统进行抽气除氧,可以控制一回路冷却剂含氧量、减缓材料腐蚀并加快启动速度。为研究小型核动力装置一回路系统的抽真空启动特性,设计并搭建了小型核动力装置抽真空启动实验系统,通过实验获得了回路在抽气、注水、建立汽腔及升温升压过程中的温度、压力以及含氧量变化规律。结果表明：对于小型核动力装置,采用抽真空方法可以实现半小时左右完成抽气及注水过程,且回路冷却剂的溶解氧低于0.1×10^-6(质量分数);在抽真空过程中达到的真空度越高,启动过程中回路内冷却剂含氧量越低;通过分析启动过程中不同抽真空压力下的回路冷却剂含氧量,发现在水装量较小的核动力装置中,回路中未溶解的氧占有较大比重,需要进一步对氧气溶解的瞬态过程进行分析。     

蒸汽排放系统蒸汽冷凝器动态特性仿真研究

根据核动力商船高压定压蒸汽冷凝器的结构及工作特性,建立了适合蒸汽冷凝器实时仿真分析计算的两相流仿真模型。利用该仿真模型对蒸汽冷凝器进行了稳态计算和动态仿真分析,并将其稳态计算结果与蒸汽冷凝器试验结果进行对比验证。结果表明：该模型能准确模拟蒸汽冷凝器的动态特性,满足核动力装置蒸汽排放系统实时仿真分析要求。研究结果对二回路系统启动及停运的运行和控制系统设计具有指导意义。     

SDG故障诊断方法在核动力装置中的应用研究

核动力装置运行状态的诊断关系到装置运行的安全性和可靠性。针对核动力装置系统复杂,难以建立数学模型的特点,本文将基于定性模型的符号有向图（SDG）方法应用于核动力装置中进行故障诊断,并以核动力装置主冷却剂系统为研究对象,提出了相应的建模方法并建立了SDG模型,根据所建立的模型开发了基于SDG方法的核动力装置故障诊断系统,并以蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故和弹棒事故为例对该系统的诊断推理过程进行了分析。仿真结果表明,基于SDG的方法在核动力装置中能有效诊断故障,并能提供故障传播路径,具有良好的解释性,可为运行人员决策提供帮助。     

反应堆核加热冷启动压力控制及超压问题仿真分析

基于反应堆核加热冷启动过程操纵和控制要求,开展了反应堆核加热冷启动过程压力自动控制方法研究,完成了系统压力自动控制方法设计与控制仿真验证;同时对冷启动水密实状态的超压问题进行了仿真分析,提出了防止超压事故的联锁控制方法。结果表明,当核功率不超过一定功率水平时,压力自动控制方法可实现反应堆核加热冷启动过程系统压力的有效控制。     

核动力装置冷凝器实时仿真

根据核动力装置的冷凝器结构及工作特性,给出了适用于冷凝器动态特性实时仿真数学模型.该模型可用于冷凝器稳态和动态的仿真,并能够预测冷凝器内蒸汽和凝结水的流量以及蒸汽、凝结水、管壁和冷却水等的温度.用本文的仿真模型对正常运行工况及事故工况进行了仿真计算,将仿真结果与系统设计值进行了比较.结果表明,该模型能够满足核动力装置冷凝器实时仿真的要求.     

蒸汽发生器水位的分段H∞控制

采用线性参数变化系统建立了核动力装置U型管蒸汽发生器水位控制系统模型,研究了状态反馈分段H∞控制问题.用Lyapunov稳定理论方法,提出了控制器存在的充分条件和线性矩阵不等式求解方法,设计了状态反馈分段控制器.通过数值仿真,验证了所提出方法的可行性.仿真结果表明,所设计的控制器能够保证闭环系统分段二次稳定,且满足H∞性能指标要求.