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针对H∞回路成形设计,提出了一种基于线性矩阵不等式技术的PID型权函数优化算法。结合静态H∞回路成形控制器综合,给出了一种系统的鲁棒PID迭代优化方法。基于所提方法设计了蒸汽发生器水位控制系统的PID型主控制器。仿真结果表明,所设计控制系统具有较好的鲁棒性能和鲁棒稳定性,综合控制品质优于全阶权函数优化(或本文所提PID型权函数优化)和标准控制器综合相结合的方法。 相似文献
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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。 相似文献
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结合国内多个核电基地CPR1000机组,从工程实际的角度阐述了核电站蒸汽发生器水位控制主/旁路阀切换过程中常见的故障模式,其主要包括主/旁路阀允许切换的阈值欠优、主/旁路阀频繁切换以及主阀开启时间过迟。针对上述常见故障模式给出了解决方案,从切换点优化、扰动量控制和差异化控制3方面实现对蒸汽发生器水位控制系统的优化和改进。此方案在工程中得到了验证,对避免核电站蒸汽发生器水位控制在主/旁路阀切换过程中出现较大水位扰动及保护设备方面取得了良好效果,同时此方案中的具体操作和实现方法也为同类CPR1000核电机组提供参考和借鉴。 相似文献
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蒸汽发生器水位指示仪表出现虚假指示或丧失指示的情况时有发生,而目前又没有很好的方法实现蒸汽发生器水位的重新标定,主要靠经验来进行判断,所以当事故或故障发生时严重影响操纵员对核动力装置运行情况的判断。自组织理论模型(GMDH)是建立复杂非线性大系统数学模型十分灵活而通用的方法,在处理复杂非线性对象中能得到很好的效果。本文以主蒸汽管道破口事故下重构蒸汽发生器水位为例,提出了用GMDH重构蒸汽发生器水位的方法,并与仿真结果进行对比。结果表明,GMDH对蒸汽发生器水位重构的相对误差小、精度高,满足实际需要,能为船用核动力装置的安全运行做出指导。 相似文献
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数字化仪表与控制系统(DICS)已广泛应用于核电厂安全/非安全相关的系统中。作为中枢神经系统,DICS的可靠性对核电厂运行过程的操作和维护至关重要。基于蒸汽发生器水位控制系统(SGWLCS)的结构和控制逻辑,采用布尔逻辑驱动的马尔科夫过程(BDMP)方法对系统进行了评价,分别得到可修复系统与不可修复系统随仿真步长增加的累积分布概率(CDP)。通过KB3搭建了BDMP模型,通过蒙特卡罗仿真软件YAMS对搭建的系统进行生产力分析,定量化分析出系统随仿真步长增加的CDP的变化趋势,以此计算系统的失效概率。通过对系统各组件的敏感性分析可直观得到各组件对系统的重要度影响。 相似文献
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蒸汽发生器在瞬态扰动时存在严重的虚假水位现象,增加了低功率水位控制的难度。为研究蒸汽发生器低功率水位控制问题,利用线性参数变化理论,建立了时变的多胞线性参数变化模型。在此模型基础上,提出了分数阶控制器。依据分数阶微积分理论,设计了串级分数阶PIλDμ控制器。根据Oustaloup间接离散化方法实现了分数阶PIλDμ控制并对Oustaloup方法进行了改进。研究了在负荷变化时,内环和外环4个阶次参数以及改进算法后2个参数变化对系统控制性能的影响。在不同功率区间,相同负荷变化的情况下,对改进后的串级分数阶PIλDμ控制器进行了仿真实验。结果表明,所设计的改进串级分数阶PIλDμ控制器能有效抑制干扰,分数阶微积分算子的阶次以及改进的Oustaloup方法引入的系数对控制效果均有一定影响,合理调节参数能明显改善系统的控制性能。 相似文献
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秦山第二核电厂蒸汽发生器液位控制系统PID参数整定 总被引:1,自引:1,他引:0
基于核电厂SimPort仿真平台构建了秦山第二核电厂I号机组蒸汽发生器液位控制系统仿真模型,在该仿真模型上进行了各种工况下的瞬态仿真实验和研究,获得了液位控制系统PID参数的整定值,其中液位控制器的Kp=4.25,T1=425s,TD=10s;流量控制器的KP=1.0,T1=13s。这些参数整定值与实际值基本一致,可供工程技术人员参考。 相似文献
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为了实现对蒸汽发生器(SG)水位的有效控制,从现代控制论中观测器理论着手,提出一种基于卡尔曼滤波器的假水位检测方法。卡尔曼滤波器是对包含噪声的测定值来估计状态量的有效工具,用卡尔曼滤波器构造一个"假水位"观测器,能够较有效地得到假水位的状态变量。应用该模型对几种典型的反应堆运行功率下SG水位动力学特性进行了仿真计算,结果表明卡尔曼滤波器仿真模型正确辨识出由于SG运行中的逆动力学效应而产生的"假水位",利用该模型可以对SG水位动力学特性进行精确的分析。 相似文献
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蒸汽发生器水位控制系统是核电厂数字化仪控系统最重要的子系统之一,其平稳运行对于核电厂运行安全至关重要。该控制系统包含的部件较多,部件一般可短时间修复,且处理器、电源具有热备,电动主给水泵具有冷备。因此,其可靠性模型要考虑多个设备的修复,热/冷备,备用互投等复杂的相关性或时序。对其进行可靠性分析需要使用详细的动态模型,以及支持大型模型构建的可靠性建模工具。针对上述需求,采用概率模型检测器PRISM对蒸汽发生器水位控制系统进行可靠性定量分析。建立了核电厂蒸汽发生器水位控制系统的马尔可夫模型,并计算了系统的不可用率,分析了对系统不可用率贡献高的故障部件。提出并对比了两种系统可靠性设计方案。 相似文献