基于H∞回路成形方法的蒸汽发生器水位控制系统主控制器参数整定

针对U形管蒸汽发生器水位前馈 反馈串级三冲量控制系统的主控制器PID参数整定困难,且鲁棒性要求高的特点,给出了一种基于H_∞回路成形方法的主控制器PID参数整定方案。在负荷变化情况下,对采用传统方案整定主控制器的PID参数和H^∞回路成形方法整定主控制器的PID参数蒸汽发生器水位控制系统进行了对比仿真实验。仿真结果表明,采用该方法整定的控制系统具有良好的鲁棒稳定性和较好的控制性能。     

压水堆蒸发器水位调节失控跳堆分析及在线诊断调整

分析了核电站引发蒸发器给水控制系统(ARE)水位跳堆的主要原因和薄弱环节,建立了在功率运行状态下进行ARE主阀调节偏差在线调整和旁路阀调节偏差在线调整技术,提出并实施处理方案,解决了压水堆机组在启停过程中水位容易发生失控的技术难题.     

蒸汽发生器水位全程控制系统数字化及仿真实现

采用单冲量和三冲量的水位控制方案设计了蒸汽发生器(SG)水位的全程数字化控制系统,提出一套利用软件模块组态的方法,实现了水位控制策略。并将此方案应用于核电仿真机的运行。仿真结果曲线表明,设计的控制方案能使SG水位在稳定工况时保持恒定;变负荷时,水位能随着负荷的变化而产生变化并最终保持在恒定值上。     

直流蒸汽发生器分区域比例积分微分给水控制系统研究

直流蒸汽发生器(OTSG)对给水控制的要求较高。在常规比例-积分-微分(PID)控制系统的基础上,引入分区域控制方法,并结合三冲量控制方法,设计三冲量分区域PID给水控制系统。仿真结果表明,在负荷扰动时,OTSG在该控制系统作用下超调量更小,稳定时间更短,控制性能得到了提高,具有一定的工程应用价值。     

蒸汽发生器虚假水位现象及水位控制研究

针对CPR1000直立式自然循环蒸汽发生器虚假水位现象进行研究,讨论了不同功率水平下的蒸汽发生器虚假水位现象,并进一步研究了水位控制方案对虚假水位的调节作用。结果表明,水位偏差与汽水失配串级控制方法对虚假水位现象具有良好的调节效果;在手动控制模式下,操纵员控制给水阀门应考虑到虚假水位的影响,以避免虚假水位现象触发报警信号甚至停堆保护信号。     

示范快堆给水控制系统仿真研究

针对示范快堆每个环路设置多个直流式蒸汽发生器模块的特点,提出集中控制环路给水流量和单独控制环路内各模块给水流量的控制方案,并搭建了给水控制系统的仿真模型;分别对2种给水控制方案进行仿真研究,分析在2种给水控制方案下各模块蒸发器出口钠温和蒸汽过热度的变化规律。研究结果表明:集中控制环路给水流量的控制方案更有利于保证蒸发器出口蒸汽过热度的安全限值,而单独控制环路内各模块给水流量的控制方案更有利于蒸发器出口钠温的控制。     

基于模糊控制的核电蒸汽发生器水位的串级自抗扰控制

针对核电站蒸汽发生器所存在的非线性,时变性,大时滞等特点,本文提出了基于模糊控制的蒸汽发生器水位的串级自抗扰控制方案。该方案采用双闭环控制,内环采用带前馈的一阶线性自抗扰控制调节阀,并分别前馈补偿蒸汽扰动和给水扰动,外环采用二阶模糊自抗扰,设计了新型的幂次控制率。仿真结果表明,该控制方案对蒸汽发生器水位具有良好的控制效果,与串级ADRC-PID控制系统相比,不仅具有优良的鲁棒性和抗干扰能力,而且具有可行性。     

多模块直流蒸汽发生器给水系统特性分析

为给中国示范快堆给水控制系统的控制方案设计及直流蒸汽发生器结构参数设计提供必要参考依据，本文搭建了多模块直流式蒸汽发生器给水系统的仿真模型，对示范快堆给水系统的静态特性和动态特性进行了仿真研究。分析了蒸发器出口钠温和蒸汽发生器一次侧流量偏差等关键参数对各模块工作状态的影响，并得出了系统可靠工作条件下这些关键参数变化的限值。研究结果表明，为防止蒸发器出口蒸汽过热度不足，保证蒸发器可靠工作，需限制蒸发器出口钠温过低，以及蒸汽发生器一次侧流量相对于平均值过高。     

多模块直流蒸汽发生器给水系统特性分析

为给中国示范快堆给水控制系统的控制方案设计及直流蒸汽发生器结构参数设计提供必要参考依据,本文搭建了多模块直流式蒸汽发生器给水系统的仿真模型,对示范快堆给水系统的静态特性和动态特性进行了仿真研究。分析了蒸发器出口钠温和蒸汽发生器一次侧流量偏差等关键参数对各模块工作状态的影响,并得出了系统可靠工作条件下这些关键参数变化的限值。研究结果表明,为防止蒸发器出口蒸汽过热度不足,保证蒸发器可靠工作,需限制蒸发器出口钠温过低,以及蒸汽发生器一次侧流量相对于平均值过高。     

秦山核电厂蒸汽发生器水位控制试验

简要介绍了蒸汽发生器水位控制系统的运行方式和试验方法。试验项目包括旁通阀控制试验、主给水阀控制试验和旁通阀与主给水阀的切换试验。文中给出了试验结果,即在液位扰动和核动率扰动时,蒸汽发生器液位的变化过程。经过两个月的运行和瞬态试验,证明蒸汽发生器水位控制系统满足设计要求。     

基于模糊自适应参数整定的直流蒸汽发生器PID控制系统研究

在直流蒸汽发生器特性研究的基础上,将模糊自适应整定技术引入常规比例-积分-微分控制系统.采用三冲量控制系统,设计了三冲量模糊自适应整定比例-积分-微分控制系统.仿真结果表明,该控制系统能实现对直流蒸汽发生器的有效控制.     

MLOCA瞬态堆芯水位监测有效性分析

为了验证中国改进型百万千瓦级(CPR1000)核电站在一回路中等破口失水事故(MLOCA)工况下堆芯冷却监视系统(CCMS)测量的有效性,及定量分析控制系统中反应堆冷却剂泵(简称:主泵)状态的2种判定方法导致的水位计算差异,对CCMS测量原理进行了分析。以RELAP5-3D程序对CPR1000机组进行热工水力建模、使用虚拟数字化控制系统(DCS)模拟其控制逻辑,定量计算了在这2种主泵状态判定方法中CCMS输出水位及其误差,并分析了误差产生的原因。结果表明:2种方案都会引入较大的水位误差,结合状态导向法事故处理程序(SOP)分析,可能使操纵员对堆芯水位判断产生一定的误导。     

基于结构奇异值综合的蒸汽发生器水位鲁棒控制器设计

针对U型管蒸汽发生器的给水阀开度-水位动力学特性随其本身和给水泵运行工况改变而变化的特性,建立了能定量描述上述原因导致的参数摄动和未建模动态的给水阀开度-水位对象的不确定状态空间模型。基于结构奇异值综合方法设计蒸汽发生器水位鲁棒控制器,并通过选择合适的性能加权函数优化控制系统的鲁棒性能。仿真结果表明,所设计控制器可满足蒸汽发生器从零负荷至满负荷及各种给水泵运行工况下水位自动控制的要求,具有较好的控制品质。     

瞬态条件下稳压器水位测量特性试验研究

稳压器是压水堆核动力装置压力安全系统的主要设备，其水位波动反映了一回路系统的水容积变化情况，是稳压器运行控制的关键参数之一。本文基于双区非平衡模型模拟蒸汽泄露条件下的稳压器水位变化，并针对稳压器蒸汽泄漏工况开展了水位测量特性试验研究，研究了2.6~7.8 kPa/s压降速率工况下，稳压器内水位测量压差的变化情况。研究发现:采用压差修正液相区密度计算的水位值在压力瞬变情况下有较好的跟随性，能够更好的反应水位特性；表征稳压器内液相区密度变化的压差在压力减小的过程中，过渡时间小于40 s，且过渡时间与压变速率单因素无强相关性。这为稳压器的安全运行控制提供了基础研究数据。      

核电站稳压器水位控制系统数字化的实现及优化方案

根据模拟稳压器水位控制系统结构、功能以及运行原理的分析,展开对稳压器水位控制系统数字化的研究。在选择成熟商用单板机的基础上引入了数/模,模/数转换以及控制算法等实现了稳压器水位控制系统,并和稳压器水位仿真模型构成闭环运行,通过虚拟仪器监测此控制系统的运行情况,证实了本系统达到并超过了原有模拟控制系统的功能和性能。     

除氧器水位控制的人-机接口设计研究

基于人因工程（HFE）的设计原则,以核电厂二回路主给水除氧器系统为例进行性能需求分析,得到不同层次的静态功能数据库,确定了主给水除氧器系统运行所需的基本信息流及其处理要求。为应对核电厂冷态启动、低负荷和高负荷工况下的操作要求,通过建立给水加热和除氧功能（F01）模块图和运行模式表,明确与控制室有关的功能因素。基于功能分配原则对除氧器水位控制进行研究,实现水位控制的无扰动过渡方案,通过了人-机接口设计验证,为国内开展HFE分析研究提供借鉴。      

大亚湾核电站数字化改造项目关键敏感设备降级措施研究

大亚湾核电站模拟控制系统由分立式电气元件通过硬接线集成,计划在30 a大修期间进行数字化改造,由于受模拟平台功能限制,设备单一失效对所在控制回路影响巨大,大量仪控设备被识别定性为关键敏感设备。全面降低关键敏感设备数量是大亚湾核电站数字化改造项目的关键目标,本项目以核岛重要控制回路——稳压器水位控制回路为研究对象,对关键敏感设备降级措施进行了系统研究和实践应用,利用改造后数字化控制系统（DCS）自动表决功能和故障诊断功能,提出了测量通道表决优化方案、输出通道双冗余设计方案;利用接口最优原则,将稳压器水位控制回路主调和辅调集中至一个功能子组,取消了大量跨子组接口。以上措施的应用,使稳压器水位控制回路仪控关键敏感设备由17个降至0个,全面提升了控制功能可靠性,降低了电厂设备管理成本,为实现项目关键目标提供了重要参考方案。     

基于可编程控制器的稳压器压力水位控制研究

对采用可编程控制器构建稳压器压力水位控制系统进行了研究.利用可编程控制器的功能模块、模块化结构、配置的灵活性和软件控制技术,实现了稳压器压力水位控制系统的功能.通过对实验结果的分析,证明可编程控制器应用于稳压器压力、水位控制是有效的、成功的.     

主给水泵滤网压差高问题分析及设计改进

本文通过对福清核电1号机组商运期间主给水压力级泵入口滤网压差高(均值高于报警值)问题进行分析,发现滤网的通流面积不足和截面出水能力低于行业标准是主要原因。通过对滤网的形状和结构进行改进,相同流量下滤网压差值最大下降57%,改进效果明显,满足设计要求。该滤网的设计改进经验,对后续机组处理类似问题具有借鉴意义。     

基于自适应GA自抗扰控制在蒸汽发生器水位控制中的应用研究

核电厂蒸汽发生器是一个非线性、时变的系统.把自抗扰控制方法引入蒸汽发生器水位的串级控制系统中,能够解决传统PID控制中快速性和超调的矛盾,且能够动态补偿对象模型的内扰动和外扰动.由于自抗扰控制器参数众多,无统一调整规范,参数难以整定,为解决这一问题,采用自适应遗传算法来对自抗扰控制器参数进行优化.计算机仿真结果表明,本...