稳定非线性模型预测控制在核反应堆控制系统中的应用研究

发布时间：2020-11-11 20:08

　　 我国目前处于产业结构和能源结构调整的大背景下,核电具有能量密度大、稳定性好、燃料运输量小的特点,在满足国家能源供应安全、实施能源供给侧结构性改革和实现能源结构调整中发挥了重要作用。核反应堆控制系统是核电站控制系统的重要组成部分,主要通过调节蒸汽发生器水位和核反应堆功率实时自动跟踪电力系统负荷的变化,并维持核电机组核功率、热功率和负载功率的平衡,对核电机组的安全高效运转起到举足轻重的作用。随着我国核电装机比例逐步增加、核电机组的单机容量不断增加,电网需要核电机组采取“堆跟机”模式来提高电网的稳定性及供电质量。在“堆跟机”模式下,核反应堆频繁的功率变化,激发了系统的本质非线性,给核反应堆控制系统的控制带来了新的挑战。因此在“堆跟机”模式下,研究核反应堆控制系统合理的优化控制方法,对核电机组安全高效运行具有重要意义。本文在深入研究“堆跟机”模式下核反应堆控制系统特性的基础上,采用非线性模型预测控制理论分析与数值仿真结合的方法,对“堆跟机”模式下核电机组核反应堆控制系统的控制问题开展深入研究。本文的主要内容包括:(1)针对蒸汽发生器水位控制问题,构造了准最小最大模糊预测控制器。选择状态增量和水位作为增广状态,使用模糊模型来拟合水位非线性动态。然后基于准最小最大策略和模糊李雅普诺夫函数设计了预测控制器。为了减少在线计算复杂度,离线计算满足给水流量和水位硬约束的不变集合。在此基础上,在线计算首先采用二分搜索策略,按照系统的状态选择对应的不变集合,然后在线求解一个简单的凸优化问题,并在预测控制器设计“三要素”的框架下分析了闭环稳定性。(2)针对蒸汽发生器水位硬约束会导致水位不稳定的现象,构造了水位软约束预测控制器。深入分析了水位控制系统非最小相位特性导致不稳定零点逆转成极点的原因。然后采用了放松水位约束的控制器设计思想,引入两种松弛变量来放松水位约束和终端约束集合,并离线计算仅满足给水约束的终端约束集合,减少在线计算量。从多目标优化的角度分析了水位惩罚项和跟踪设定值这两个性能指标与放松水位惩罚系数的关系,并比较了水位无约束、硬约束以及软约束这三种预测控制策略的性能以及软约束预测控制的自身鲁棒性。(3)针对加压重水反应堆空间功率的“通量倾斜”现象,提出了分散结构的模糊模型预测控制算法。首先采用节点建模法将重水堆分为14个区域,每个区域采用一组微分方程组描述该区域内的功率动态。然后采用模糊模型建模重水堆各区域的非线性动态,在此基础上,构造了模糊预测控制并基于准最小最大策略在线求解约束优化问题,在分散模糊预测控制器的设计中加入渐进正实约束来保证分散控制结构的全局闭环稳定性。(4)研究了小型反应堆在大范围变负荷条件下的功率控制问题。首先,将反应堆功率多目标控制问题转化为具有不同目标优先级的字典序优化问题。然后,采用序贯求解策略求解非线性规划问题。随后分析了反应堆系统多时间刻度特性给序列二次规划在线求解带来困难的原因。最后将连续的控制棒速度集合限制为预先选定的离散速度值,并采用粒子群优化高效求解反应堆功率优化控制问题。
【学位单位】：华北电力大学(北京)
【学位级别】：博士
【学位年份】：2018
【中图分类】：TM623
【部分图文】：

?２０１７??▲占全国发电董比例?■一■并网机组数?？一￣？核电设备平均利用率?？￣？总装机容置??图１－１近五年国内商业运营核电机组的发电量占比、并网机组数、设备平均利用率和??总装机容量??Ｆｉｇ．?１－１?Ｔｈｅ?ｐｒｏｐｏｒｔｉｏｎ?ｏｆ?ｐｏｗｅｒ?ｇｅｎｅｒａｔｉｏｎ，?ｔｈｅ?ｎｕｍｂｅｒ?ｏｆ?ｇｒｉｄ?ｃｏｎｎｅｃｔｅｄ?ｕｎｉｔｓ，?ｔｈｅ??ａｖｅｒａｇｅ?ｕｔｉｌｉｚａｔｉｏｎ?ｒａｔｉｏ?ｏｆ?ｅｑｕｉｐｍｅｎｔ?ａｎｄ?ｔｈｅ?ｔｏｔａｌ?ｉｎｓｔａｌｌｅｄ?ｃａｐａｃｉｔｙ?ｏｆ?Ｃｈｉｎｅｓｅ??ｃｏｍｍｅｒｃｉａｌ?ｏｐｅｒａｔｉｏｎ?ｏｆ?ｎｕｃｌｅａｒ?ｐｏｗｅｒ?ｕｎｉｔ?ｉｎ?ｔｈｅ?ｐａｓｔ?ｆｉｖｅ?ｙｅａｒｓ??１．２核反应堆控制综述??核电机组主要由核岛和常规岛两部分组成。常规岛与普通电站没有明显区??别，都是由汽轮机和发电机组组成，汽轮机带动发电机发电。核岛是整个核电??站的核心部分，由堆芯、稳压器、蒸汽发生器和主循环泵等组成。在核岛内，??反应堆堆芯内核裂变产生的能量经热传导和热对流传递给一回路冷却剂，并在??蒸汽发生器内加热二回路的水，产生蒸汽，然后常规岛（与火电厂类似）使用??该高温高压蒸汽驱动汽轮机发电。核反应堆控制系统的基本任务是满足机组负??荷要求，保证主蒸汽品质，同时保证负荷跟踪过程的经济性和安全性。核反应??堆控制系统是核电站控制系统的重要组成部分，核反应堆内存在许多复杂的物??理过程

２．３反应堆功率控制系统分析??２．３．１系统概述??核反应堆是将核能转变成热能的装置，如图２－３所示。核裂变释放出大量的??能量，再由冷却剂将这些能量传到二回路做功。它由安全壳、控制棒和燃料棒等??部件组成。反应堆堆芯内部和一回路一些环节对反应堆功率控制系统有直接或间??２０??

??图２－２蒸汽发生器水位控制系统模拟结构图??Ｆｉｇ．２－２?Ｂｌｏｃｋ?ｄｉａｇｒａｍ?ｏｆ?ｔｈｅ?Ｕ?ｔｕｂｅ?ｓｔｅａｍ?ｇｅｎｅｒａｔｏｒ?ｗａｔｅｒ?ｌｅｖｅｌ?ｃｏｎｔｒｏｌ?ｓｙｓｔｅｍ??由式（２－２）可以看出，蒸汽发生器的水位动态特性与蒸汽负荷０有关，并且在??整个负荷区间内变化明显（见表２－１）。因此蒸汽发生器的水位控制系统是典型的??线性参变（Ｌｉｎｅａｒ?ｐａｒａｍｅｔｅｒ?ｖａｒｙｉｎｇ，?ＬＰＶ）系统。蒸汽流量可以看作扰动，水位??控制的目标就是通过调节给水流量大小来抵御蒸汽扰动给水位带来的影响，并控??制水位维持在设定值上。??２．３反应堆功率控制系统分析??２．３．１系统概述??核反应堆是将核能转变成热能的装置，如图２－３所示。核裂变释放出大量的??能量，再由冷却剂将这些能量传到二回路做功。它由安全壳、控制棒和燃料棒等??部件组成。反应堆堆芯内部和一回路一些环节对反应堆功率控制系统有直接或间??２０??
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本文编号：2879673