基于热平衡理论的反应堆功率控制参数修正研究
发布时间:2020-10-09 11:38
核电站的经济和安全性,始终是人们关注的问题。随着计算机信息技术的发展,核电站的控制由原来模拟仪表控制转变成数字计算机控制,其中一个主要体现就是集散控制系统在核电站的应用。该系统为核电站控制参数修正提供了便利性。核电站的控制系统是一个多输入多输出多变量的复杂系统,如何在保证安全的前提下提高核电站负荷跟踪能力,如何在各种运行模式下保证控制系统平滑切换,均是研究热点课题。 本文通过对某核电站零功率物理实验数据的分析,掌握了反应堆的功率控制和温度控制特性,推导了被控对象反应堆的模型。根据核电站工艺流程和设备的特点及相互关系,推导了压水堆核电站核功率计算公式,包括:蒸汽发生器出口蒸汽焓、给水焓、排污蒸汽焓以及给水流量等参数的计算,并反应堆平均温度控制和功率控制策略进行分析、设计。本文采用调节冷却剂平均温度,配合功率补偿棒的调节,实现核反应堆功率控制;根据热平衡试验数据,校准功率控制和温度控制系统的相关函数,使核电站能以5%/min的速率跟踪负荷变化。通过50%功率和100%功率两个平台的线性负荷变化试验,对修正后的参数进行验证,结果表明:通过热平衡试验修正后的参数,能够保证在各种运行模式下G棒能插入堆芯的适当位置,并保证R棒处于调节带内,提高了机组负荷跟踪能力。 在参数修正过程中,出现功率控制棒指令非预期波动和汽机旁路系统(GCT-A)等幅波动问题。采用PID工程整定方法,对GCT-A控制回路的PID参数进行了修正,修正参数后消除了等幅波动。在利用核电厂瞬态分析和控制系统优化设计程序(CATIA2)对该参数在瞬态情况下进行计算时,发现修正后的参数不能满足瞬态情况下的机组安全。通过阀门诊断仪(Flow-scanner)对阀门进行了多次测试分析,发现阀门的选型存在问题,提出了阀门换型的解决方法。目前该方法已经通过了专家论证,并报核安全局准备实施改造。在对核电站G模式控制分析的基础上,针对控制棒波动,开展了根本原因分析及方法的验证,其根本原因是被控量输入值量程过大导致测量值精度下降。目前通过缩小量程7倍(0-10MPa改为6.3-7.8MPa)的方法可以解决该问题,并通过了验证。结果表明上述这些问题的解决,一定程度上提高核电站的经济性和安全性。
【学位单位】:湘潭大学
【学位级别】:硕士
【学位年份】:2014
【中图分类】:TL362
【部分图文】:
湘潭大学硕士论文 基于热平衡理论的反应堆功率控制参数修正研究行修正,以满足负荷的跟踪更要切合实际。本文基于核电站的工艺流程,提出了通过热平衡试验方法对控制回路中的参数修正,运用 DCS 实现控制策略的修正1.5 本项目功率控制系统存在的问题分析机组在 00:09:34 核功率为 100.2%FP,一回路温度参考值 Tref为 309.8℃,实际值与目标值相等。R 棒的棒位 192 步,位于调节带上部;机组处于平衡状态此时开始以 5%/min 降负荷。到 00:24:51 时,核功率为 17%,R 棒为 189 步,Tr为 293.6℃,实际温度为 294.9℃,相差 1.6℃。参数修正前的试验曲线如图 1所示。从曲线可以看出目前机组的功率控制系统存在如下问题:温度达到目标值后仍然持续下降,在 00:34:56 时,温度测量值为 288.3℃,设定值和测量值之间偏差达 5.3℃,出现了严重超调,使得堆芯出现了过冷现象,严重影响堆芯的安全。
对象是 CPR1000 压水堆核电站。该堆型核电站分为核岛系统和常规岛系统。应堆的控制就是通过棒束调节、硼浓度调节以及可燃毒物调节等手段,实现反堆所产生能量的有效利用[5-10]。当电网需求改变机组负荷时,汽轮机通过调汽阀来响应负荷指令,同时反应堆控制器通过改变控制棒的棒位以满足二回负荷需求。本章通过研究反应堆模型,掌握被控对象特性,分析其控制策略文所研究的重点是在满足机组安全的前提下,通过控制反应堆的反应性以适网负荷的要求。本项目采用控制棒组件方法来实现反应堆负荷的跟踪。1 核电站工作原理和发电流程本项目研究的对象为压水堆核电站,它是由三个回路组成,分别称为一回路回路和三回路。一回路包括反应堆、稳压器、蒸汽发生器以及主泵等设备和,反应堆的作用是通过核裂变提供热源,然后通过一回路冷却剂把燃料的裂变吸收转换成热能。也就是说反应堆实现了核能和热能的转化。蒸汽发生器、机、凝汽器、给水泵等设备和管道形成了二回路,主要完成的是把一回路的热
潭大学硕士论文 基于热平衡理论的反应堆功率控制参数修正研究修正之后求的 Pv进行查表确定饱和蒸汽焓值 Hvsi以及饱和水据公式(3-6)求出 Hvi。生器给水焓(Hei)根据 SG 入口主给水压力 P(绝压)与给水温度得出的,但是 SG法直接测得,需要通过ARE主给水压力PARE修正才可以得到点在 ARE 廊道上,距离 SG 入口还有一段距离,如图 3-3 所动压 Pd、压力损失 P 和位置压差 Pz。
本文编号:2833641
【学位单位】:湘潭大学
【学位级别】:硕士
【学位年份】:2014
【中图分类】:TL362
【部分图文】:
湘潭大学硕士论文 基于热平衡理论的反应堆功率控制参数修正研究行修正,以满足负荷的跟踪更要切合实际。本文基于核电站的工艺流程,提出了通过热平衡试验方法对控制回路中的参数修正,运用 DCS 实现控制策略的修正1.5 本项目功率控制系统存在的问题分析机组在 00:09:34 核功率为 100.2%FP,一回路温度参考值 Tref为 309.8℃,实际值与目标值相等。R 棒的棒位 192 步,位于调节带上部;机组处于平衡状态此时开始以 5%/min 降负荷。到 00:24:51 时,核功率为 17%,R 棒为 189 步,Tr为 293.6℃,实际温度为 294.9℃,相差 1.6℃。参数修正前的试验曲线如图 1所示。从曲线可以看出目前机组的功率控制系统存在如下问题:温度达到目标值后仍然持续下降,在 00:34:56 时,温度测量值为 288.3℃,设定值和测量值之间偏差达 5.3℃,出现了严重超调,使得堆芯出现了过冷现象,严重影响堆芯的安全。
对象是 CPR1000 压水堆核电站。该堆型核电站分为核岛系统和常规岛系统。应堆的控制就是通过棒束调节、硼浓度调节以及可燃毒物调节等手段,实现反堆所产生能量的有效利用[5-10]。当电网需求改变机组负荷时,汽轮机通过调汽阀来响应负荷指令,同时反应堆控制器通过改变控制棒的棒位以满足二回负荷需求。本章通过研究反应堆模型,掌握被控对象特性,分析其控制策略文所研究的重点是在满足机组安全的前提下,通过控制反应堆的反应性以适网负荷的要求。本项目采用控制棒组件方法来实现反应堆负荷的跟踪。1 核电站工作原理和发电流程本项目研究的对象为压水堆核电站,它是由三个回路组成,分别称为一回路回路和三回路。一回路包括反应堆、稳压器、蒸汽发生器以及主泵等设备和,反应堆的作用是通过核裂变提供热源,然后通过一回路冷却剂把燃料的裂变吸收转换成热能。也就是说反应堆实现了核能和热能的转化。蒸汽发生器、机、凝汽器、给水泵等设备和管道形成了二回路,主要完成的是把一回路的热
潭大学硕士论文 基于热平衡理论的反应堆功率控制参数修正研究修正之后求的 Pv进行查表确定饱和蒸汽焓值 Hvsi以及饱和水据公式(3-6)求出 Hvi。生器给水焓(Hei)根据 SG 入口主给水压力 P(绝压)与给水温度得出的,但是 SG法直接测得,需要通过ARE主给水压力PARE修正才可以得到点在 ARE 廊道上,距离 SG 入口还有一段距离,如图 3-3 所动压 Pd、压力损失 P 和位置压差 Pz。
【参考文献】
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本文编号:2833641
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