發(fā)布時(shí)間：2020-10-09 11:38

　　 核電站的經(jīng)濟(jì)和安全性，始終是人們關(guān)注的問題。隨著計(jì)算機(jī)信息技術(shù)的發(fā)展，核電站的控制由原來模擬儀表控制轉(zhuǎn)變成數(shù)字計(jì)算機(jī)控制，其中一個(gè)主要體現(xiàn)就是集散控制系統(tǒng)在核電站的應(yīng)用。該系統(tǒng)為核電站控制參數(shù)修正提供了便利性。核電站的控制系統(tǒng)是一個(gè)多輸入多輸出多變量的復(fù)雜系統(tǒng)，如何在保證安全的前提下提高核電站負(fù)荷跟蹤能力，如何在各種運(yùn)行模式下保證控制系統(tǒng)平滑切換，均是研究熱點(diǎn)課題。 本文通過對(duì)某核電站零功率物理實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)的分析，掌握了反應(yīng)堆的功率控制和溫度控制特性，推導(dǎo)了被控對(duì)象反應(yīng)堆的模型。根據(jù)核電站工藝流程和設(shè)備的特點(diǎn)及相互關(guān)系，推導(dǎo)了壓水堆核電站核功率計(jì)算公式，包括：蒸汽發(fā)生器出口蒸汽焓、給水焓、排污蒸汽焓以及給水流量等參數(shù)的計(jì)算，并反應(yīng)堆平均溫度控制和功率控制策略進(jìn)行分析、設(shè)計(jì)。本文采用調(diào)節(jié)冷卻劑平均溫度，配合功率補(bǔ)償棒的調(diào)節(jié)，實(shí)現(xiàn)核反應(yīng)堆功率控制；根據(jù)熱平衡試驗(yàn)數(shù)據(jù)，校準(zhǔn)功率控制和溫度控制系統(tǒng)的相關(guān)函數(shù)，使核電站能以5%/min的速率跟蹤負(fù)荷變化。通過50%功率和100%功率兩個(gè)平臺(tái)的線性負(fù)荷變化試驗(yàn)，對(duì)修正后的參數(shù)進(jìn)行驗(yàn)證，結(jié)果表明：通過熱平衡試驗(yàn)修正后的參數(shù)，能夠保證在各種運(yùn)行模式下G棒能插入堆芯的適當(dāng)位置，并保證R棒處于調(diào)節(jié)帶內(nèi)，提高了機(jī)組負(fù)荷跟蹤能力。 在參數(shù)修正過程中，出現(xiàn)功率控制棒指令非預(yù)期波動(dòng)和汽機(jī)旁路系統(tǒng)(GCT-A)等幅波動(dòng)問題。采用PID工程整定方法，對(duì)GCT-A控制回路的PID參數(shù)進(jìn)行了修正，修正參數(shù)后消除了等幅波動(dòng)。在利用核電廠瞬態(tài)分析和控制系統(tǒng)優(yōu)化設(shè)計(jì)程序(CATIA2)對(duì)該參數(shù)在瞬態(tài)情況下進(jìn)行計(jì)算時(shí)，發(fā)現(xiàn)修正后的參數(shù)不能滿足瞬態(tài)情況下的機(jī)組安全。通過閥門診斷儀(Flow-scanner)對(duì)閥門進(jìn)行了多次測試分析，發(fā)現(xiàn)閥門的選型存在問題，提出了閥門換型的解決方法。目前該方法已經(jīng)通過了專家論證，并報(bào)核安全局準(zhǔn)備實(shí)施改造。在對(duì)核電站G模式控制分析的基礎(chǔ)上，針對(duì)控制棒波動(dòng)，開展了根本原因分析及方法的驗(yàn)證，其根本原因是被控量輸入值量程過大導(dǎo)致測量值精度下降。目前通過縮小量程7倍(0-10MPa改為6.3-7.8MPa)的方法可以解決該問題，并通過了驗(yàn)證。結(jié)果表明上述這些問題的解決，一定程度上提高核電站的經(jīng)濟(jì)性和安全性。
【學(xué)位單位】：湘潭大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位年份】：2014
【中圖分類】：TL362
【部分圖文】：

湘潭大學(xué)碩士論文 基于熱平衡理論的反應(yīng)堆功率控制參數(shù)修正研究行修正，以滿足負(fù)荷的跟蹤更要切合實(shí)際。本文基于核電站的工藝流程，提出了通過熱平衡試驗(yàn)方法對(duì)控制回路中的參數(shù)修正，運(yùn)用 DCS 實(shí)現(xiàn)控制策略的修正1.5 本項(xiàng)目功率控制系統(tǒng)存在的問題分析機(jī)組在 00:09:34 核功率為 100.2%FP，一回路溫度參考值 Tref為 309.8℃，實(shí)際值與目標(biāo)值相等。R 棒的棒位 192 步，位于調(diào)節(jié)帶上部；機(jī)組處于平衡狀態(tài)此時(shí)開始以 5%/min 降負(fù)荷。到 00:24:51 時(shí)，核功率為 17%，R 棒為 189 步，Tr為 293.6℃，實(shí)際溫度為 294.9℃，相差 1.6℃。參數(shù)修正前的試驗(yàn)曲線如圖 1所示。從曲線可以看出目前機(jī)組的功率控制系統(tǒng)存在如下問題：溫度達(dá)到目標(biāo)值后仍然持續(xù)下降，在 00:34:56 時(shí)，溫度測量值為 288.3℃，設(shè)定值和測量值之間偏差達(dá) 5.3℃，出現(xiàn)了嚴(yán)重超調(diào)，使得堆芯出現(xiàn)了過冷現(xiàn)象，嚴(yán)重影響堆芯的安全。

對(duì)象是 CPR1000 壓水堆核電站。該堆型核電站分為核島系統(tǒng)和常規(guī)島系統(tǒng)。應(yīng)堆的控制就是通過棒束調(diào)節(jié)、硼濃度調(diào)節(jié)以及可燃毒物調(diào)節(jié)等手段，實(shí)現(xiàn)反堆所產(chǎn)生能量的有效利用[5-10]。當(dāng)電網(wǎng)需求改變機(jī)組負(fù)荷時(shí)，汽輪機(jī)通過調(diào)汽閥來響應(yīng)負(fù)荷指令，同時(shí)反應(yīng)堆控制器通過改變控制棒的棒位以滿足二回負(fù)荷需求。本章通過研究反應(yīng)堆模型，掌握被控對(duì)象特性，分析其控制策略文所研究的重點(diǎn)是在滿足機(jī)組安全的前提下，通過控制反應(yīng)堆的反應(yīng)性以適網(wǎng)負(fù)荷的要求。本項(xiàng)目采用控制棒組件方法來實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆負(fù)荷的跟蹤。1 核電站工作原理和發(fā)電流程本項(xiàng)目研究的對(duì)象為壓水堆核電站，它是由三個(gè)回路組成，分別稱為一回路回路和三回路。一回路包括反應(yīng)堆、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器以及主泵等設(shè)備和，反應(yīng)堆的作用是通過核裂變提供熱源，然后通過一回路冷卻劑把燃料的裂變吸收轉(zhuǎn)換成熱能。也就是說反應(yīng)堆實(shí)現(xiàn)了核能和熱能的轉(zhuǎn)化。蒸汽發(fā)生器、機(jī)、凝汽器、給水泵等設(shè)備和管道形成了二回路，主要完成的是把一回路的熱

潭大學(xué)碩士論文 基于熱平衡理論的反應(yīng)堆功率控制參數(shù)修正研究修正之后求的 Pv進(jìn)行查表確定飽和蒸汽焓值 Hvsi以及飽和水據(jù)公式(3-6)求出 Hvi。生器給水焓(Hei)根據(jù) SG 入口主給水壓力 P(絕壓)與給水溫度得出的，但是 SG法直接測得，需要通過ARE主給水壓力PARE修正才可以得到點(diǎn)在 ARE 廊道上，距離 SG 入口還有一段距離，如圖 3-3 所動(dòng)壓 Pd、壓力損失 P 和位置壓差 Pz。

【參考文獻(xiàn)】

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本文編號(hào)：2833641