成守宇，彭敏俊，劉新凱，趙 強，鄧祥鑫

（哈爾濱工程大學(xué) 核安全與仿真技術(shù)國防重點學(xué)科實驗室，黑龍江 哈爾濱 150001）

核動力裝置（NPP）是一多輸入多輸出、非線性、時變的復(fù)雜系統(tǒng)，目前其控制系統(tǒng)常采用基于模擬儀控技術(shù)的傳統(tǒng)PID 控制器。傳統(tǒng)PID 控制器是工業(yè)控制中歷史最久、生命力最強的一種控制器，具有結(jié)構(gòu)簡單、調(diào)整參數(shù)少、魯棒性強等優(yōu)點［1］。它對線性定常系統(tǒng)的控制非常有效，但對非線性、時變的復(fù)雜系統(tǒng)，控制效果一般，尤其是在大幅度改變工況下，被調(diào)對象的參數(shù)易超調(diào)且穩(wěn)定時間長，系統(tǒng)的動態(tài)品質(zhì)較差。核動力裝置為了保證良好的機動性，必須具備大幅度和快速升降負(fù)荷的功能，大幅度和快速升降負(fù)荷使核動力各子系統(tǒng)和設(shè)備的參數(shù)大幅變化，從而不利于系統(tǒng)和設(shè)備的運行并影響整個系統(tǒng)的正常運行，嚴(yán)重時還會對核動力裝置的安全性提出挑戰(zhàn)，這是核動力裝置所不允許的。為進(jìn)一步改善整個核動力裝置的控制系統(tǒng)，本文提出在數(shù)字化儀控系統(tǒng)上實現(xiàn)專家系統(tǒng)和原控制器結(jié)合的協(xié)調(diào)控制器及其策略，并針對反應(yīng)堆堆功率控制、穩(wěn)壓器壓力控制、蒸汽發(fā)生器給水控制、冷凝器控制等進(jìn)行協(xié)調(diào)控制器的設(shè)計。為驗證本文提出的技術(shù)可行性，本文以全范圍核動力裝置模擬器為研究平臺測試提出的協(xié)調(diào)控制技術(shù)。

1 核動力裝置協(xié)調(diào)控制技術(shù)研究

1.1 協(xié)調(diào)控制方案

協(xié)調(diào)控制是用來解決由許多相關(guān)子系統(tǒng)組成的大型復(fù)雜系統(tǒng)的一種控制策略。協(xié)調(diào)控制通常選用分解-協(xié)調(diào)方法來加以解決復(fù)雜大系統(tǒng)的控制問題。分解是指將復(fù)雜大型系統(tǒng)劃分為一系列的子系統(tǒng)，并以此達(dá)到對各子系統(tǒng)的優(yōu)化控制。協(xié)調(diào)是根據(jù)大型復(fù)雜系統(tǒng)和設(shè)備完成的任務(wù)目標(biāo)和功能，合理調(diào)整各子系統(tǒng)和相應(yīng)設(shè)備的關(guān)系，使整個系統(tǒng)調(diào)整得更和諧。實現(xiàn)其控制思想最普遍的形式是一遞階結(jié)構(gòu)。在分級結(jié)構(gòu)（即遞階結(jié)構(gòu)）的控制系統(tǒng)中，每個子系統(tǒng)處于不同層次中并具有不同的功能，基本結(jié)構(gòu)如圖1所示［2-3］。

數(shù)字化儀控系統(tǒng)（DCS）基于分布式計算機控制系統(tǒng)，該系統(tǒng)是分級和分層的，其控制器由計算機或數(shù)字微處理器實現(xiàn)。本文提出的基于DCS技術(shù)的核動力裝置協(xié)調(diào)控制系統(tǒng)結(jié)構(gòu)如圖2所示?；贒CS技術(shù)的核動力裝置控制系統(tǒng)分為3層（過程信息處理層、控制層、現(xiàn)場層），各層分別與協(xié)調(diào)控制器的協(xié)調(diào)控制級、現(xiàn)場控制級、控制對象對應(yīng)。協(xié)調(diào)控制器是整個控制系統(tǒng)的核心，協(xié)調(diào)控制器根據(jù)機組狀態(tài)和操縱員的指令來決策和協(xié)調(diào)各子系統(tǒng)的控制任務(wù)；現(xiàn)場控制級的控制器處理協(xié)調(diào)控制器的指令和原控制模式的程序，現(xiàn)場控制級控制器合理地對執(zhí)行機構(gòu)發(fā)送控制指令。根據(jù)核動力裝置運行工況的要求，協(xié)調(diào)控制器接收外界設(shè)定指令包括主冷卻劑平均溫度、汽輪機負(fù)荷、汽輪機控制模式、反應(yīng)堆控制模式等信號，然后協(xié)調(diào)控制器根據(jù)專家知識庫和智能算法庫來協(xié)調(diào)匹配機組運行參數(shù)?？紤]到核動力裝置的安全性，核動力裝置控制系統(tǒng)使用的協(xié)調(diào)控制基于堆跟機模式。

圖1 分級結(jié)構(gòu)的控制系統(tǒng)示意圖Fig.1 Schematic diagram of hiberarchy control system

圖2 基于數(shù)字化儀控技術(shù)的核動力裝置協(xié)調(diào)控制系統(tǒng)結(jié)構(gòu)Fig.2 Structure of NPP coordinated control system based on digital instrument &control technology

為協(xié)調(diào)核動力裝置各子系統(tǒng)和設(shè)備的運行狀態(tài)，使用協(xié)調(diào)控制器和原有的控制器一起協(xié)同工作。協(xié)調(diào)控制器采用專家系統(tǒng)實現(xiàn)，專家系統(tǒng)用來識別核動力裝置各子系統(tǒng)和相應(yīng)設(shè)備的運行狀態(tài)和工況變化，若專家系統(tǒng)識別出相應(yīng)的工況變化并發(fā)出控制指令，這時裝置的控制器采用專家系統(tǒng)指令的控制；若專家系統(tǒng)未識別工況變化，裝置的控制器采用原有的系統(tǒng)控制器進(jìn)行控制。本文主要根據(jù)裝置系統(tǒng)和設(shè)備運行規(guī)律建立相應(yīng)的工況變化和運行狀態(tài)的協(xié)調(diào)控制器專家系統(tǒng)知識庫，利用專家系統(tǒng)實時監(jiān)測和識別裝置各系統(tǒng)和設(shè)備的運行數(shù)據(jù)的變化速率和超閾值狀態(tài)，根據(jù)不同參數(shù)變化速率的大小、變化速率的方向和超閾值狀態(tài)的情況，激活協(xié)調(diào)控制器的專家系統(tǒng)知識庫的控制規(guī)則，由協(xié)調(diào)控制器向該裝置系統(tǒng)或設(shè)備的控制器直接發(fā)出控制指令，代替原有控制器的控制指令，直接控制該系統(tǒng)或設(shè)備的狀態(tài)變化。

1.2 核動力裝置各子協(xié)調(diào)控制器的設(shè)計

本文設(shè)計的子協(xié)調(diào)控制器包括反應(yīng)堆堆功率控制系統(tǒng)、穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器給水控制系統(tǒng)、冷凝器控制系統(tǒng)等。

1）反應(yīng)堆堆功率控制系統(tǒng)協(xié)調(diào)控制器

核動力裝置功率協(xié)調(diào)控制器基于堆跟機模式和專家知識實現(xiàn)，如圖3所示。當(dāng)裝置進(jìn)行小范圍的負(fù)荷變化時，使用系統(tǒng)原有的控制器進(jìn)行功率控制。當(dāng)裝置進(jìn)行大幅度的負(fù)荷變化時，協(xié)調(diào)控制器將根據(jù)汽輪機負(fù)荷、主冷卻劑平均溫度、主蒸汽壓力、主蒸汽流量、核功率、汽輪機控制模式、反應(yīng)堆控制模式等參數(shù)產(chǎn)生提棒、降棒、禁止提棒等信號。大幅度的負(fù)荷變化由調(diào)節(jié)系統(tǒng)的調(diào)節(jié)而切換到小幅度變化情況，小幅度變化調(diào)節(jié)為原功率控制算法，而原功率控制算法考慮了功率調(diào)節(jié)器的死區(qū)環(huán)節(jié)。

圖3 核動力裝置功率協(xié)調(diào)控制器框圖Fig.3 Block diagram of NPP power controller based on coordinated control technology

2）穩(wěn)壓器壓力協(xié)調(diào)控制器

穩(wěn)壓器壓力調(diào)節(jié)器由噴淋協(xié)調(diào)控制器和電加熱協(xié)調(diào)控制器組成，圖4為穩(wěn)壓器壓力調(diào)節(jié)器控制框圖。當(dāng)核動力裝置進(jìn)行不同幅度（小范圍或大范圍）的負(fù)荷變化時，協(xié)調(diào)控制器根據(jù)一回路系統(tǒng)壓力和平均溫度波動情況，從專家知識庫提取信息，若無協(xié)調(diào)控制指令則采用原控制算法；若滿足專家規(guī)則，則噴淋閥現(xiàn)場控制器和電加熱器現(xiàn)場控制器接收到協(xié)調(diào)控制指令，然后基于知識庫來調(diào)節(jié)電加熱器和噴淋閥門的位置。

圖4 穩(wěn)壓器壓力調(diào)節(jié)協(xié)調(diào)控制器框圖Fig.4 Block diagram of primary pressure controller based on coordinated control technology

3）蒸汽發(fā)生器給水協(xié)調(diào)控制器

蒸汽發(fā)生器給水控制系統(tǒng)包括蒸汽發(fā)生器（SG）水位控制器和汽輪機的泵速控制器，其協(xié)調(diào)控制器如圖5所示。原蒸汽發(fā)生器給水控制系統(tǒng)給水調(diào)節(jié)閥采用三沖量控制，汽輪機泵速控制器采用單沖量PI控制器。若裝置的蒸汽產(chǎn)生大幅擾動，給水控制系統(tǒng)接受到協(xié)調(diào)控制器發(fā)出的信息，然后選擇協(xié)調(diào)控制模式，按專家知識庫協(xié)調(diào)指令進(jìn)行控制。

圖5 給水控制協(xié)調(diào)控制器框圖Fig.5 Block diagram of SG feedwater controller based on coordinated control technology

4）冷凝器協(xié)調(diào)控制器

冷凝器控制參數(shù)主要為熱井水位和冷凝器真空，其控制器包括熱井水位控制、冷凝器的真空度控制、循環(huán)水控制等。冷凝器的水位和真空度在汽輪機負(fù)荷變化時，它們也會受到影響。若汽輪機負(fù)荷變化，協(xié)調(diào)控制器感知變化后發(fā)送協(xié)調(diào)指令，抽真空系統(tǒng)和循環(huán)水系統(tǒng)以及通向熱井和貯水箱的三通閥會進(jìn)行自動調(diào)節(jié)，協(xié)調(diào)控制器框圖如圖6所示。

圖6 冷凝器協(xié)調(diào)控制器框圖Fig.6 Block diagram of condenser controller based on coordinated control technology

2 核動力裝置仿真模型

為驗證本文提出的協(xié)調(diào)控制方案及策略，本文采用全范圍實時仿真系統(tǒng)作為研究平臺，仿真系統(tǒng)模型可實現(xiàn)反應(yīng)堆啟動、停堆、功率運行以及各故障等工況，其模型包括堆芯物理模型、反應(yīng)堆熱工水力模型、二回路系統(tǒng)模型等。堆芯物理模型采用帶有6組緩發(fā)中子的兩群三維中子擴散方程模型［4-6］。反應(yīng)堆熱工水力模型程序采用Theatre仿真程序，其模型采用由5個基本守恒方程組成的兩相、雙組分公式［7］。二回路系統(tǒng)模型采用JTopmeret建立流體網(wǎng)絡(luò)模型，其模型基于質(zhì)量、動量、能量守恒等基本原理，使用圖形化和模塊化方式建立仿真模型［8-9］。本文反應(yīng)堆及主冷卻劑系統(tǒng)、二回路系統(tǒng)的節(jié)點劃分如圖7、8所示。

3 仿真測試及結(jié)果分析

3.1 仿真測試方案

圖7 反應(yīng)堆及主冷卻劑系統(tǒng)節(jié)點劃分Fig.7 Nodalization of reactor and main coolant system

為驗證本文提出基于DCS的協(xié)調(diào)控制技術(shù)及其策略的有效性，本文以1臺全范圍核動力裝置模擬器為研究平臺，按提出的分級和分層思想建立測試平臺，模擬器仿真模型計算機作為控制對象級，多臺工業(yè)控制計算機作為現(xiàn)場控制級，協(xié)調(diào)控制器的工業(yè)計算機作為協(xié)調(diào)級，其中現(xiàn)場控制級和協(xié)調(diào)級的控制器采用工業(yè)計算機實現(xiàn)，將原仿真機實現(xiàn)的控制程序由現(xiàn)場控制級和協(xié)調(diào)級的控制器來實現(xiàn)，然后將開發(fā)好的控制器和協(xié)調(diào)控制器與仿真模型計算機連接。

圖8 二回路系統(tǒng)節(jié)點劃分Fig.8 Nodalization of secondary loop system

3.2 測試結(jié)果及分析

圖9 為基于協(xié)調(diào)控制和PID 的核動力裝置快速升負(fù)荷的主要參數(shù)變化曲線圖，圖中各參數(shù)為相對值。

圖9a為反應(yīng)堆核功率響應(yīng)時間曲線，該曲線響應(yīng)速度非常快且超調(diào)小，這是因為協(xié)調(diào)控制器根據(jù)機組狀態(tài)和操縱員的指令以及實時監(jiān)測的蒸汽流量和反應(yīng)堆功率的匹配等有效發(fā)出控制指令。而若采用傳統(tǒng)PID 算法，核功率超調(diào)且需很長時間才穩(wěn)定。

圖9b為主冷卻劑（RCS）進(jìn)、出口平均溫度曲線，由于冷卻劑平均溫度變化緩慢且反應(yīng)堆及冷卻劑系統(tǒng)的非線性和時變特性，采用PID控制的曲線穩(wěn)定時間較長且響應(yīng)較慢，而協(xié)調(diào)控制的調(diào)節(jié)動態(tài)過程時間短且平穩(wěn)。

從圖9c、d、e、f描述的瞬態(tài)曲線可看出，采用PID 控制的曲線穩(wěn)定時間較長且響應(yīng)較慢，而協(xié)調(diào)控制的調(diào)節(jié)動態(tài)過程時間短且平穩(wěn)。

總之，采用協(xié)調(diào)控制器的核動力裝置運行參數(shù)變化較平緩且動態(tài)響應(yīng)較快，較PID 控制器有更好的動態(tài)品質(zhì)。另外，在建立的仿真測試平臺可實現(xiàn)基于DCS的協(xié)調(diào)控制技術(shù)及其策略，在協(xié)調(diào)控制器上能充分實現(xiàn)協(xié)調(diào)控制算法，協(xié)調(diào)控制器和原控制器能協(xié)同工作。

4 結(jié)論

圖9 主要參數(shù)的時間響應(yīng)曲線Fig.9 Time response of main parameters

本文提出了基于DCS技術(shù)的協(xié)調(diào)控制器及其策略，控制系統(tǒng)包括協(xié)調(diào)控制器、現(xiàn)場控制器和控制機構(gòu)，協(xié)調(diào)控制器和現(xiàn)場控制器皆由計算機、數(shù)字微處理器或PLC 實現(xiàn)，充分利用DCS技術(shù)的優(yōu)勢，克服了模擬控制系統(tǒng)的缺點，將傳統(tǒng)的PID 算法擴展到能實現(xiàn)各種智能算法和專家知識庫算法，從而改善了核動力裝置運行的動態(tài)性能。為驗證提出的協(xié)調(diào)控制技術(shù)及其策略，以1臺全范圍核動力裝置模擬器為研究平臺，并將協(xié)調(diào)控制器及其策略采用工業(yè)計算機進(jìn)行了實現(xiàn)。仿真測試結(jié)果表明，采用DCS技術(shù)實現(xiàn)協(xié)調(diào)控制是可行的，且協(xié)調(diào)控制器較傳統(tǒng)PID 控制器控制效果好，具有更好的動態(tài)特性并改善了核動力裝置運行參數(shù)的動態(tài)品質(zhì)，對提高核動力裝置的安全性能有很好的效果。本研究可為核動力裝置及其他流程工業(yè)的控制系統(tǒng)的設(shè)計提供一定的技術(shù)借鑒，具有實際的應(yīng)用價值。

［1］ 方康玲.過程控制系統(tǒng)［M］.武漢：武漢理工大學(xué)出版社，2007：69-70.

［2］ 鄧祥鑫，成守宇，趙強.壓水堆核動力裝置協(xié)調(diào)控制器的設(shè)計［C］∥第一屆中國（國際）核電儀控技術(shù)大會論文集.北京：中國核學(xué)會和中國儀器儀表學(xué)會，2012.

［3］ 趙福宇.核動力裝置的協(xié)調(diào)控制系統(tǒng)［J］.核動力工程，1999，20（2）：138-141.ZHAO Fuyu.Coordination control system for nuclear power device［J］.Nuclear Power Engineering，1999，20（2）：138-141（in Chinese）.

［4］ 趙強.核電廠反應(yīng)堆堆芯物理在線仿真系統(tǒng)研究［D］.哈爾濱：哈爾濱工程大學(xué)，2006.

［5］ 謝仲生.核反應(yīng)堆物理分析［M］.西安：西安交通大學(xué)出版社，2004：62-138.

［6］ REMARK modeling techniques handbook［M］.USA：GSE Power Systems，Inc.，2005.

［7］ THEATRE modeling techniques handbook［M］.USA：GSE Power Systems，Inc.，2005.

［8］ JTopmeret model maintenance guide［M］.USA：GSE Power Systems，Inc.，2006.

［9］ JTopmeret user guide［M］.USA：GSE Power Systems，Inc.，2006.