吳 攀， 單建強(qiáng)， 張 博

(西安交通大學(xué) 核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院， 西安 710049)

0 引 言

隨著能源發(fā)展與環(huán)境保護(hù)之間的矛盾逐漸顯現(xiàn)，核能作為一種經(jīng)濟(jì)、安全、可靠的清潔能源，在很多國家得到了巨大的發(fā)展。根據(jù)我國能源需求和能源生產(chǎn)結(jié)構(gòu)，我國政府制定了宏大的核電發(fā)展規(guī)劃[1]。盡管世界上的核電廠已擁有豐富的運(yùn)行經(jīng)驗和良好的安全記錄，但是，核電仍具有潛在的放射性危險，美國三里島核電廠[2]、前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電廠[3]和日本福島核電廠[4]三大嚴(yán)重事故的發(fā)生，說明核電安全永遠(yuǎn)是核電發(fā)展中重中之重的專題[5]。隨著核電技術(shù)的發(fā)展，高安全性、高經(jīng)濟(jì)性、長壽期、低廢物排放等已成為核電發(fā)展的重要特征。這對核工程與核技術(shù)專業(yè)人才培養(yǎng)模式和教學(xué)內(nèi)容提出了新的要求。

核電廠具有高溫高壓、強(qiáng)放射性等特點，給學(xué)生的實驗學(xué)習(xí)帶來巨大的挑戰(zhàn)。

(1) 核電廠的高放射性、高溫高壓特性：核反應(yīng)堆內(nèi)發(fā)生的裂變核反應(yīng)帶來極強(qiáng)的放射性，因此整個回路系統(tǒng)具有不可接近性。

(2) 復(fù)雜的電廠系統(tǒng)實體難于分解展示[6]：如核電廠的壓力容器、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵等，均安裝在一回路中，在運(yùn)行過程中，根本就無法接觸；對于一些已經(jīng)建成的簡化模型，也未能使學(xué)生徹底了解這些設(shè)備的結(jié)構(gòu)，這給課程的教學(xué)帶來很大的挑戰(zhàn)。

(3) 實體實驗平臺建設(shè)成本高：一方面，核電廠具有高壓高溫高功率等特點，如果根據(jù)電廠的特點建設(shè)用于分析的教學(xué)實驗平臺，必然會造成人力、物力成本的浪費。另一方面，對于核電廠來說，作為一個典型的核熱耦合的系統(tǒng)，如何在實驗系統(tǒng)中考慮核反饋，也是建設(shè)臺架的問題之所在，因此在高校進(jìn)行此類型臺架的建設(shè)會大幅超過學(xué)科所能承受的范圍。

(4) 實驗的安全性保障：鑒于系統(tǒng)高溫和高壓的特點，尤其是核電廠放射性的特點，實驗過程自然會帶來巨大的危害。

綜上所述，傳統(tǒng)的實體實驗方法已經(jīng)無法順應(yīng)核工程與核技術(shù)專業(yè)高速發(fā)展的潮流，因此對其實驗教學(xué)的改革與創(chuàng)新勢在必行。利用虛擬仿真技術(shù)取代部分電廠系統(tǒng)實體實驗，可以幫助學(xué)生充分理解電廠的系統(tǒng)功能、運(yùn)行和事故對策分析、降低實驗成本，還可以提高實驗的安全性，也拉近了學(xué)生和先進(jìn)電廠技術(shù)之間的距離，為科研成果促進(jìn)教學(xué)發(fā)展提供了條件。

1 虛擬仿真實驗計算平臺

我校核電廠與火電廠系統(tǒng)虛擬仿真國家級教學(xué)實驗中心的虛擬仿真實驗計算平臺的使用主要面向教學(xué)實驗與課程實踐，在保障對核工程與核技術(shù)課程、實驗全面覆蓋的同時，做到科教相長，既促進(jìn)學(xué)生對知識的掌握，也推動其自身的科研素質(zhì)以及獨立工作能力的提高。中心建設(shè)的虛擬仿真實驗教學(xué)平臺架構(gòu)功能如圖1所示。

圖1 虛擬仿真教學(xué)平臺結(jié)構(gòu)功能圖

仿真軟件共享平臺在計算集群及其他計算節(jié)點上裝有多套通用以及專用面向熱力工程專業(yè)的計算軟件。用戶可通過網(wǎng)絡(luò)連接到仿真軟件共享平臺，根據(jù)實驗的具體需求選取相應(yīng)的仿真軟件進(jìn)行虛擬仿真實驗。利用所共享的虛擬仿真軟件，學(xué)生既可以通過配置平臺提供的完整熱力系統(tǒng)進(jìn)行實驗，也可以利用豐富的模塊庫組建系統(tǒng)，進(jìn)行開放式實驗。

1.1 核電廠全范圍網(wǎng)絡(luò)虛擬仿真平臺

針對目前核電站模擬機(jī)均是C/S(Client/Server)結(jié)構(gòu),具有需要專門的客戶端安裝程序，分布功能弱，難以滿足不同需求的用戶群體定制化學(xué)習(xí)課程等局限性?；?Keymaster平臺[7]，與現(xiàn)有的核電站原理模擬機(jī)結(jié)合，使用戶能在自己局域網(wǎng)環(huán)境中，通過賬戶登錄，利用瀏覽器，開展核反應(yīng)堆控制、核電廠運(yùn)行等實驗課程，不受場地和時間的限制，只需要用戶在網(wǎng)絡(luò)所到之處，就能開展教學(xué)，輕松方便。

該系統(tǒng)與中廣核仿真公司共建，其仿真參考對象為國內(nèi)主流的CPR1000壓水堆核電廠[8-9]，仿真范圍主要包括核電廠一、二回路主要設(shè)備、工藝及其控制系統(tǒng)，整體運(yùn)行可模擬反應(yīng)堆啟停堆全過程以及瞬態(tài)和事故分析過程。

網(wǎng)絡(luò)模擬機(jī)硬件配置如圖2所示，主要由以下幾部分組成：

仿真服務(wù)器，用于運(yùn)行3Keymaster服務(wù)端，進(jìn)行電廠模型計算功能。

Web服務(wù)器，用于網(wǎng)絡(luò)管理，運(yùn)行關(guān)系數(shù)據(jù)庫，具備個人信息識別，網(wǎng)絡(luò)登錄，課程維護(hù)，網(wǎng)絡(luò)模擬機(jī)使用等管理功能。Web服務(wù)器一臺可滿足要求。

工程師站，用于更新3Keymaster服務(wù)器上的電廠模型。每個工程師站提供4臺服務(wù)器上的3Keymaster模型，則需要4臺工程師站。

KVM，主要用于切換工程師站和3Keymaster服務(wù)器之間的顯示及輸入。1臺可以滿足需要。

圖2 網(wǎng)絡(luò)模擬機(jī)硬件系統(tǒng)圖

1.2 核電廠嚴(yán)重事故仿真平臺

核電廠嚴(yán)重事故仿真平臺也是基于3Keymaster仿真平臺，其核心分析程序為MELCOR2.1[10]。MELCOR2.1是一個完整的第二代系統(tǒng)性程序，是美國Sandia國立實驗室為美國核管會(NRC)開發(fā)的且經(jīng)NRC[11]批準(zhǔn)的嚴(yán)重事故分析程序；它是以PSA和源項分析為目的的一體化嚴(yán)重事故分析程序，能模擬輕水堆嚴(yán)重事故進(jìn)程的主要現(xiàn)象，并能計算放射性核素的釋放及其后果，可以消氫，也可以通過控制函數(shù)完成廠區(qū)內(nèi)外放射性物質(zhì)的質(zhì)量、活度、比活度、放射性物源項和放射性分析[12]。

圖3是反應(yīng)堆熔融坑的顯示界面，圖4為安全殼參數(shù)顯示界面。通過該平臺，可以實現(xiàn)核電廠各種嚴(yán)重事故序列的仿真，嚴(yán)重事故導(dǎo)則的設(shè)計與驗證。

圖3 熔融坑顯示界面

圖4 安全殼參數(shù)顯示界面

1.3 核電廠虛擬現(xiàn)實仿真平臺

由于核電的特殊性，進(jìn)入核電現(xiàn)場受到嚴(yán)格限制，絕大多數(shù)人員無機(jī)會親臨現(xiàn)場，這給教學(xué)和培訓(xùn)工作帶來了困難。虛擬現(xiàn)實技術(shù)是對真實環(huán)境進(jìn)行建模，生成一個三維的虛擬環(huán)境，用戶可通過外設(shè)與虛擬環(huán)境中的對象進(jìn)行交互，以達(dá)到等同真實環(huán)境的感受和體驗。CPR1000核電廠三維虛擬現(xiàn)實系統(tǒng)，就是在計算機(jī)上搭建一個真實的核電廠，用戶足不出戶可以進(jìn)行虛擬漫游，身臨其境感受和體驗核電廠的內(nèi)部結(jié)構(gòu)和流程，顯著提升培訓(xùn)效果。

該平臺的功能為：

(1) 核電廠漫游。熟悉核電廠區(qū)各廠房的布置，以第一人稱和第三人稱進(jìn)行虛擬漫游，如圖5所示。

(2) 核島內(nèi)部漫游。實現(xiàn)固定路線漫游和自由路線漫游。

圖5 核電廠漫游示意

可以對漫游路徑上出現(xiàn)的重大設(shè)備進(jìn)行信息顯示，對其設(shè)備功能及相關(guān)參數(shù)進(jìn)行介紹。

(4) 三維流程演示。三維演示核電廠主回路的運(yùn)行流程，動態(tài)演示核電廠事故進(jìn)程的變化，如圖6所示。把復(fù)雜的物理現(xiàn)象或難以描述的物理過程通過直觀的三維方式進(jìn)行展示，更加形象和生動，便于提高教學(xué)培訓(xùn)效果和質(zhì)量。

2 虛擬仿真實驗教學(xué)資源

根據(jù)實驗項目的特點及實驗?zāi)康?，本中心的虛擬仿真實驗教學(xué)項目可進(jìn)一步分為基礎(chǔ)理論學(xué)習(xí)、專業(yè)技能訓(xùn)練和前沿技術(shù)研究4個層次，內(nèi)容由淺入深、由點及面，從而滿足學(xué)生在不同培養(yǎng)階段的需要，具體參見表1。

2.1 專業(yè)技能訓(xùn)練類實驗項目

(1) 核電廠系統(tǒng)與動力設(shè)備課程實驗?；诤穗姀S虛擬現(xiàn)實仿真平臺，該實驗配合核電廠系統(tǒng)與動力設(shè)備課程教學(xué)同期進(jìn)行，是核工程與核技術(shù)專業(yè)重要的實踐性教學(xué)環(huán)節(jié)。在核電廠虛擬現(xiàn)實仿真平臺上，學(xué)生可建立和理解核電廠的整體概貌模型，廠房布置、各廠房內(nèi)建筑結(jié)構(gòu)、設(shè)備布置(如堆芯、蒸汽發(fā)生器等的具體結(jié)構(gòu))、管路連接情況，進(jìn)而深入了解核電站系統(tǒng)的整體運(yùn)行過程，并且實現(xiàn)在核島、常規(guī)島等重要廠房的虛擬漫游，這將有助于提高學(xué)生的學(xué)習(xí)興趣，使學(xué)生對核電站的總體組成、設(shè)備結(jié)構(gòu)、工作流程有直觀和感性的認(rèn)識，加強(qiáng)學(xué)生對課程理解與掌握。

(2) 核反應(yīng)堆控制課程實驗[12]。該實驗基于核程教學(xué)同期進(jìn)行，共8課時，是核工程與核技術(shù)專業(yè)重要的實踐性教學(xué)環(huán)節(jié)。本課程實驗利用核電廠全范圍實時仿真平臺提供的建模和分析工具，通過學(xué)習(xí)核電廠全范圍實時仿真平臺廠的使用，開展壓水堆核電廠功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)和冷卻劑平均溫度控制系統(tǒng)的實驗，使學(xué)生能掌握核電廠功率和冷卻劑平均溫度控制的基本原理，分析控制系統(tǒng)各組成部分的作用，掌握核反應(yīng)堆控制的相關(guān)概念和原理，學(xué)會利用所學(xué)理論知識分析和解決具體問題的能力，并對實際核反應(yīng)堆控制有深入的認(rèn)識和理解。

表1 各知識層次的課程和實驗設(shè)置及依托平臺

(3) 核反應(yīng)堆安全分析課程實驗。該實驗配合核反應(yīng)堆安全分析課程教學(xué)同期進(jìn)行，是核工程與核技術(shù)專業(yè)重要的實踐性教學(xué)環(huán)節(jié)。本課程實驗利用核電廠全范圍實時仿真平臺提供的建模和分析工具，開展壓水堆核電廠的典型設(shè)計基準(zhǔn)事故，如反應(yīng)性引入事故、熱阱喪失事故、失流事故、一回路冷卻劑喪失事故、蒸汽管道破裂事故、給水管道破裂事故和蒸汽發(fā)生器管道破裂事故等嚴(yán)重事故的仿真模擬[13]。通過對這些事故的仿真模擬，加深學(xué)生對各種事故的演化過程的理解。同時，學(xué)生可以修改系統(tǒng)或設(shè)備的仿真模型、控制方案，通過仿真來驗證仿真模型、控制方案的可行性和有效性，有利于培養(yǎng)學(xué)生的動手能力和創(chuàng)新實踐能力。

(4) 壓水堆核電廠運(yùn)行課程實驗。該實驗配合壓水堆核電廠運(yùn)行課程教學(xué)同期進(jìn)行，是核工程與核技術(shù)專業(yè)重要的實踐性教學(xué)環(huán)節(jié)[14]。本課程實驗利用核電廠全范圍實時仿真平臺提供的建模和分析工具，開展壓水堆核電廠在調(diào)試、啟動、功率運(yùn)行、停堆和負(fù)荷跟蹤等工況的仿真模擬實驗，加強(qiáng)學(xué)生對核電站運(yùn)行原理和運(yùn)行方式的理解。通過建模、設(shè)置控制方案等實踐過程，培養(yǎng)和提高學(xué)生靈活運(yùn)用所學(xué)理論知識進(jìn)行創(chuàng)新及綜合實踐的能力。

2.2 前沿技術(shù)研究類實驗項目

(1) 事故規(guī)程分析專題實驗。中心所提供的核電廠全范圍實時仿真平臺，將為學(xué)生提供進(jìn)行仿真實驗和評估的基本環(huán)境。在該專題實驗中，學(xué)生需要在老師的指導(dǎo)下對核電廠事故規(guī)程研究前沿技術(shù)展開調(diào)研，利用虛擬仿真平臺模擬分析，進(jìn)行基于事件導(dǎo)向或狀態(tài)導(dǎo)向的核電廠運(yùn)行規(guī)程的開發(fā)和制定。通過該專題實驗，學(xué)生可以得到初步的科研訓(xùn)練，了解本專業(yè)的發(fā)展動態(tài)，理解創(chuàng)新研究的一般流程，并在有余力的情況下，獨立展開初步的研究工作。

(2) 嚴(yán)重事故管理對策專題實驗。該專題實驗利用核電廠嚴(yán)重事故系統(tǒng)分析軟件為學(xué)生演示核電廠嚴(yán)重事故過程中涉及的主要事故現(xiàn)象，主要包括核電廠嚴(yán)重事故過程中基本的一回路系統(tǒng)熱工水力現(xiàn)象，堆內(nèi)嚴(yán)重事故現(xiàn)象及過程，如堆芯過熱，堆芯熔化，堆芯碎片床的形成，熔融物行為及安全殼響應(yīng)等嚴(yán)重事故機(jī)理及現(xiàn)象。學(xué)生需要在老師的指導(dǎo)下對核電廠嚴(yán)重事故管理策略的研究展開調(diào)研，并基于中心所提供的核電廠全范圍實時仿真平臺對核電廠嚴(yán)重事故的模擬仿真，進(jìn)行嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則和核電廠應(yīng)急規(guī)程的開發(fā)和制定。通過該專題實驗，學(xué)生可以得到初步的科研訓(xùn)練，了解本專業(yè)的發(fā)展動態(tài)，理解嚴(yán)重事故管理對策研究的一般流程，并在有余力的情況下，獨立展開初步的研究工作。

(3) 核反應(yīng)堆控制設(shè)計專題。該專題實驗基于核電廠共享式全范圍仿真平臺，主要用于高年級本科生的課程設(shè)計，共12學(xué)時。利用壓水堆核電廠全范圍仿真平臺的建模和分析工具，針對具體的核電廠中的某一系統(tǒng)，從核電廠全范圍實時仿真平臺中提供的核電廠模型中進(jìn)行隔離，對該核電廠系統(tǒng)進(jìn)行動態(tài)特性分析，并基于已有的控制系統(tǒng)和控制目標(biāo)提出改進(jìn)方案，設(shè)計控制系統(tǒng)，并通過仿真平臺進(jìn)行仿真，與原有的控制系統(tǒng)進(jìn)行比較，驗證控制方案的可行性和有效性。通過該專題實驗，學(xué)生可以得到初步的科研訓(xùn)練，有助于學(xué)生深入理解課程知識，真正掌握核反應(yīng)堆控制的方法，培養(yǎng)學(xué)生的動手能力和創(chuàng)新實踐能力。

3 結(jié) 語

我校結(jié)合核工程與核技術(shù)專業(yè)人才培養(yǎng)的特點，利用虛擬仿真技術(shù)取代部分電廠系統(tǒng)實體實驗，與中廣核(北京)核電技術(shù)仿真公司共建了3個仿真平臺，幫助學(xué)生充分理解電廠的系統(tǒng)功能、運(yùn)行和事故對策分析、降低實驗成本，還可以提高實驗的安全性，也拉近了學(xué)生和先進(jìn)電廠技術(shù)之間的距離，為科研成果促進(jìn)教學(xué)發(fā)展提供了條件。

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