王 江， 姜夏嵐， 劉泰麗

（中廣核（北京）仿真技術有限公司， 廣東深圳 518000）

0 引言

國產(chǎn)三代核反應堆的安全性明顯優(yōu)于第二代核反應堆。安全是核電發(fā)展的前提，核電廠的數(shù)字儀控系統(tǒng)（DCS）是核電站機組運行控制的關鍵，也是安全的保障，核電廠DCS 在測試和驗收階段， 尚未建立與受控對象的動態(tài)連接，難以暴露與設計、人因錯誤相關的問題，難以評估實際DCS 的準確性及動態(tài)響應特性。本文利用高精度的國產(chǎn)三代核電廠仿真模型，結合虛擬DCS 平臺，研發(fā)了可用于三代核電廠DCS 驗證的測試平臺，可在機組調(diào)試啟動前實現(xiàn)對DCS 的組態(tài)驗證，動態(tài)性能測試和邏輯演練。

1 核電廠過程模型的建立

為實現(xiàn)足夠的核電廠工藝系統(tǒng)模型精度， 采用高精度熱工水力建模工具來建立一回路及蒸汽發(fā)生器二次側(cè)的熱工水力模型，采用三維中子動力學計算程序進行堆芯中子物理模型建模，核島輔助及專設安全系統(tǒng)則采用流體力學計算程序模擬。該模型可模擬核電廠的正常運行和各類事故，另外該模型可連續(xù)地向控制系統(tǒng)提供溫度，壓力等各類控制輸入?yún)?shù)， 同時可接收來自于控制系統(tǒng)的閥位，開關等各類控制參數(shù)。

1.1 高精度熱工水力模型的建立

高精度熱工水力模型將包括一回路主要部件和蒸汽發(fā)生器二次側(cè)等。 一回路局部模型的模擬見圖1。

圖1 一回路局部模型模擬圖Fig.1 Local model simulation diagram of primary circuit

1.2 三維中子物理模型的建立

堆芯中子物理模型采用三維，兩群，六組緩發(fā)中子空間擴散模型進行模擬。同時在模型中考慮了氙釤毒物效應、控制棒效應、溫度效應等，與熱工水力模型形成動態(tài)耦合。

1.3 輔助系統(tǒng)及專設安全系統(tǒng)的建立

流體力學模型包括化學容積控制系統(tǒng)、余熱排出、蒸汽排放系統(tǒng)，主給水系統(tǒng)，給水加熱系統(tǒng)等，這些系統(tǒng)與一回路模型耦合在一起，形成一個完整的閉環(huán)過程模型系統(tǒng)。

1.4 工藝模型的仿真能力

該核電廠工藝系統(tǒng)的模型將包括設計基準事故，各類瞬態(tài)工況，包括但不限于以下工況仿真范圍與能力：①階躍負荷變化；②線性負荷變化；③LOCA 等一回路相關故障；④給水或蒸汽系統(tǒng)故障。

1.5 仿真平臺的集成

上述建立的系統(tǒng)都將在專業(yè)仿真平臺內(nèi)集成和運行，平臺的主要功能包括：①系統(tǒng)故障與設備故障的調(diào)用和消除；②虛擬仿真驗證系統(tǒng)不同工況的切換；③重要參數(shù)的曲線顯示。

2 控制系統(tǒng)的平臺構架設計與功能實現(xiàn)

2.1 控制系統(tǒng)功能設計與分配

儀控系統(tǒng)運用虛擬DCS 平臺環(huán)境進行構建，邏輯部分使用組態(tài)工具進行組態(tài)。組態(tài)的構架、通訊及分布與實際DCS 完全一致。

操作站同樣構建在虛擬DCS 平臺下，并與實際操作站保持一致。

虛擬DCS 平臺與實際DCS 一樣，提供歷史數(shù)據(jù)庫功能，以管理歷史數(shù)據(jù)。

2.2 控制系統(tǒng)與過程工藝系統(tǒng)的數(shù)據(jù)交換

虛擬DCS 與過程模型的數(shù)據(jù)傳遞方式以控制站為單位通過內(nèi)存區(qū)整片拷貝的形式進行交換。

2.3 第三方儀控系統(tǒng)

第三方儀控系統(tǒng)都將在仿真平臺中實現(xiàn)， 通過通訊與其他系統(tǒng)耦合連接。

3 被驗證控制系統(tǒng)的具體內(nèi)容

核電廠的控制系統(tǒng)主要包括：功率控制系統(tǒng)、冷卻劑平均溫度控制系統(tǒng)、穩(wěn)壓器壓力和水位控制系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器液位控制系統(tǒng)、蒸汽排放控制系統(tǒng)、給水泵轉(zhuǎn)速控制系統(tǒng)。 另外還包括專設安全系統(tǒng)及二回路汽水循環(huán)系統(tǒng)的控制系統(tǒng)等。

4 仿真驗證平臺的使用與測試

利用這套仿真驗證平臺， 我們對國內(nèi)某三代堆機組的控制系統(tǒng)中的主要部分進行了組態(tài)驗證， 邏輯預演和數(shù)據(jù)分析。通過測試上述控制系統(tǒng)，觀測其系統(tǒng)運行及動態(tài)響應，并結合各系統(tǒng)設計手冊，分析排查了大量因軟、硬組態(tài)設計而導致的問題， 使得絕大部分組態(tài)設計問題在機組實際啟動前得到了有效的處理， 降低了實際機組聯(lián)調(diào)階段的風險。

其使用驗證包括建立初始工況、比對控制參數(shù)、進行瞬態(tài)工況測試、數(shù)據(jù)記錄與比對分析這四個主要步驟。

本文選取機組較為典型的瞬態(tài)工況進行測試對比：

仿真測試平臺100%FP 功率運行時跳機不跳堆；系統(tǒng)手冊給出的100%FP 功率狀態(tài)下跳機不跳堆。

可以看到由于主蒸汽流量迅速下降， 多余的熱量來不及帶出，一回路溫度在初期迅速上升，而后由于控制棒的下插，核功率下降，冷卻劑溫度也慢慢下降并回到整定值。 穩(wěn)壓器水位在初期由于一回路水實體的升溫膨脹而迅速升高， 而后隨著一回路溫度的下降加上化學容積控制系統(tǒng)的調(diào)節(jié)而回到整定值。 蒸汽發(fā)生器水位類似于平穩(wěn)降負荷工況， 在初期因為循環(huán)流量的增加而出現(xiàn)大幅下降，而后在給水系統(tǒng)的調(diào)解下慢慢回升，調(diào)節(jié)過程有很多過調(diào)，但最終還是能回到穩(wěn)定值。

從圖2 可看出：仿真測試平臺的瞬態(tài)曲線與系統(tǒng)設計手冊相比總體趨勢一致，并且在最終穩(wěn)定值上相差無幾。

圖2 跳機不跳堆的參數(shù)分析Fig.2 Parameter analysis of trip without reactor trip

5 結論

利用專業(yè)仿真平臺， 結合各專業(yè)仿真計算工具建立的核電廠工藝系統(tǒng)仿真模型具有足夠的精度， 能夠準確模擬核電廠的正常運行、瞬態(tài)工況、事故工況下的物理變化及相關參數(shù)的變化，是進行儀控系統(tǒng)驗證的有效工具和手段。

虛擬儀控系統(tǒng)采用與實際機組儀控系統(tǒng)同樣的架構和組態(tài)，在進行組態(tài)驗證的同時還可對儀控系統(tǒng)的結構進行驗證分析，對于機組儀控系統(tǒng)的驗證具有重要的意義。

該驗證平臺的工藝系統(tǒng)模型主要側(cè)重于國產(chǎn)三代核電廠的主要工藝系統(tǒng)，與實際核電廠相比，其仿真范圍還未覆蓋到全廠，通過系統(tǒng)的擴展，增加其他系統(tǒng)的開發(fā)，可實現(xiàn)全電廠全范圍的儀控系統(tǒng)驗證，這是該系統(tǒng)的改進方向之一。