核電站的經濟和安全性，始終是人們關注的問題。隨著計算機信息技術的發(fā)展，核電站的控制由原來模擬儀表控制轉變成數(shù)字計算機控制，其中一個主要體現(xiàn)就是集散控制系統(tǒng)在核電站的應用。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)是一個多輸入多輸出多變量的復雜系統(tǒng)，如何在保證安全的前提下提高核電站負荷跟蹤能力，如何在各種運行模式下保證控制系統(tǒng)平滑切換，均是研究熱點課題。 本文通過對某核電站零功率物理實驗數(shù)據(jù)的分析，掌握了反應堆的功率控制和溫度控制特性，推導了被控對象反應堆的模型。根據(jù)核電站工藝流程和設備的特點及相互關系，推導了壓水堆核電站核功率計算公式，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)的計算，并反應堆平均溫度控制和功率控制策略進行分析、設計。本文采用調節(jié)冷卻劑平均溫度，配合功率補償棒的調節(jié)，實現(xiàn)核反應堆功率控制；根據(jù)熱平衡試驗數(shù)據(jù)，校準功率控制和溫度控制系統(tǒng)的相關函數(shù)，使核電站能以5%/min的速率跟蹤負荷變化。通過50%功率和100%功率兩個平臺的線性負荷變化試驗，對修正后的參數(shù)進行驗證，結果表明：通過熱平衡試驗修正后的參數(shù)，能夠保證在各種運行模式下G棒能插入堆芯的適當位置，并保證R棒處于調節(jié)帶內，提高了機組負荷跟蹤能力。 在參數(shù)修正過程中，出現(xiàn)功率控制棒指令非預期波動和汽機旁路系統(tǒng)(GCT-A)等幅波動問題。采用PID工程整定方法，對GCT-A控制回路的PID參數(shù)進行了修正，修正參數(shù)后消除了等幅波動。在利用核電廠瞬態(tài)分析和控制系統(tǒng)優(yōu)化設計程序(CATIA2)對該參數(shù)在瞬態(tài)情況下進行計算時，發(fā)現(xiàn)修正后的參數(shù)不能滿足瞬態(tài)情況下的機組安全。通過閥門診斷儀(Flow-scanner)對閥門進行了多次測試分析，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。目前該方法已經通過了專家論證，并報核安全局準備實施改造。在對核電站G模式控制分析的基礎上，針對控制棒波動，開展了根本原因分析及方法的驗證，其根本原因是被控量輸入值量程過大導致測量值精度下降。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，并通過了驗證。結果表明上述這些問題的解決，一定程度上提高核電站的經濟性和安全性。
【學位單位】：湘潭大學
【學位級別】：碩士
【學位年份】：2014
【中圖分類】：TL362
【部分圖文】：

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

對象是 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)。應堆的控制就是通過棒束調節(jié)、硼濃度調節(jié)以及可燃毒物調節(jié)等手段，實現(xiàn)反堆所產生能量的有效利用[5-10]。當電網需求改變機組負荷時，汽輪機通過調汽閥來響應負荷指令，同時反應堆控制器通過改變控制棒的棒位以滿足二回負荷需求。本章通過研究反應堆模型，掌握被控對象特性，分析其控制策略文所研究的重點是在滿足機組安全的前提下，通過控制反應堆的反應性以適網負荷的要求。本項目采用控制棒組件方法來實現(xiàn)反應堆負荷的跟蹤。1 核電站工作原理和發(fā)電流程本項目研究的對象為壓水堆核電站，它是由三個回路組成，分別稱為一回路回路和三回路。一回路包括反應堆、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器以及主泵等設備和，反應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換成熱能。也就是說反應堆實現(xiàn)了核能和熱能的轉化。蒸汽發(fā)生器、機、凝汽器、給水泵等設備和管道形成了二回路，主要完成的是把一回路的熱

潭大學碩士論文 基于熱平衡理論的反應堆功率控制參數(shù)修正研究修正之后求的 Pv進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修正才可以得到點在 ARE 廊道上，距離 SG 入口還有一段距離，如圖 3-3 所動壓 Pd、壓力損失 P 和位置壓差 Pz。

【參考文獻】

相關期刊論文 前10條

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本文編號：2833641