核電廠穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)控制邏輯閉環(huán)驗證

嚴(yán)　敏

(國核自儀系統(tǒng)工程有限公司，上海　200241)

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核電廠穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)控制邏輯閉環(huán)驗證

嚴(yán)敏

(國核自儀系統(tǒng)工程有限公司，上海200241)

摘要：為了實現(xiàn)對核電廠穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)控制邏輯的閉環(huán)驗證，采用仿真技術(shù)，建立核電廠工藝和儀控系統(tǒng)模型。基于OPC技術(shù)，實現(xiàn)閉環(huán)驗證過程中的數(shù)據(jù)通信；通過對模擬信號的響應(yīng)產(chǎn)生控制邏輯反饋，得到被驗證的穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)接入后的電廠狀態(tài)參數(shù)。試驗結(jié)果表明，該閉環(huán)驗證方法能夠?qū)崿F(xiàn)對穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)在穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)工況下的閉環(huán)響應(yīng)驗證，獲得了較好的驗證效果。

關(guān)鍵詞：核電廠核島控制系統(tǒng)壓水堆數(shù)字化儀控系統(tǒng)穩(wěn)壓器液位控制邏輯閉環(huán)驗證OPC

0引言

穩(wěn)壓器是壓水堆核電機(jī)組的重要部件之一，其基本功能是建立并維持一回路系統(tǒng)的壓力，避免冷卻劑在反應(yīng)堆內(nèi)發(fā)生容積沸騰[1]。穩(wěn)壓器控制系統(tǒng)是核電站核島部分的關(guān)鍵儀控設(shè)備，對核電站的正常運(yùn)行起著非常重要的調(diào)節(jié)作用。帶有一定水裝量的穩(wěn)壓器為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)因密度改變引起的水位裝量變化提供了一個貯存器。通過調(diào)節(jié)穩(wěn)壓器的水位，可以保證一回路壓力控制系統(tǒng)的有效性。

核電廠數(shù)字化儀控系統(tǒng)驗證平臺(簡稱“驗證平臺”)是一套用于驗證核電廠數(shù)字化儀控系統(tǒng)的測試平臺。該平臺為核電廠數(shù)字化儀控系統(tǒng)研發(fā)過程中的技術(shù)成果，如儀控組態(tài)、控制策略實現(xiàn)等，提供必要的驗證手段；保障開發(fā)的實際核電廠儀控設(shè)備的高效使用，減少核電廠儀控系統(tǒng)的調(diào)試時間，降低了運(yùn)行成本，進(jìn)而提高了核電自主化儀控系統(tǒng)[2]的測試效率以及數(shù)字化儀控系統(tǒng)投入使用的穩(wěn)定性和可靠性。

為了實現(xiàn)數(shù)字化儀控系統(tǒng)驗證需求，須采用分布式I/O通信，并且要具備I/O接口點可配置、運(yùn)行狀態(tài)可控制、仿真命令可操作等功能。用于過程控制的OLE(OLE for process control,OPC)是一個工業(yè)標(biāo)準(zhǔn)[3-9]，它是許多世界領(lǐng)先的自動化和軟、硬件公司與微軟公司合作的結(jié)晶。基于OPC通信協(xié)議遠(yuǎn)程訪問[3]仿真模型數(shù)據(jù)成為驗證平臺與被測對象相互數(shù)據(jù)通信的較好選擇。

1穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)

當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的冷卻劑密度變化引起的裝量變化時，穩(wěn)壓器水裝量或液位控制為冷卻劑提供了一個貯存器。在核電廠正常運(yùn)行瞬態(tài)工況下，穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)將穩(wěn)壓器液位保持/恢復(fù)在程序液位控制帶之內(nèi)，并使穩(wěn)壓器液位與高/低液位停堆整定值保持一定的裕量，不引起保護(hù)系統(tǒng)動作。操縱員執(zhí)行補(bǔ)給操作時，將保持穩(wěn)壓器液位。

穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)設(shè)有一個穩(wěn)壓器程序液位控制帶[3]，如圖1所示。反應(yīng)堆從熱態(tài)零功率(HZP)增加到熱態(tài)滿功率(HFP)時，反應(yīng)堆冷卻液體會發(fā)生膨脹，穩(wěn)壓器程序液位控制帶的中心線反映了這種情況。考慮到穩(wěn)壓器有大的容積，可以設(shè)置寬度足夠大的程序液位控制帶。在正常的瞬態(tài)工況，包括負(fù)荷跟蹤、變負(fù)荷等情況下，穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)可以不工作，僅靠自穩(wěn)定性能調(diào)節(jié)液位。

圖1　穩(wěn)壓器液位控制帶示意圖Fig.1　Schematic diagram of the pressurizer liquid level control zone

當(dāng)穩(wěn)壓器液位低于液位控制帶下限時，控制器啟動一臺化學(xué)容積控制系統(tǒng)的補(bǔ)水泵，補(bǔ)水流量按預(yù)定的速率增加，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的水容積和穩(wěn)壓器液位也隨之增加；當(dāng)液位到達(dá)控制帶的預(yù)定值時，關(guān)閉補(bǔ)水泵。

當(dāng)穩(wěn)壓器液位高于液位控制帶上限時，控制器開啟化學(xué)容積控制系統(tǒng)的下泄管道隔離閥，將下泄流轉(zhuǎn)送到廢液系統(tǒng)進(jìn)行處理；當(dāng)液位到達(dá)控制帶的預(yù)定值時，關(guān)閉隔離閥。

當(dāng)驅(qū)動堆芯補(bǔ)水箱時，閉鎖補(bǔ)水泵和隔離閥的正常要求信號；然后將穩(wěn)壓器液位保持在控制帶內(nèi)，由控制器根據(jù)需要啟動或關(guān)閉補(bǔ)水泵。

穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)原理圖如圖2所示。

圖2　穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)原理圖Fig.2　Principle of the pressurizer liquid level control system

2閉環(huán)驗證技術(shù)

為實現(xiàn)核電廠穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)控制邏輯的閉環(huán)驗證，驗證平臺必須具備完成DCS控制系統(tǒng)與仿真平臺之間包括模擬量輸入、模擬量輸出、數(shù)字量輸入、數(shù)字量輸出及其他相關(guān)數(shù)據(jù)的數(shù)據(jù)同步及通信，因此要開發(fā)相應(yīng)的I/O接口程序，以實現(xiàn)相應(yīng)的功能。在閉環(huán)驗證過程中，驗證平臺模型服務(wù)器作為OPC服務(wù)器，將計算的信號參數(shù)值實時傳給通信接口站OPC客戶端即接口計算機(jī)[4]。在模擬量信號的輸入端進(jìn)行編程控制，模擬核電廠傳感器設(shè)備的信號發(fā)生，產(chǎn)生相應(yīng)的信號類型；然后經(jīng)過I/O接口轉(zhuǎn)換傳輸?shù)奖粶yDCS控制系統(tǒng)，進(jìn)行邏輯運(yùn)算；并將邏輯運(yùn)算結(jié)果反饋至驗證平臺，形成閉環(huán)控制。

2.1閉環(huán)驗證硬件結(jié)構(gòu)

本文搭建了一套用于實現(xiàn)穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)驗證的驗證平臺，硬件結(jié)構(gòu)如圖3所示。

圖3　閉環(huán)驗證硬件結(jié)構(gòu)示意圖Fig.3　The hardware structure of closed-loop verification

該驗證平臺基于仿真技術(shù)，完成了全廠工藝和儀控系統(tǒng)的仿真建模，具有全廠范圍設(shè)備信號、控制信號的高精度狀態(tài)反饋。平臺主要包括平臺控制站、模型服務(wù)器、與被驗證系統(tǒng)的通信接口站等。平臺控制站用于發(fā)送驗證需求指令，包括凍結(jié)、運(yùn)行等。模型服務(wù)器主要提供工藝和數(shù)學(xué)模型實時的仿真運(yùn)算環(huán)境，主要建模工具是JADETM。在閉環(huán)驗證過程中，OPC服務(wù)器將計算的信號參數(shù)值實時傳給通信接口站OPC客戶端。與被驗證系統(tǒng)的通信接口站裝載有接口通信軟件作為OPC客戶端。該軟件采用C語言編寫[5-6]，主要用于接收平臺控制站的指令，進(jìn)行數(shù)據(jù)點表的配置和自動生成，以及搭建模型服務(wù)器與被驗證的DCS控制系統(tǒng)平臺之間的信號傳遞。

2.2OPC通信

OPC定義了應(yīng)用Microsoft操作系統(tǒng)在基于PC的客戶機(jī)之間交換自動化實時數(shù)據(jù)的方法。目前OPC由于其開放性、產(chǎn)業(yè)性、互連性等優(yōu)點，已成為許多新型控制系統(tǒng)數(shù)據(jù)傳遞的核心技術(shù)。

在閉環(huán)驗證過程中，I/O接口程序會作為接口站的一部分，在多個I/O站上分布式運(yùn)行。每個I/O站處理控制系統(tǒng)的某一部分I/O數(shù)據(jù)并進(jìn)行數(shù)據(jù)交換，任一I/O站均可接收仿真指令，并將其發(fā)送至被測核電廠DCS控制系統(tǒng)，以實現(xiàn)仿真相關(guān)操作，如運(yùn)行、凍結(jié)、存取工況等。整個程序主體通過OPC客戶端實現(xiàn)[8-9]，針對核電廠DCS控制系統(tǒng)及驗證平臺添加相應(yīng)的數(shù)據(jù)交換類，并由程序主線程進(jìn)行周期控制。

3驗證結(jié)果及分析

在進(jìn)行閉環(huán)驗證之前，將模型服務(wù)器重置到初始工況100%功率運(yùn)行，分別在以下三種瞬態(tài)工況下(即工況1、工況2、工況3)對穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)的控制調(diào)節(jié)策略和響應(yīng)特性進(jìn)行閉環(huán)驗證。穩(wěn)壓器液位變化曲線如圖4所示。

圖4　穩(wěn)壓器液位變化曲線Fig.4　The curve of level variation of pressurizer

①工況1，即一臺主給水泵停運(yùn)。

滿功率運(yùn)行時，由于一臺主給水泵停運(yùn)導(dǎo)致給水流量降低，二回路負(fù)荷目標(biāo)值由100%FP變?yōu)?0%FP。反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)迅速響應(yīng)二回路負(fù)荷變化，將反應(yīng)堆功率降至50%FP附近，使其與二回路達(dá)到平衡狀態(tài)。滿功率運(yùn)行時，一臺主給水泵停運(yùn)將導(dǎo)致給水流量降低，最終在液位控制系統(tǒng)作用下，穩(wěn)壓

器液位逐漸趨向于目標(biāo)值。

②工況2，即負(fù)荷從90%階躍升至100%滿功率。

二回路負(fù)荷階躍上升后，反應(yīng)堆功率控制快速響應(yīng)，使一回路負(fù)荷隨之快速上升，一、二回路負(fù)荷達(dá)到平衡狀態(tài)。穩(wěn)壓器液位變化與壓力變化的趨勢相似，當(dāng)冷卻劑溫度降低時，液位收縮明顯，之后隨著溫度上升液位開始上升。最終，在液位控制系統(tǒng)作用下，穩(wěn)壓器液位維持在目標(biāo)值。

③工況3，即停堆誤動作。

停堆信號發(fā)出后，同時產(chǎn)生停機(jī)信號，一、二回路負(fù)荷均快速下降。停堆誤動作穩(wěn)壓器液位變化初期受影響較大，之后在穩(wěn)壓器液位控制作用下，液位逐步回升至目標(biāo)值。

4結(jié)束語

從穩(wěn)壓器液位變化曲線可以看出，在穩(wěn)態(tài)工況和不同瞬態(tài)工況情況下，本文被驗證的穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)均可以將穩(wěn)壓器的液位值恢復(fù)到目標(biāo)值，從而可以確定被驗證的穩(wěn)壓器液位控制邏輯策略的正確性。在穩(wěn)壓器液位變化到達(dá)某一限值時，該系統(tǒng)均可以正確觸發(fā)相應(yīng)的控制邏輯，從而驗證了該穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)的響應(yīng)特性，獲得了很好的閉環(huán)驗證效果。

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中圖分類號：TH7;TP391

文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A

DOI:10.16086/j.cnki.issn1000-0380.201607016

Closed-loop Verification for Pressurizer Level Control System Control Logic of Nuclear Power Plant

Abstract：In order to achieve the closed-loop verification for control logic of pressurizer level control system (PLCs) of nuclear power plant (NPP),the models of technological process and I&C systems of NPP are established.Based on OPC technology,data communication in implementation of closed-loop verification is realized; through responding to the analog signals,the control logic feedback is produced,the status parameters of NPP after accessing PLCs verified are obtained.The experimental results show that the closed-loop verification method described is able to realize PLCs closed-loop response verification under both steady-state and transient operating conditions with better verification effects.

Keywords:Nuclear power plantNuclear islandControl systemPressurized water reactorDigital instrument control systemPressurizer levelControl logicClosed-loop verificationOPC

國家核電技術(shù)公司員工自主創(chuàng)新項目專項資金資助項目(編號：SNP-KJ-CX-2015-15)。

修改稿收到日期：2015-12-18。

作者嚴(yán)敏(1985—)，男，2010年畢業(yè)于西安理工大學(xué)控制理論與控制工程專業(yè)，獲碩士學(xué)位，工程師；主要從事核電站模擬機(jī)開發(fā)和數(shù)字化儀控系統(tǒng)仿真驗證技術(shù)的研究。