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基于核電站仿真機的停堆過程RRA系統投運操作考核系統的開發

2021-11-27 13:33:39李建緯周文平楊闊董首男張旭石宸源
新視線·建筑與電力 2021年6期
關鍵詞:考核系統

李建緯 周文平 楊闊 董首男 張旭 石宸源

摘要:本論文研究的是通過C++計算機語言,以visual studio作為開發環境,針對核電站冷停堆中余熱排出系統的投運過程的模擬操作考核軟件,對操作人員的操作正確與否做出判斷并給出得分。該軟件可用于考核操作人員核電運行的實際操作水平,不會產生資源浪費,平臺適應性廣,性能要求低,使教學與考核不受專用教室和計算機的限制。

關鍵詞:余熱排出系統,核電站仿真機

一、引言

核電教學仿真機可以真實模擬實際核電廠的運行操作過程,操作人員可以實現核電站的啟動和停堆模擬操作、正常運行工況下功率調節的操作以及了解事故工況下反應堆系統的整個事故序列的發生過程等。通過設定相關的操作流程,可以讓操作人員系統了解核電廠一、二回路各參數之間的相互影響過程,同時也可以了解各附屬安全設備投入運行的條件及其在運行過程中起到的作用。

在核電站冷停堆過程中,余熱排出系統(RRA)的投運和正常運行是極為重要的一環,因此本次研究針對的是對考核模擬操作核電站停堆的過程中余熱排出系統投運過程。根據以往的經驗來看,該項目的考核往往有操作周期耗費時間長以及判定合格標準困難等問題,因此建立有效的考核系統對提高操作人員實際操作水平有著極高的重要性[1]。

二、余熱排出系統簡介及投運過程

余熱排出系統(簡稱余排)是用于冷停堆時排出堆芯余熱的系統,一回路輔助系統之一。余排的主要功能主要是在正常冷停堆當反應堆主冷卻劑系統的壓力和溫度分別達到2.5~3.0MPa和175~180℃時,把堆芯的余熱、裂變產物衰變熱以及系統內介質和設備顯熱,傳輸至最終熱阱,使反應堆冷卻劑的溫度以一定速率降到并保持冷停堆或換料操作溫度。另外在換料開始時,余排會將含硼水輸入換料水池,換料結束后,再送回換料水箱。發生失水事故時,余排兼作低壓安全注射部分,保證堆芯冷卻[2]。

在核電廠仿真的停堆模擬運行過程中,需要利用二回路將一回路冷卻劑的平均溫度保持在 160℃到 180℃之間,調整旁排閥門的壓力整定值為0.7MPa,穩壓器壓力轉換為自動設置。當一回路冷卻劑的平均溫度低于 180℃,壓力低于 2.7MPa 時,正式投入余排,關閉從化容系統流向余排的管道閥門,核對三個下泄孔板保持在開啟狀態,調節下游流量的壓力至1.5MPa,關閉余排的溫度調節閥,打開從余排與化容系統的連接管線,使余排的壓力升高,當余排中的冷卻劑工作壓力接近化容系統時(約1.5MPa),關閉上述管線。

打開從一回路流向余排的管線,使冷卻劑直接流入余排,當余排的壓力升高到與主系統相同時,啟動余排泵,開始用余排降低一回路溫度,逐漸打開從余排流向化容的管線閥門,控制下泄流量逐漸達到 28m3/h,使冷卻后的冷卻劑流入化容控制系統。每當熱交換器的上游溫度升高60℃時,切換一次余排泵;當主系統冷卻劑與余排之間的溫差小于60℃時,打開直接流向安全注射系統的出口閥,將系統控制閥門置于自動控制狀態,自動完成后續降溫工作[3]。

三、RRA系統考核模擬

在操作人員完成模擬余排投運的操作過程中,評定系統將會把信息與根據預先設定好的操作標準對比操作人員的操作(見表1),以此來得出每一個預設項目的得分和總評。考核模塊大致分為兩個部分:各系統操作模塊和操作步驟邏輯判斷模塊。各系統操作模塊包含五個操作面板,包括CORE、RCV、PZR、RRA、MS。操作邏輯考核模塊可以獲取上述五個模塊的各設備的狀態信息,同時儲存了從RRA投運到冷停堆各歩驟的操作信息,當確定其他模塊的信息與當前步驟下的操作信息相符的時候,將會跳轉到下一步驟,并將這一信息傳遞給其他模塊[4]。

系統會將各個系統界面依次提供給操作人員進行操作,通過判斷每一步操作是否符合規定標準以及是否在規定步數內完成,即時給出該系統操作分數,考核模式界面(以PZR為例)見圖2。

四、結論

本文使用C++作為編程語言,以visual studio作為開發環境,開發了一款關于核電站冷停堆中余熱排出系統的投運過程考核軟件,能夠對用戶的操作正確與否做出判斷,并給出得分。該軟件可以用于核電專業高校生以及核電站操作員對核電站運行工作的學習,填補了初步進行核電學習的高校生及核電站操作員培訓在實驗教學方面的空白,兼有教學功能,且教學模塊與考核模塊公用一套操作模擬與邏輯判斷系統,沒有冗余成分和資源浪費,平臺適應性廣,性能要求低,可以在絕大多數高校生的電腦上運行使用,使教學與考核不受專用教室和計算機的限制。

參考文獻:

[1]鄧華.用于教學實習的核電站虛擬仿真系統[D].東南大學,2016.

[2]閻昌琪.核反應堆工程(第2版)[M].哈爾濱:哈爾濱工程大學,2014(02).

[3]劉文學.核電站反應堆冷卻劑系統在線仿真研究[D]:哈爾濱工程大學,2008.

[4]郭江華,趙嘉泰.基于便攜平臺的核電仿真教學模式的研究與實踐[J].中國電力教育,2019(03).

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