基于數字化儀控技術的核動力裝置協調控制器的設計

成守宇，彭敏俊，劉新凱，趙 強，鄧祥鑫

（哈爾濱工程大學 核安全與仿真技術國防重點學科實驗室，黑龍江 哈爾濱 150001）

核動力裝置（NPP）是一多輸入多輸出、非線性、時變的復雜系統，目前其控制系統常采用基于模擬儀控技術的傳統PID 控制器。傳統PID 控制器是工業控制中歷史最久、生命力最強的一種控制器，具有結構簡單、調整參數少、魯棒性強等優點［1］。它對線性定常系統的控制非常有效，但對非線性、時變的復雜系統，控制效果一般，尤其是在大幅度改變工況下，被調對象的參數易超調且穩定時間長，系統的動態品質較差。核動力裝置為了保證良好的機動性，必須具備大幅度和快速升降負荷的功能，大幅度和快速升降負荷使核動力各子系統和設備的參數大幅變化，從而不利于系統和設備的運行并影響整個系統的正常運行，嚴重時還會對核動力裝置的安全性提出挑戰，這是核動力裝置所不允許的。為進一步改善整個核動力裝置的控制系統，本文提出在數字化儀控系統上實現專家系統和原控制器結合的協調控制器及其策略，并針對反應堆堆功率控制、穩壓器壓力控制、蒸汽發生器給水控制、冷凝器控制等進行協調控制器的設計。為驗證本文提出的技術可行性，本文以全范圍核動力裝置模擬器為研究平臺測試提出的協調控制技術。

1 核動力裝置協調控制技術研究

1.1 協調控制方案

協調控制是用來解決由許多相關子系統組成的大型復雜系統的一種控制策略。協調控制通常選用分解-協調方法來加以解決復雜大系統的控制問題。分解是指將復雜大型系統劃分為一系列的子系統，并以此達到對各子系統的優化控制。協調是根據大型復雜系統和設備完成的任務目標和功能，合理調整各子系統和相應設備的關系，使整個系統調整得更和諧。實現其控制思想最普遍的形式是一遞階結構。在分級結構（即遞階結構）的控制系統中，每個子系統處于不同層次中并具有不同的功能，基本結構如圖1所示［2-3］。

數字化儀控系統（DCS）基于分布式計算機控制系統，該系統是分級和分層的，其控制器由計算機或數字微處理器實現。本文提出的基于DCS技術的核動力裝置協調控制系統結構如圖2所示。基于DCS技術的核動力裝置控制系統分為3層（過程信息處理層、控制層、現場層），各層分別與協調控制器的協調控制級、現場控制級、控制對象對應。協調控制器是整個控制系統的核心，協調控制器根據機組狀態和操縱員的指令來決策和協調各子系統的控制任務；現場控制級的控制器處理協調控制器的指令和原控制模式的程序，現場控制級控制器合理地對執行機構發送控制指令。根據核動力裝置運行工況的要求，協調控制器接收外界設定指令包括主冷卻劑平均溫度、汽輪機負荷、汽輪機控制模式、反應堆控制模式等信號，然后協調控制器根據專家知識庫和智能算法庫來協調匹配機組運行參數。考慮到核動力裝置的安全性，核動力裝置控制系統使用的協調控制基于堆跟機模式。

圖1 分級結構的控制系統示意圖Fig.1 Schematic diagram of hiberarchy control system

圖2 基于數字化儀控技術的核動力裝置協調控制系統結構Fig.2 Structure of NPP coordinated control system based on digital instrument &control technology

為協調核動力裝置各子系統和設備的運行狀態，使用協調控制器和原有的控制器一起協同工作。協調控制器采用專家系統實現，專家系統用來識別核動力裝置各子系統和相應設備的運行狀態和工況變化，若專家系統識別出相應的工況變化并發出控制指令，這時裝置的控制器采用專家系統指令的控制；若專家系統未識別工況變化，裝置的控制器采用原有的系統控制器進行控制。本文主要根據裝置系統和設備運行規律建立相應的工況變化和運行狀態的協調控制器專家系統知識庫，利用專家系統實時監測和識別裝置各系統和設備的運行數據的變化速率和超閾值狀態，根據不同參數變化速率的大小、變化速率的方向和超閾值狀態的情況，激活協調控制器的專家系統知識庫的控制規則，由協調控制器向該裝置系統或設備的控制器直接發出控制指令，代替原有控制器的控制指令，直接控制該系統或設備的狀態變化。

1.2 核動力裝置各子協調控制器的設計

本文設計的子協調控制器包括反應堆堆功率控制系統、穩壓器壓力控制系統、蒸汽發生器給水控制系統、冷凝器控制系統等。

1）反應堆堆功率控制系統協調控制器

核動力裝置功率協調控制器基于堆跟機模式和專家知識實現，如圖3所示。當裝置進行小范圍的負荷變化時，使用系統原有的控制器進行功率控制。當裝置進行大幅度的負荷變化時，協調控制器將根據汽輪機負荷、主冷卻劑平均溫度、主蒸汽壓力、主蒸汽流量、核功率、汽輪機控制模式、反應堆控制模式等參數產生提棒、降棒、禁止提棒等信號。大幅度的負荷變化由調節系統的調節而切換到小幅度變化情況，小幅度變化調節為原功率控制算法，而原功率控制算法考慮了功率調節器的死區環節。

圖3 核動力裝置功率協調控制器框圖Fig.3 Block diagram of NPP power controller based on coordinated control technology

2）穩壓器壓力協調控制器

穩壓器壓力調節器由噴淋協調控制器和電加熱協調控制器組成，圖4為穩壓器壓力調節器控制框圖。當核動力裝置進行不同幅度（小范圍或大范圍）的負荷變化時，協調控制器根據一回路系統壓力和平均溫度波動情況，從專家知識庫提取信息，若無協調控制指令則采用原控制算法；若滿足專家規則，則噴淋閥現場控制器和電加熱器現場控制器接收到協調控制指令，然后基于知識庫來調節電加熱器和噴淋閥門的位置。

圖4 穩壓器壓力調節協調控制器框圖Fig.4 Block diagram of primary pressure controller based on coordinated control technology

3）蒸汽發生器給水協調控制器

蒸汽發生器給水控制系統包括蒸汽發生器（SG）水位控制器和汽輪機的泵速控制器，其協調控制器如圖5所示。原蒸汽發生器給水控制系統給水調節閥采用三沖量控制，汽輪機泵速控制器采用單沖量PI控制器。若裝置的蒸汽產生大幅擾動，給水控制系統接受到協調控制器發出的信息，然后選擇協調控制模式，按專家知識庫協調指令進行控制。

圖5 給水控制協調控制器框圖Fig.5 Block diagram of SG feedwater controller based on coordinated control technology

4）冷凝器協調控制器

冷凝器控制參數主要為熱井水位和冷凝器真空，其控制器包括熱井水位控制、冷凝器的真空度控制、循環水控制等。冷凝器的水位和真空度在汽輪機負荷變化時，它們也會受到影響。若汽輪機負荷變化，協調控制器感知變化后發送協調指令，抽真空系統和循環水系統以及通向熱井和貯水箱的三通閥會進行自動調節，協調控制器框圖如圖6所示。

圖6 冷凝器協調控制器框圖Fig.6 Block diagram of condenser controller based on coordinated control technology

2 核動力裝置仿真模型

為驗證本文提出的協調控制方案及策略，本文采用全范圍實時仿真系統作為研究平臺，仿真系統模型可實現反應堆啟動、停堆、功率運行以及各故障等工況，其模型包括堆芯物理模型、反應堆熱工水力模型、二回路系統模型等。堆芯物理模型采用帶有6組緩發中子的兩群三維中子擴散方程模型［4-6］。反應堆熱工水力模型程序采用Theatre仿真程序，其模型采用由5個基本守恒方程組成的兩相、雙組分公式［7］。二回路系統模型采用JTopmeret建立流體網絡模型，其模型基于質量、動量、能量守恒等基本原理，使用圖形化和模塊化方式建立仿真模型［8-9］。本文反應堆及主冷卻劑系統、二回路系統的節點劃分如圖7、8所示。

3 仿真測試及結果分析

3.1 仿真測試方案

圖7 反應堆及主冷卻劑系統節點劃分Fig.7 Nodalization of reactor and main coolant system

為驗證本文提出基于DCS的協調控制技術及其策略的有效性，本文以1臺全范圍核動力裝置模擬器為研究平臺，按提出的分級和分層思想建立測試平臺，模擬器仿真模型計算機作為控制對象級，多臺工業控制計算機作為現場控制級，協調控制器的工業計算機作為協調級，其中現場控制級和協調級的控制器采用工業計算機實現，將原仿真機實現的控制程序由現場控制級和協調級的控制器來實現，然后將開發好的控制器和協調控制器與仿真模型計算機連接。

圖8 二回路系統節點劃分Fig.8 Nodalization of secondary loop system

3.2 測試結果及分析

圖9 為基于協調控制和PID 的核動力裝置快速升負荷的主要參數變化曲線圖，圖中各參數為相對值。

圖9a為反應堆核功率響應時間曲線，該曲線響應速度非常快且超調小，這是因為協調控制器根據機組狀態和操縱員的指令以及實時監測的蒸汽流量和反應堆功率的匹配等有效發出控制指令。而若采用傳統PID 算法，核功率超調且需很長時間才穩定。

圖9b為主冷卻劑（RCS）進、出口平均溫度曲線，由于冷卻劑平均溫度變化緩慢且反應堆及冷卻劑系統的非線性和時變特性，采用PID控制的曲線穩定時間較長且響應較慢，而協調控制的調節動態過程時間短且平穩。

從圖9c、d、e、f描述的瞬態曲線可看出，采用PID 控制的曲線穩定時間較長且響應較慢，而協調控制的調節動態過程時間短且平穩。

總之，采用協調控制器的核動力裝置運行參數變化較平緩且動態響應較快，較PID 控制器有更好的動態品質。另外，在建立的仿真測試平臺可實現基于DCS的協調控制技術及其策略，在協調控制器上能充分實現協調控制算法，協調控制器和原控制器能協同工作。

4 結論

圖9 主要參數的時間響應曲線Fig.9 Time response of main parameters

本文提出了基于DCS技術的協調控制器及其策略，控制系統包括協調控制器、現場控制器和控制機構，協調控制器和現場控制器皆由計算機、數字微處理器或PLC 實現，充分利用DCS技術的優勢，克服了模擬控制系統的缺點，將傳統的PID 算法擴展到能實現各種智能算法和專家知識庫算法，從而改善了核動力裝置運行的動態性能。為驗證提出的協調控制技術及其策略，以1臺全范圍核動力裝置模擬器為研究平臺，并將協調控制器及其策略采用工業計算機進行了實現。仿真測試結果表明，采用DCS技術實現協調控制是可行的，且協調控制器較傳統PID 控制器控制效果好，具有更好的動態特性并改善了核動力裝置運行參數的動態品質，對提高核動力裝置的安全性能有很好的效果。本研究可為核動力裝置及其他流程工業的控制系統的設計提供一定的技術借鑒，具有實際的應用價值。

［1］ 方康玲.過程控制系統［M］.武漢：武漢理工大學出版社，2007：69-70.

［2］ 鄧祥鑫，成守宇，趙強.壓水堆核動力裝置協調控制器的設計［C］∥第一屆中國（國際）核電儀控技術大會論文集.北京：中國核學會和中國儀器儀表學會，2012.

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［6］ REMARK modeling techniques handbook［M］.USA：GSE Power Systems，Inc.，2005.

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