CAP1400核電廠設計分析器系統調試研究

何元雷，張啟江，徐財紅，連海濤，李小燕

(上海核工程研究設計院，上海200233)

CAP1400核電廠設計分析器系統調試研究

何元雷，張啟江，徐財紅，連海濤，李小燕

(上海核工程研究設計院，上海200233)

本文系統研究了CAP1400設計分析器系統調試的難點及解決方案。根據分析器平臺要求對各系統單機版程序及模型數據進行了適應性改善，成功地將CAP1400核電廠RELAP5工藝模型、SCADE電廠控制模型及人機顯示畫面等模型集成到了設計分析器平臺，并分別進行了單系統調試及系統聯合調試。在此基礎上演示了線性升降負荷運行瞬態的調試成果。本文研究的主要工程價值在于為CAP1400核電廠控制系統驗證、整定值分析等設計驗證工作提供了一個綜合性的仿真平臺，并為相應的設計驗證工作提供了很好的反饋。

核電廠設計分析器；RELAP5；系統集成；設計驗證；運行瞬態

核電廠是一個非常復雜龐大的系統，其設計過程中涉及專業眾多，設計周期時間長，這些特點對核電廠的設計驗證工作提出了很大的挑戰。傳統的設計驗證大多都是分系統分專業的驗證分析，而安全分析通常采用保守包絡的分析方法，不能真實反映核電廠的運行特性。隨著技術的發展，第三代、第四代反應堆的研發以及數字化儀控系統的引入等對核電廠的工程設計驗證提出了更高的要求。急需一個能盡量包括全范圍多專業的核電廠設計分析平臺，將設計文件及資料上的核電廠(paper plant)搭建成一個可在計算中實時運行的數字化的核電廠(digital plant)來模擬新設計電廠(real plant)的運行性能，為新設計的核電廠整體性能評估和測試提供反饋。

傳統的核電廠全范圍模擬機雖然耦合了反應堆物理、熱工水力、儀控邏輯、顯示畫面等專業的分析，但其主要目的是培訓操作員，為實現全廠各系統的實時仿真，其在分析精度及機理上做了很大簡化，不宜作為核電廠設計驗證的分析工具[1，2]。

本文中所建立的分析器通過集成成熟的經過驗證的分析軟件，能高精度地給出核電廠的主要特性，考慮多個系統耦合后的動態特性，可以在核電廠設計驗證中發揮重要作用。通過提供高精度的研究對象及平臺可為儀控邏輯驗證、整定值分析、規程驗證、運行瞬態分析、事故分析、電廠總體特性評價等分析驗證工作提供工具及平臺；同時，在培訓及成果展示方面也能發揮不可替代的作用。總的來說，設計分析器是多功能的核電廠研究和設計支持工具，對提高核電廠的研究設計效率和設計水平有非常重要的意義。本文將CAP1400核電廠的各系統設計數據及單機版模型進行了適應性改善并集成到了CAP1400核電廠設計分析器，分別進行了單系統調試及系統聯合調試，并演示了線性升降負荷運行瞬態的調試過程。這些工作很好地支持了CAP1400核電廠控制系統驗證、整定值分析及顯示畫面優化等工程設計驗證工作[3,4]。

1 CAP1400核電廠設計分析器架構及原理

本文采用的自主建設的核電廠設計分析器由兩部分構成，即分析器平臺和分析對象模型(即電廠模型及數據)。利用分析器平臺載入分析對象模型，通過動態分析(即在計算機上進行模擬運行)，完成被分析對象的分析驗證工作。

核電廠設計分析器平臺是利用先進的計算機軟件集成技術，將成熟地經過驗證的多專業多物理的核電廠設計分析軟件經過適當改造后集成于一體，由分析器平臺內核統一調度，形成可進行全范圍、實時地仿真、分析核電廠動態性能的專業化仿真分析平臺[5,6]。具體架構及原理如圖1所示。

圖1 分析器平臺原理Fig.1 The platform architecture of Design Analyzer

CAP1400核電廠設計分析器集成的主要分析軟件有熱工水力分析軟件RELAP5[7,8]，堆芯物理軟件，儀控分析軟件SCADE[9]，嚴重事故分析軟件MAAP4[10]及其人機顯示畫面軟件SUPCON[1]。分析器功能模塊如圖2所示。

圖2 CAP1400核電廠設計分析器功能模塊Fig.2 The function module of Design Analyzer of CAP1400

2 CAP1400核電廠設計分析器系統調試

2.1 調試目標

在進行分析器系統調試前，CAP1400核電廠設計數據被轉化成分系統、分專業的獨立模型，如熱工水力分析模型，中子動力學模型，控制模型，顯示畫面模型等。但這些模型不能直接被分析器控制與調用，模型之間也不能進行同步通信，更不能實時動態地運行。分析器的系統調試目標就是通過對這些離散的模型進行適應性修改，使其能被分析器控制與調用，并在各模型間建立通信接口，實現實時動態模擬電廠的真實運行工況的能力。

2.2 調試存在的難點

由于CAP1400核電廠還處于設計過程中，且屬于世界首創的三代新堆型，新設計概念的引入及設計數據的不完善對CAP1400核電廠設計分析器的建設及調試都提出了非常大的挑戰，主要困難存在于：

(1) 設計數據不夠完善、完整、優化，如控制系統整定值等；

(2) 各基礎模型數據與分析器的調試，需要按照分析器的要求進行大量的適應性修改，修改的準則需要成熟的經驗參考，而CAP1400分析器的建設屬于首次建設，沒有成熟的可參考案例。

(3) 調試過程經常涉及跨專業的耦合分析，對調試人員的專業背景及經驗有很高的要求；

(4) 無成熟的已運行的電廠運行數據及調試經驗參考，完全由調試團隊自主探索；

2.3 解決方案

如上述難點分析，CAP1400分析器系統調試首先需要熟悉CAP1400核電廠各系統及其運行原理，同時還需要對使用的各模塊程序非常熟悉，才能進行集成調試。所以分析器的調試團隊通常由跨專業背景的人員組成，對調試人員的專業知識及經驗要求非常高。為分解上述調試難點，本文的調試工作主要分為兩個階段：第一階段為單系統調試，對基礎模型及數據進行適應性改造，實現單機版的基礎模型與平臺的集成及交互；第二階段為系統聯調，在各系統與平臺單獨集成調試成功后，進行各系統的聯合調試。在系統聯調的同時還需對控制系統整定值等不完善的設計數據進行試算及優化，進行反復的迭代計算，最終才能得出滿意的調試結果。

2.3.1 單系統集成調試

本文中CAP1400分析器平臺集成的主要功能模型包括RELAP5工藝模型，堆芯中子動力學模型，SCADE電廠控制及保護系統模型，人機顯示畫面SUPCON模型。為了便于調試工作的進行和各系統單獨分析，每個功能模型又以系統模型為單位單獨與平臺進行單系統調試。如電廠工藝模塊(RELAP5)主要分為核島主系統模型，一回路輔助系統如化學與容積控制系統(Chemical and Volume Control System, CVS)、正常預熱排除系統(Residual Heat Removal System, RNS)模型和常規島系統模型等。電廠控制系統模型又分為穩壓器壓力、液位控制等五大控制系統。這些系統分別與平臺集成。

2.3.2 系統聯調

在單系統集成調試完成后，根據各模塊接口映射關系建立連接，對各系統進行系統聯調。由RELAP5工藝系統模型(見圖3)提供電廠的狀態信息，為SCADE控制系統模型(見圖4)提供輸入。同時控制系統根據工藝提供的輸入信息計算判斷后向工藝系統發出控制命令。工藝系統接收控制命令(如開關閥門，泵等信號)后進行模型計算，模擬電廠真實運行工況。由虛擬DCS建模的顯示畫面(見圖5)為控制系統和工藝系統提供人機交互界面。以此驗證系統聯合響應的性能。

圖3 RELAP5工藝系統模型示例Fig.3 Example of RELAP5 model codes for process system

圖4 電廠控制系統模型示例Fig.4 Example of SCADE model codes for plant control system

圖5 人機顯示畫面示例Fig.5 Example of Human Machine Interface

3 調試成果演示

基于上述調試基礎及成果，在設計分析器平臺上對CAP1400核電廠進行每分鐘5%FP(Full Power, FP)線性升、降負荷的運行瞬態演示。瞬態過程為反應堆功率從100%FP線性減小到90%FP，穩定運行一段時間后再從90%FP線性增加到100%FP，整個過程中控制系統處于自動控制模式，始發動作由操作員按5%/分鐘的速率執行線性負荷變化。

參考AP1000核電廠，CAP1400核電廠控制系統的可接受性由以下驗收準則來判定：

(1) 電廠參數無發散性振蕩；

(2) 不發生反應堆停堆；

(3) 無專設安全設施(Engineered Safeg-uards Feature, ESF)投入；

(4) 不發生汽輪機停機；

(5) 不發生汽輪機回調；

(6) 不發生汽輪機加載懸掛；

(7) 穩壓器安全閥不開啟；

(8) 自動降壓系統(Automatic Depress-urization System, ADS)沒有運行；

(9) 穩壓器電加熱器沒有裸露；

(10) 自動卸壓閥沒有開啟；

(11) SG安全閥沒有開啟；

(12) SG大氣釋放閥沒有開啟；

(13) 不觸發蒸汽旁排；

(14) 不發生高頻率的控制棒移動；

(15) 功率超調量不超過3%FP。

電廠主要參數響應如圖6至圖13所示，圖6說明了反應堆功率隨時汽輪機負荷變化的趨勢。圖7顯示了整個瞬態運行過程中一回路冷卻劑系統(Reactor Coolant System, RCS)的平均溫度變化趨勢。圖8給出了運行過程中等效的控制棒棒位隨時間的變化趨勢。圖9顯示了蒸汽發生器(Steam Generator, SG)的液位變化趨勢。圖10和圖11分別給出了穩壓器的液位和壓力隨時間變化的趨勢。圖12和圖13分別表示蒸汽發生器的給水流量和主蒸汽流量隨時間變化的趨勢。

圖6 反應堆和汽輪機功率(百分比)Fig.6 Power of Reactor and Turbine

圖7 RCS溫度Fig.7 RCS Temperature

圖8 等效控制棒位Fig.8 Equivalent Rod Position

圖9 蒸汽發生器液位Fig.9 SG Level

圖10 穩壓器液位Fig.10 Pressurizer Level

圖11 穩壓器壓力Fig.11 Pressurizer Level

圖12 蒸汽發生器給水流Fig.12 Feedwater Flow of SG

圖13 主蒸汽流量Fig.13 Main Steam Flow of SG

以上各主要參數運行結果均滿足上述CAP1400控制系統可接受性驗收準則。因此上述計算結果表明，在線性升/降負荷的運行瞬態中，CAP1400核電廠的控制系統能夠協同控制電廠運行，電廠系統的關鍵參數都運行在控制限制之內。在本文的運行瞬態中，控制系統的整定值和調試常數都采用初步分析值，其設置基本能夠提供可接受的控制結果。如果進一步調整整定值及某些控制常數，可能獲得更好的控制性能，這部分工作將隨著電廠數據及分析器的完善繼續進行。

4 結論

核電廠設計分析器的系統集成調試過程就是對CAP1400核電廠各系統設計及模型的驗證測試過程。在單系統及系統聯合調試的過程中為電廠控制邏輯、整定值、顯示畫面、工藝模型提供了大量反饋，為工程設計驗證提供了很好的支持。隨著CAP1400核電廠設計分析器的進一步優化及應用，將大大提升CAP1400核電廠的可靠性和安全性。

[1] 顏俊. 仿真技術在核電站的應用概況[J]. 電力技術 1991,07.

[2] 林萌, 蘇云, 胡銳, 楊燕華.核電站工程模擬器用于SGTR事故仿真分析研究[J],原子能科學技術, 2005, 39(3):240-245.

[3] 史覬, 蔣明瑜, 馬云青. 核電站儀控系統數字化開發仿真測試技術研究[J]. 核技術, 2005,(2) .doi:10.3321/j.issn:0253.

[4] 王翠芳. 核電站數字化儀控系統開發過程及其驗證與確認[J]. 自動化儀表, 2012, 33(7):49.

[5] 嚴敏, 吳炫鋼, 林樺. 核電站數字化儀控系統驗證平臺網絡架構設計[J]. 工業控制計算機, 2014(5):1-3.

[6] 蹇劍峰. 核電站工程分析器仿真平臺及關鍵技術研究[D]. 上海:上海交通大學,2003.02.

[7] RELAP5/MOD3.4 CODE MANUAL VOLUME I: CODE STRUCTURE, SYSTEM MODELS, ANDSOLUTION METHODS[M], Idaho National Engineering Laboratory. December 2001.

[8] RELAP5/MOD3.4 CODE MANUAL VOLUME V: USER’S GUIDELINES [M], Idaho National Engineering Laboratory. December 2001.

[9] SCADE suite user manual [M]. Esterel Technologies SA, Published April 2012.

[10] VisualFiled suite user manual [M]. SUPCON, 2013.

[11] MAAP4 user manual [M]. the Electric Power Research Institute (EPRI), May2005.

TheStudyonSystemIntegrationTestingofDesignAnalyzerofCAP1400NuclearPowerPlant

HEYuan-lei,ZHANGQi-jiang,XUCai-hong,LIANHai-tao,LIXiao-yan

(Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute, Shanghai 200233, China)

The difficulties and solutions for the system integration of the CAP1400 Design Analyzer are studied in this paper. According to the requirements of the Design Analyzer platform, standalone codes and models such as process system models of RELAP5, plant control system models of SCADE and human-machine interface graph are successfully modified and adapted to Design Analyzer platform of Nuclear Power Plant. Unit system testing and system integration testing are undertaken after adaption job. The case of operating transient of power ramp change is demonstrated based on the platform. The main engineering value of this study is that it provides a comprehensive simulation platform for verification of the control system and setpoint analysis of CAP1400 nuclear power plant. It also provides a good feedback for the corresponding verification work.

Design analyzer of nuclear power plant; RELAP5; system integration; Design verification; Operating transient

2016-08-24

國家科技重大專項-2014ZX06002005

何元雷(1986—)，男，四川人，工程師，碩士，現從事核電廠仿真、數字化電廠領域方面研究

TL48

：A

：0258-0918(2017)04-0644-07