船用核動力裝置全系統特性仿真分析研究

聶萬遠，方偉明

(中國艦船研究設計中心，湖北 武漢 430064)

0 引 言

核動力船舶相比蒸汽動力船舶具有續航力強、機動性好的優點，隨著核動力技術的不斷成熟，采用核動力裝置將是我國艦船未來發展的主要方向。但船用核動力裝置是一個復雜的系統，其運行空間狹小，運行工況變換頻繁[1–3]，為了有效掌握船用工況下核動力裝置全系統運行特性，了解各回路系統間接口匹配特性以及驗證控制系統控制策略，可通過開展船用核動力裝置仿真分析與測試研究[4–8]。本文以RINSIM仿真平臺構建了核動力裝置全系統熱工模型，控制系統模型及人機界面組態，研發了全系統仿真分析平臺。通過開展核動力裝置全系統穩態與瞬態工況以及典型事故工況的仿真測試，定量與定性分析了不同工況下全系統運行特性，對船用核動力裝置的運行規律及回路間接口匹配特性有了更深入的認識。同時，開展船用核動力裝置仿真分析研究，可為核動力裝置船用化設計提供必要的技術手段。

1 總體設計方案

本仿真分析平臺是基于RINSIM軟件平臺，軟件平臺架構如圖1所示，該軟件平臺采用分布式體系架構，主要包括開發工具、在線工具和維護工具幾部分，含有不同的獨立程序完成不同的功能。采用圖形化建模工具SimGen進行熱工水力模型與控制系統模型建立，采用人機界面組態工具SimDraw開發人機界面，在SimUGD上完成開發模型的調試，采用人機界面監控軟件SimHMI實施監測和控制，采用參數曲線監視軟件SimCurve進行實時監測，采用運行控制站軟件SimIS對系統運行狀態進行綜合管理。

2 數學模型分析

2.1 點堆模型

圖 1 RINSIM軟件平臺架構Fig. 1 The architecture for the software platform of RINSIM

本仿真采用點堆模型來模擬反應堆堆芯，點堆模型是一種近似模型，它不考慮中子通量、密度等各種參數在堆內的空間分布，而是把反應堆看作一個集中參數的系統，把時間變量與空間相分離，各種參數在堆內不同位置分布是均勻的，只考慮了各種參數隨時間的變化，突出了反應堆的時間特性。在反應堆物理計算中，點堆模型由于其方程簡單，計算結果比較準確，可以滿足絕大多數工況的要求而被廣泛應用于核動力系統的安全分析程序中。

帶有6組緩發中子的點堆方程求解：

式中：n（t）為中子密度，cm–3；Ci為第i組緩發中子先驅核濃度，cm–3；為反應性；λi為第i組緩發中子先驅核衰變常數，s–1；βi為第i組緩發中子份額；Λ為中子代時間，s。為第i組緩發中子先驅核平均濃度。

2.2 兩相流熱工水力基本模型

將核動力裝置的各個部件，包括堆芯部分、蒸汽發生器、換熱器、循環水泵、穩壓器和壓力容器等內部空間劃分為若干控制體，對每個控制體進行兩相流流動和傳熱計算。其主要由6個基本守恒方程和1個漂移流方程組成：

1）不凝結氣體質量守恒方程

式中：Xn為不凝結氣體質量分數；Sn為不凝結氣體質量源項，kg/s。

2）汽相質量守恒方程

式中：Γ為液相向汽相的質量遷移項，kg/（m3/s）；Sg為汽相質量源項，kg/s。

3）液相質量守恒方程

式中：Sf為液相質量源項，kg/s；。

4）汽相能量守恒方程

式中：qwg為壁面傳給汽相熱流密度，W/m3；qig為界面傳給汽相熱流密度，W/m3；Γw為壁面上生成的汽相質量，kg/s；DISSg為汽相能量耗散項，W/m3；SgQ為汽相能量源項，W。

5）液相能量守恒方程

式中：qwf為壁面傳給液相熱流密度，W/m3；qif為界面傳給液相熱流密度，W/m3；Γw為壁面上生成的液相質量，kg/s；DISSf為液相能量耗散項，W/m3；SfQ為液相能量源項，W。

6）混合相能量守恒方程

式中：ρBx為體積力，Pa/m；FWG，FWF為汽液兩相摩擦系數，1/s；?PP為泵提供壓頭，Pa；Sv為動量源項，Pa。

7）漂移流方程

式中：C0為氣泡濃集度參數；為漂移速度，m/s。

3 仿真模型開發

3.1 熱工模型

熱工模型是整個仿真分析平臺的核心，其提供整個核動力裝置反應堆與蒸汽系統的熱工水力參數和泵閥等設備的開合狀態、閥門開度及泵轉速等設備狀態參數，同時接收控制系統模型與人機界面組態的控制指令，并將信號反饋給人機系統。

熱工模型主要包括堆芯、反應堆冷卻劑系統、蒸汽發生器、蒸汽系統及其他輔助系統等。其中反應堆堆芯采用點堆模型來模擬，壓力容器和蒸汽發生內部結構和流體動態特性相對復雜，本文采用RINSIM平臺的SimTherm熱工水力計算仿真軟件建模，蒸汽系統、反應堆凈化與容積控制系統等仿真模型采用RINSIM仿真平臺中SimFlow流體網絡計算仿真軟件建模。以反應堆冷卻劑系統仿真建模為例，熱工模型的熱工節點如圖2所示。

圖 2 反應堆冷卻劑系統RINSIM節點模型Fig. 2 The node model of reactor coolant system on the RINSIM

圖2中，壓力容器一共劃分12個節點，其中堆芯2個節點，混合腔室1個節點，下降段各3個節點（換熱段2個節點），底部腔室1個節點，堆芯旁路1個節點，頂部腔室1個節點。換熱部分堆芯使用2個第1類熱構件（圖中深色小方塊）模擬，主換熱器各使用2個第2類熱構件（圖中淺色小方塊）模擬。

3.2 控制系統模型

控制系統模型用于實現核動力裝置的主要控制功能。本文采用RINSIM平臺軟件構建控制系統模型，包括反應堆功率控制、平均溫度控制、反應堆冷卻劑流量控制、穩壓器壓力及水位控制、蒸汽發生器水位控制、蒸汽排放控制、蒸發器給水控制、汽發機組功率控制、蒸汽排放控制、冷凝器綜合控制、均衡水箱液位與水溫控制、造水補水控制等。

以反應堆冷卻劑循環流量控制建模為例，控制系統原理如圖3所示，其RINSIM模型如圖4所示。

圖 3 反應堆冷卻劑流量控制原理Fig. 3 The control principle of reactor coolant flow

依據反應堆冷卻劑流量控制原理圖，在RINSIM仿真平臺上建立反應堆冷卻劑流量控制仿真模型，如圖4所示。

圖 4 反應堆冷卻劑流量控制RINSIM模型圖Fig. 4 The model diagram of reactor coolant flow control on the RINSIM

3.3 人機界面組態

人機界面用于監視核動力裝置的運行狀態和控制參數，并提供對重要閥門、泵等控制部件的操作界面。本文采用RINSIM平臺軟件包中的SimDraw軟件畫圖，在SimHMI中運行監控。人機界面主要顯示核動力裝置全系統運行狀態和特性，與DCS系統中操作員顯控臺人機界面保持一致。當開展仿真模型與控制設備閉環測試時，可手動切換到操作員顯控臺進行監控。

進入反應堆冷卻劑系統人機界面后，可查看堆芯溫度、壓力容器壓力、容積補償器壓力、熱管段/冷管段溫度以及相關回路系統參數信息，同時可對泵閥進行操作，以實現反應堆冷卻劑系統流量的控制。

4 仿真測試

開展核動力裝置全系統正常運行工況及典型事故工況的模擬測試，可定量與定性分析不同工況下全系統運行特性，對核動力裝置運行規律及特性有更深入的認識，掌握回路系統間接口匹配特性。本文主要開展穩定運行工況、升降負荷變工況測試以及典型事故工況測試。

4.1 穩定工況測試

穩定工況運行是核動力裝置反應堆根據船舶停泊負荷或勻速推進負荷要求而維持功率水平恒定的工況，一般來說穩定工況運行是指反應堆的功率不隨時間變化的運行方式。

本文主要對100%負荷工況參數進行檢查，運行仿真模型，記錄核功率、堆芯出口溫度、反應堆冷卻劑壓力、反應堆冷卻劑流量、循環泵轉速、熱段溫度、冷段溫度、蒸汽發生器出口與流量、發電機功率等參數信息。仿真結果分析表明，所有參數最大誤差不超過2%，仿真分析平臺具有較高的精度。

4.2 變工況測試

變工況運行是指反應堆運行功率隨時間變化的過渡過程，反應堆在改變工況時一般根據二回路負荷的需要，將反應堆功率調整到適應二回路所需的功率上，無論是升功率或是降功率，在改變工況過程中，反應堆的功率隨時間改變，直至穩定在所需的功率上為止。

本文以100%～20%降功率測試為例，在滿功率負荷運行工況下，以10%額定負荷手動調節發電機功率，記錄核功率、堆芯出口溫度、循環泵轉速、蒸汽發生器出口溫度、汽機轉速等參數信息，對核動力裝置運行參數進行歸一化處理，主要參數信息如圖5所示。

仿真結果分析表明：1）反應堆功率控制單元根據回路間功率偏差及堆芯出口溫度偏差，調節反應堆功率較好的跟蹤二回路負荷值的變化，回路間功率臺階基本一致，但反應堆功率變化較二回路負荷變化存在一定的滯后。2）堆芯出口溫度被很好控制在設定值附近，堆芯入口溫度隨功率水平的下降而上升，堆芯進出口溫差隨功率水平下降而減小，反應堆內部自然循環流量隨堆芯進出口溫差的減小而減小。3）循環泵轉速設定值和流量設定值隨功率水平下降而減小，循環泵轉速控制單元根據循環泵轉速偏差值及流量偏差值調節循環泵轉速，使反應堆冷卻劑流量被調節到設定值。隨著反應堆冷卻劑流量的減小及蒸汽發生器蒸汽需求的減少，反應堆冷卻劑熱段和冷段溫度逐漸上升。

4.3 典型故障工況測試

船舶核動力裝置一旦發生事故后，若不采取必要的措施，必然會影響反應堆正常功率的發揮，以致破壞反應堆連續功率的發出，若處理不當還會引起一定程度裝置系統的破壞，從而嚴重影響到核安全，因此必須對事故下的全系統運行特性有足夠的了解。船舶核動力裝置典型故障工況主要有主蒸汽管道破裂、蒸汽發生器給水喪失及冷凝器真空破壞等，本文以100%工況下單個蒸汽發生器給水喪失為例，開展典型事故工況瞬態測試，主要參數變化如圖6所示。

圖 5 100%～20%降功率核動力裝置主要參數變化Fig. 5 Change of main parameters for the nuclear power plant under the 100%～20% power reduction

圖 6 蒸汽發生器給水喪失工況下核動力裝置主要參數變化Fig. 6 Change of main parameters for the nuclear power plant under the loss of water supply for Steam generator

仿真結果表明：1）由于2個蒸汽發生器分別喪失給水是完全對稱的過程，這里僅以單個蒸汽發生器喪失給水為例進行分析。1號蒸發器給水喪失后，其水位迅速下降，蒸汽產生量減少。2臺蒸發器無法供應足夠蒸汽給2臺汽輪機保持滿功率做功導致汽輪機轉速發生大幅震蕩。1號蒸發器由于完全喪失給水導致其首先排空，2號蒸發器由于汽水失配，給水開啟最大仍然無法滿足汽機蒸汽需求也導致水位慢慢下降。瞬態發展10 min后2臺汽機的保護信號都被觸發，瞬態進入停機過程。2）反應堆方面前期仍然響應了蒸汽需求而進行調節，后期隨著2臺汽輪機停機，反應堆也進入了停堆過程。3）停堆后反應堆失去調節功能，無法使反應堆出口溫度穩定在設定值。

5 結 語

核動力裝置仿真分析平臺能夠較好地模擬與評估核動力裝置熱工水力工況，通過開展核動力裝置全系統正常運行工況及典型事故工況的模擬測試，可定量與定性分析不同工況下全系統運行特性，有效展現船用條件下核動力裝置全系統運行特性與回路系統間接口匹配性，為開展核動力綜合控制系統測試提供仿真技術手段，為核動力裝置船用化設計奠定基礎。

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