朱 昊 韋 鋼 翟春榮

核電站堆功率調(diào)節(jié)器的設(shè)計與改進

朱 昊1韋 鋼1翟春榮2

1（上海市電站自動化技術(shù)重點實驗室 上海電力學(xué)院 上海 200090）
2（國核工程有限公司 上海 200233）

隨著核電在我國能源結(jié)構(gòu)中所占比例的逐步增加，一方面在電網(wǎng)需要進行網(wǎng)廠協(xié)調(diào)，使核電站能適應(yīng)電網(wǎng)調(diào)峰、調(diào)頻甚至電網(wǎng)AGC (Automatic Gain Control)方式的需求；另一方面在核電站，需要設(shè)計既適應(yīng)以模式G為運行要求，又能保證其安全經(jīng)濟性能的控制系統(tǒng)。本文以反應(yīng)堆為對象，對反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)進行設(shè)計與改進，提出了三回路PID (Proportional, Integral, Derivative)控制系統(tǒng)保證控制棒棒位的精確控制。該方法跟蹤調(diào)節(jié)性能好、魯棒性強、能消除不可測干擾，對反應(yīng)堆參與電網(wǎng)調(diào)峰具有現(xiàn)實意義。仿真結(jié)果表明了該方法的正確性和有效性。

反應(yīng)堆堆功率，三回路PID控制，控制棒，魯棒性，干擾

反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)是核反應(yīng)堆控制系統(tǒng)的重要組成部分，主要設(shè)計要求之一就是在反應(yīng)堆功率達到額定功率的一定值時，能實現(xiàn)反應(yīng)堆功率自動跟隨負荷變化，并且其超調(diào)量、調(diào)節(jié)時間、穩(wěn)態(tài)誤差等各動態(tài)性能指標應(yīng)滿足運行要求[1?2]。

同時，反應(yīng)堆在運行過程中會受到不確定性因素的影響，如在不同的運行功率下導(dǎo)致的模型參數(shù)變化等。這些不確定性因素的影響都可能導(dǎo)致功率控制系統(tǒng)的控制特性變差[3?4]。因此，設(shè)計的堆功率控制器在保證具有良好的動態(tài)響應(yīng)特性的同時，還必須具有良好的魯棒性，保證系統(tǒng)在非工作點處運行時的穩(wěn)定性和過渡過程中的動態(tài)特性。

在核電站運行過程中，反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)的主要作用是確保反應(yīng)堆中子通量密度Δn在設(shè)定值上運行。核反應(yīng)堆中子動力學(xué)系統(tǒng)嚴格地說是一個帶有諸多不確定干擾因素的分布參數(shù)系統(tǒng)。利用近似線性化所得到的傳遞函數(shù)模型來設(shè)計PID (Proportional, Integral, Derivative)控制器，是目前大多數(shù)核電站所采用的中子通量密度恒值問題的控制方法。但是由于模型的精度較差，因而控制的效果不太理想。另一方面，由于很難得到中子動力學(xué)系統(tǒng)的精確模型，因而也很難采用精確的非線性反饋控制[5]。

在堆功率控制問題上，很多文獻用各種不同的控制方法進行了理論研究。文獻[6]采用自校正模型算法控制原理提出了一種動力堆熱功率跟蹤控制的方法，但其控制結(jié)構(gòu)較為復(fù)雜，且參數(shù)設(shè)計受系統(tǒng)影響較大；文獻[7]應(yīng)用多步模型算法控制原理提出了一種動力堆熱功率跟蹤數(shù)字控制方法，但由于模型估計不準或模型參數(shù)大幅度變化，存在系統(tǒng)動態(tài)特性和控制質(zhì)量變壞的缺點；文獻[8?9]提出一種H∞魯棒控制方法，但在實際應(yīng)用中還需要做大量的工作；文獻[10]提出一種預(yù)測控制的方法來設(shè)計堆功率調(diào)節(jié)器，但未充分考慮反應(yīng)堆的數(shù)學(xué)模型。

本文在傳統(tǒng)PID控制系統(tǒng)的基礎(chǔ)上，提出了改進型三回路PID控制系統(tǒng)，以保證控制棒棒位的精確控制。通過仿真測試，與傳統(tǒng)PID控制器進行性能對比，證明該方法跟蹤調(diào)節(jié)性能好、魯棒性強、能消除不可測干擾，彌補了傳統(tǒng)PID控制系統(tǒng)動態(tài)特性、魯棒性等方面的不足，對核電站參與電網(wǎng)調(diào)峰具有現(xiàn)實意義[11?13]。

1 堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)數(shù)學(xué)模型

1.1堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)

堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)主要分為功率控制執(zhí)行機構(gòu)和系統(tǒng)測量裝置。功率控制執(zhí)行機構(gòu)主要由輸出接口、步進電機、減速結(jié)構(gòu)和控制棒等組成，起到直接控制反應(yīng)堆功率的作用。系統(tǒng)測量裝置主要包括反應(yīng)堆輸出功率測量裝置、步進電機轉(zhuǎn)速測量裝置，可以實時地檢測反應(yīng)堆的工作狀態(tài)，并通過回路反饋到控制器。堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)框圖如圖1所示。

圖1 堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)框圖Fig.1 Block diagram of reactor power control system.

1.2數(shù)學(xué)模型的建立

參考西安交通大學(xué)的張建民教授的試驗堆堆功率控制的數(shù)學(xué)模型[14]，其主要環(huán)節(jié)的傳遞函數(shù)如下所示。

1.2.1 反應(yīng)堆

在系統(tǒng)分析中，為了簡化，可使用反應(yīng)堆的點堆模型考慮等效單組緩發(fā)中子時的傳遞函數(shù)，其傳遞函數(shù)為：

式中，W1(s)表示反應(yīng)堆點堆模型的傳遞函數(shù)；Δn(s)表示中子密度的變化量；Δδk(s)表示控制棒的棒位信號變化量。

1.2.2 電離室

根據(jù)反應(yīng)堆額定功率時的中子密度和定值器對電離室的要求，可決定電離室的靈敏度。如定值器要求輸入電流為800 μA，則電離室的靈敏度，亦即傳遞函數(shù)為：

式中，W2表示電離室的傳遞函數(shù)；ΔIk表示電離室輸出電流信號變化量；Δn表示反應(yīng)堆中子密度變化量。

1.2.3 步進電機

根據(jù)步進電機的數(shù)學(xué)模型和振蕩理論，可推導(dǎo)出步進電機的傳遞函數(shù)：

式中，W3(s)表示步進電機的傳遞函數(shù)；K1表示步進電機的傳遞系數(shù)，取K1=1.17 rad/(s·V)；T1表示電機的時間常數(shù)，取T1=0.085 s。

電機放大器的傳遞函數(shù)：式中，W4(s)表示步進電機放大器的傳遞函數(shù)；K2表示步進電機放大器的傳遞系數(shù)，取K2=10 s；T2表示步進電機放大器的時間常數(shù)，取T2=0.112 s。

2 傳統(tǒng)PID控制系統(tǒng)設(shè)計

2.1傳統(tǒng)PID控制器參數(shù)整定

采用衰減曲線法對核電站堆功率傳統(tǒng)PID控制器的參數(shù)進行整定，如表1所示。

表1 衰減曲線法參數(shù)整定結(jié)果(Ψ=0.75)Table 1 Parameter settings by attenuation curve method (Ψ=0.75).

最終設(shè)計方案采用PID控制器參數(shù)(圖2)。

圖2 PID控制器參數(shù)Fig.2 Parameters of PID controller.

由圖2，比例增益Kp=8500000；積分常數(shù)Ki=8000；積分時間常數(shù)Ti=1 s；微分時間常數(shù)Td=1000000 s；實際微分時間常數(shù)Tc=0.01 s。

2.2傳統(tǒng)PID控制系統(tǒng)仿真

基于MATLAB/SIMULINK仿真平臺，傳統(tǒng)PID控制下，中子通量密度響應(yīng)曲線，并與擾動測試結(jié)果比對(圖3)。

圖3 PID控制系統(tǒng)響應(yīng)曲線與擾動測試Fig.3 Response curve and disturbance test of PID control system.

分析仿真結(jié)果不難看出，核電站堆功率控制系統(tǒng)有良好的調(diào)節(jié)性能，具有很快的響應(yīng)時間和較小的超調(diào)量，響應(yīng)時間不到1 s，且超調(diào)量約為5%，抗干擾能力較好，說明PID整定參數(shù)的選取較合理。

下文將對現(xiàn)有的PID控制器進行改進，使其控制特性更佳，并著重對改進PID控制器的魯棒性進行測試。

3 改進三回路PID控制系統(tǒng)設(shè)計

3.1帶有棒位反饋的三回路PID控制系統(tǒng)設(shè)計

實際生產(chǎn)過程中對于控制棒的棒位要求是非常嚴格的，棒位將直接影響到中子通量密度，從而影響到堆功率，故而設(shè)計中增加一個回路主要對棒位進行控制，使棒位的擾動能消除在這個回路中，圖4給出了加入棒位控制回路的三回路PID控制系統(tǒng)方框圖。在控制器的選擇上，三回路依舊采取與傳統(tǒng)PID相同的參數(shù)，不做改變，只是在棒位環(huán)的測量信號端加入放大器，放大增益K=4×10?8，控制效果與傳統(tǒng)PID控制效果做對比測試。

圖4 三回路PID控制系統(tǒng)仿真Fig.4 Three-loop PID control system simulation.

3.2改進三回路PID控制系統(tǒng)仿真

MATLAB/SIMULINK仿真測試，基于改進三回路PID控制的中子通量密度仿真結(jié)果，與傳統(tǒng)PID控制系統(tǒng)比對(圖5)。

圖5 三回路PID控制系統(tǒng)測試Fig.5 Three-loop PID control system test.

由圖5可知，核電站堆功率三回路PID控制系統(tǒng)的超調(diào)量有所改善，這一點對于核反應(yīng)堆中子通量密度的控制是有利的，中子通量密度的響應(yīng)時間也有所縮短。對于棒位的精確控制可以大大提高核反應(yīng)堆的安全性，防止反應(yīng)堆因超負荷運行而引起停堆或者安全事故。另外，棒位控制回路的存在增強了系統(tǒng)的抗擾動能力，使得回路內(nèi)的擾動能迅速被回路所吸收。

3.3變負荷控制效果測試

在反應(yīng)堆堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)中，反應(yīng)堆數(shù)學(xué)模型的建立是非常復(fù)雜且困難的，另外，在機組參與到電網(wǎng)調(diào)峰時，變負荷運行是不可避免的，而反應(yīng)堆的數(shù)學(xué)模型是與機組負荷相關(guān)聯(lián)的。在這種情況下，反應(yīng)堆模型是變化的，這對控制器的設(shè)計提出了更高的要求，控制器不能過分依賴于對象數(shù)學(xué)模型的精度，系統(tǒng)具有較高的魯棒性要求[15]。下面通過仿真實驗研究改進三回路PID控制器的魯棒性。

改變反應(yīng)堆模型參數(shù)如下：

式中，W11(s)、W12(s)、W13(s)、W14(s)分別表示參數(shù)變化后的反應(yīng)堆模型。

MATLAB/SIMULINK仿真下的堆功率系統(tǒng)魯棒性測試結(jié)果以及擾動性測試比對如圖6所示。

圖6 變負荷魯棒性測試Fig.6 Variable load robustness test.

由圖6，當(dāng)核電站反應(yīng)堆模型參數(shù)發(fā)生改變時，對堆功率控制的總體效果影響不大，控制系統(tǒng)的超調(diào)量略有變化，魯棒性強，響應(yīng)時間較短。能快速確保反應(yīng)堆中子通量密度Δn在設(shè)定值上運行，并具有較強的抗擾動性能?？梢姡@一控制器的設(shè)計是適合核電站反應(yīng)堆參與調(diào)峰變負荷運行的。

4 結(jié)語

本文針對傳統(tǒng)PID堆功率控制器，設(shè)計了改進型三回路PID堆功率控制器，通過對核電站控制棒棒位的精確控制，從而達到對核電站堆功率的有效控制。測試結(jié)果表明，該方法跟蹤調(diào)節(jié)性能好、魯棒性強、能消除不可測干擾信號，彌補了傳統(tǒng)PID堆功率控制器動態(tài)特性、魯棒性等方面缺陷，對核電站反應(yīng)堆參與電網(wǎng)調(diào)峰有十分重要的現(xiàn)實意義。

1 郭胤, 黃曉津. 反應(yīng)堆功率保成本控制器設(shè)計[J]. 核科學(xué)與工程, 2009, 29(2): 118?122

GUO Yin, HUANG Xiaojin. Design of nuclear reactor power guaranteed cost controller[J]. Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2009, 29(2): 118?122

2 杜曉光, 張君, 關(guān)濟實. 軟件仿真核電站堆芯核測量系統(tǒng)的設(shè)計與實現(xiàn)[J]. 核技術(shù), 2012, 35(2): 151?155

DU Xiaoguang, ZHANG Jun, GUAN Jishi. Development of a simulation system for designing in-core neutron flux measurement in an NPP[J]. Nuclear Techniques, 2012, 35(2): 151?155

3 李琦, 杜建勇, 柳琳琳, 等. AP1000主控室設(shè)備抗震鑒定試驗研究[J]. 核技術(shù), 2013, 36(4): 1?4

LI Qi, DU Jianyong, LIU Linlin, et al. Experimental study on seismic qualification test of AP1000 main control room equipment[J]. Nuclear Techniques, 2013, 36(4): 1?4

4 程懋松, 戴志敏. 熔鹽增殖堆初步安全分析[J]. 核技術(shù), 2013, 36(6): 1?8

CHENG Maosong, DAI Zhimin. Preliminary safety analysis of molten salt breeder reactor[J]. Nuclear Techniques, 2013, 36(6): 1?8

5 史小平, 王子才. 核電站反應(yīng)堆中子通量密度的一種預(yù)測控制方法[J]. 電機與控制學(xué)報, 2002, 6(1): 80?83

SHI Xiaoping, WANG Zicai. A predictive control method of the neutron flux density for a nuclear reactor[J]. Electric Machines and Control, 2002, 6(1): 80?83

6 史小平, 傘冶. 核動力堆熱功率跟蹤系統(tǒng)的自校正模型算法控制[J]. 原子能科學(xué)技術(shù), 2002, 36(1): 67?69

SHI Xiaoping, SAN Ye. Self-tuning model algorithmic control of thermal power tracking system for the nuclear reactor[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2002, 36(1): 67?69

7 史小平, 許天舒. 核動力堆熱功率跟蹤系統(tǒng)的多步模型算法控制仿真研究[J]. 原子能科學(xué)技術(shù), 2001, 35(6): 525?530

SHI Xiaoping, XU Tianshu. Simulation study of multi-step model algorithmic control of the nuclear reactor thermal power tracking system[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2001, 35(6): 525?530

8 孫佳麗, 夏國清, 孫峰. H∞控制方法在核反應(yīng)堆功率控制中的運用[J]. 運用科技, 2005, 32(5): 46?48

SUN Jiali, XIA Guoqing, SUN Feng. Application of H∞control method to nuclear reactor power control system[J]. Applied Science and Technology, 2005, 32(5): 46?48

9 Mei S, Shen T, Lu Q, et al. Robust H∞control of a Hamiltonian system with uncertainty and its application to multi-machine power system[J]. IEE Proceedings Control Theory, 2005, 152(2): 202?210

10 史小平, 王子才. 核電站反應(yīng)堆中子通量密度的一種預(yù)測控制方法[J]. 電機與控制學(xué)報, 2002, 6(1): 80?83

SHI Xiaoping, WANG Zicai. A predictive control method of the neutron flux density for a nuclear reactor[J]. Electric Machines and Control, 2002, 6(1): 80?83

11 茅大鈞. 壓水堆核電站對電網(wǎng)自動發(fā)電控制適應(yīng)性研究[J]. 華東電力, 2011, 39(10): 1744?1746

MAO Dajun. Adaptive research on PWR nuclear power for grid automation generator control[J]. East China Electric Power, 2011, 39(10): 1744?1746

12 熊莉, 劉滌塵, 趙潔. 大型核電站的建模及接入電網(wǎng)的相互影響[J]. 電力自動化設(shè)備, 2011, 31(5): 10?14

XIONG Li, LIU Dichen, ZHAO Jie. Large nuclear power plant modeling and grid-connection influence[J]. Electric Power Automation Equipment, 2011, 31(5): 10?14

13 Li H P, Huang X J, Zhang L J. Operation and control simulation of a modular high temperature gas cooled reactor nuclear power plant[C]. IEEE, America, 2008: 2357?2365

14 石海松, 張建民. 核動力控制系統(tǒng)連續(xù)仿真和離散仿真的研究[J]. 核科學(xué)與工程, 2003, 23(4): 318?324

SHI Haisong, ZHANG Jianmin. Simulations research of the continuous system and the discrete system in a nuclear power control system[J]. Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2003, 23(4): 318?324

15 李彬, 何小旭. 核反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)設(shè)計與仿真[J].自動化技術(shù)與應(yīng)用, 2008, 27(10): 15?18

LI Bin, HE Xiaoxu. A reactor power control system[J]. Techniques of Automation and Applications, 2008, 27(10): 15?18

CLCTM623

Design and improvement of nuclear reactor power controller

ZHU Hao1WEI Gang1ZHAI Chunrong2
1(Shanghai Key Laboratory of Power Station Automation Technology, Shanghai University of Electric Power, Shanghai 200090, China)
2(State Nuclear Power Engineering Company, Shanghai 200233, China)

Background:The proportion of nuclear power is gradually increasing in China’s energy structure.Purpose:On one hand, power grid and power plant coordination in the electricity grid system requires the nuclear power plants to adapt the needs of the peak regulation, frequence modification (FM), and even the grid AGC (Automatic Gain Control) mode. On the other hand, it is necessary to design a control system that can adapt the model G for the operation requirements, and ensure the safe and economic performance.Methods:With an experimental reactor as the research object and MATLAB/SIMULINK as test toolkit, we designed an improved the reactor power control system, and adopted three-loop PID (Proportional, Integral, Derivative) control system to ensure the precision control of a control rod.Results:The simulation results show that the method presented in the paper achieved better tracking performance and robustness. It can work against the unmeasurable disturbances.Conclusion:It is of practical significance for the reactor participating in the peak regulation of power grid, and the three-loop PID control system shows its improvement for reactor power control.

Reactor power, Three-loop PID control, Control rod, Robustness, Disturbance

TM623

10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.120605

朱昊，男，1988年出生，2011年畢業(yè)于上海電力學(xué)院，現(xiàn)為上海電力學(xué)院電氣工程學(xué)院碩士研究生，從事新能源發(fā)電技術(shù)

韋鋼，E-mail: wg5815@sohu.com

2013-10-11，

2013-11-20