CN114242284A - 一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法 - Google Patents
一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN114242284A CN114242284A CN202111554261.4A CN202111554261A CN114242284A CN 114242284 A CN114242284 A CN 114242284A CN 202111554261 A CN202111554261 A CN 202111554261A CN 114242284 A CN114242284 A CN 114242284A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- value
- condenser
- pressure
- liquid level
- difference
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 title claims abstract description 69
- 238000012360 testing method Methods 0.000 title claims abstract description 35
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 14
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims abstract description 131
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 claims abstract description 86
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 54
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 claims description 29
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 claims description 28
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 18
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims description 14
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 14
- 230000001276 controlling effect Effects 0.000 claims description 13
- 238000005206 flow analysis Methods 0.000 claims description 6
- 230000004044 response Effects 0.000 claims description 2
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 abstract description 5
- 230000008859 change Effects 0.000 abstract description 4
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 12
- 238000004590 computer program Methods 0.000 description 7
- 230000006870 function Effects 0.000 description 7
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 4
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 4
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 4
- 238000013461 design Methods 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 230000003287 optical effect Effects 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/001—Computer implemented control
- G21D3/005—Thermo-hydraulic simulations
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明公开了一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法，涉及核反应堆技术领域，其技术方案要点是：通过由冷却水调节阀和凝结水调节阀组成的阀组自动调节冷凝器压力和液位，通过设置合理的压力调整死区值和液位调整死区值，将压力和水位这对相互影响的被控量进行轻度解耦控制，将冷却水调节阀作为主要调节手段，凝结水调节阀作为辅助调节手段，可以通过自动控制手段根据不同运行工况进行压力和液位的自动控制在合理的范围内，可以适应反应堆热工水力系统试验系统快速的、大范围的工况改变；本发明具有结构简单、操作方便等优点，能充分满足反应堆热工水力瞬态系统试验功率控制的要求。
Description
技术领域
本发明涉及核反应堆技术领域，更具体地说，它涉及一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法。
背景技术
核反应堆热工水力系统试验一般包括一回路系统的调节和二回路系统的调节。系统试验装置的二回路中的冷凝器作为热力循环系统中的冷端，在系统试验的热力循环中发挥中重要作用。
冷凝器分为壳侧和管侧，管侧为冷却水侧，壳侧为凝结侧，一般地，冷凝器压力和液位调节指的是对冷凝器壳侧的压力和液位的调节。反应堆瞬态运行工况中，由于二回路的给水流量发生变化，相应蒸汽流量也会发生变化，最剧烈的情况下是在十几秒内蒸汽流量变化三倍。蒸汽流量会严重影响冷凝器的压力和液位。冷凝器液位过低会导致未冷却蒸汽进入下游设备发生水锤，而冷凝器液位过高会导致冷凝器内发生水锤。冷凝器压力过低会导致过多液体被吸入冷凝器，而压力过高会导致液位下降。冷凝器液位和压力都具有合理的波动范围，当压力升高，冷凝器内的液体会被部分压出，在液位下降过程中，更多的被淹没冷凝管暴露出液面，参与凝结换热，因此，冷凝器冷却能力增强，冷凝器压力下降，直至冷凝器处于新的压力、液位状态。相反，当压力降低，冷凝器内的液体会逐渐升高，在液位升高过程中，更多的冷凝管被淹没，因此，冷凝器冷却能力下降，冷凝器压力逐渐上升，直至冷凝器处于新的压力、液位状态。
然而，在常规核电二回路系统中，蒸汽发生装置产生的蒸汽需经过蒸汽透平做功后转变为低压的饱和蒸汽，为了提高透平的做功效率，通常需要冷凝器负压运行，因此，冷凝器规模较大。而在核反应堆热工水力系统试验中，更关心的是一回路的系统响应特性，基于试验成本的考虑，不使用透平，蒸汽发生装置所产生的蒸汽将直接被冷凝器冷却，因此冷凝器采用正压运行，压力限定值通常跟设备的设计参数相关。而冷凝器液位过低会导致未冷却蒸汽进入下游设备发生水锤，冷凝器液位过高会导致冷凝器内发生水锤。所以冷凝器液位波动限定在冷凝器进出口中间范围附近内较为安全。因此，如何研究设计一种能够对核反应堆热工水力试验系统的液位和压力进行合理调控的技术是我们目前急需解决的问题。
发明内容
为解决现有技术中的不足，本发明的目的是提供一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法，能够使试验期间，核反应堆热工水力瞬态系统试验的冷凝器压力和液位控制在合理范围内；而且可以适应反应堆热工水力试验系统快速的、大范围的瞬态工况变化。
本发明的上述技术目的是通过以下技术方案得以实现的：
第一方面，提供了一种核反应堆热工水力试验系统，包括二回路系统和冷却水循环系统、压力调控模块和液位调控模块；
所述压力调控模块包括：
压力分析子模块，用于将冷凝器一次侧的压力值、预设压力值之间的第一差值与液位调整死区值比较，并在第一差值大于压力调整死区值时输出分析启动信号；
流量分析子模块，用于响应于分析启动信号启动后，将冷却水流量值、蒸汽流量前馈值之间的第二差值与流量调整死区值比较，并在第二差值大于流量调整死区值时输出冷却调控信号；
冷却水控制器，用于响应于冷却调控信号后调控冷却水循环系统中的冷却水调节阀，以实现冷凝器内的压力调整；
所述液位调控模块包括：
液位分析子模块，用于将冷凝器一次侧的液位值、预设液位值之间的第三差值与液位调整死区值比较，并在第三差值大于液位调整死区值时输出液位调控信号；
液位控制器，用于响应于液位调控信号后调控二回路系统中的凝结水调节阀，以实现冷凝器内的液位平衡调整。
进一步的，所述压力分析子模块包括压差计算单元和压差判断单元；
压差计算单元，用于根据冷凝器一次侧的压力值、预设压力值做差计算得到第一差值；
压差判断单元，将第一差值与液位调整死区值比较；若第一差值小于或等于压力调整死区值时，则输出零信号；若第一差值大于压力调整死区值时，则输出第一差值作为分析启动信号。
进一步的，所述流量分析子模块包括压力控制器、前馈转换单元、流量差计算单元、流量判断单元；
压力控制器，用于将第一差值转化成调整系数；
前馈转换单元，用于将蒸汽流量值转化为与冷却水流量值匹配的蒸汽流量前馈值；
流量差计算单元，用于根据冷却水流量值、蒸汽流量前馈值做差计算出理论差值，并将调整系数与理论差值相乘计算得到第二差值；
流量判断单元，用于将第二差值与流量调整死区值比较；若第二差值小于或等于流量调整死区值时，则输出零信号；若第二差值大于流量调整死区值时，则输出第二差值作为冷却调控信号。
进一步的，所述前馈转换单元中蒸汽流量前馈值的转换公式具体为：
其中，Fbs表示蒸汽流量前馈值；hs表示冷凝器蒸汽入口焓；Ts表示冷凝器蒸汽入口温度；Ps表示冷凝器蒸汽入口压力；hc表示冷凝器凝结水焓；Tc表示冷凝器凝结水温度；Pc表示冷凝器凝结水压力；h1表示冷凝器冷却水入口焓；T1表示冷凝器冷却水入口温度；P1表示冷凝器冷却水入口压力；h2表示冷凝器冷却水出口焓；T2表示冷凝器冷却水出口温度；P2表示冷凝器冷却水出口压力；f表示通过压力和温度计算焓值的焓函数。
进一步的，所述液位分析子模块包括液差计算单元和液差判断单元；
液差计算单元，用于根据冷凝器一次侧的液位值、预设液位值做差计算得到第三差值；
液差判断单元，用于将第三差值与液位调整死区值比较；若第三差值小于或等于液位调整死区值时，则输出零信号；若第三差值大于液位调整死区值时，则输出第三差值作为液位调控信号。
进一步的，所述二回路系统包括高位敞口水箱以及通过管道依次首尾连接构成闭合回路的蒸汽发生装置、冷凝器的壳侧、凝结水调节阀、给水水箱、给水泵，高位敞口水箱的出口端与给水水箱的另一入口端连接。
进一步的，所述冷却水循环系统包括通过管道依次首尾连接构成闭合回路的冷却水池、冷却水循环泵、冷却水调节阀、冷凝器的管侧。
进一步的，所述蒸汽流量采用文丘里流量计测量，冷却水流量采用电磁流量计测量，冷凝器压力采用压力变送器测量，冷凝器液位采用压差液位计测量。
第二方面，提供了一种核反应堆热工水力试验调控方法，包括以下步骤：
将冷凝器一次侧的压力值、预设压力值之间的第一差值与液位调整死区值比较，并在第一差值大于压力调整死区值时输出分析启动信号；
响应于分析启动信号启动后，将冷却水流量值、蒸汽流量前馈值之间的第二差值与流量调整死区值比较，并在第二差值大于流量调整死区值时输出冷却调控信号；
响应于冷却调控信号后调控冷却水循环系统中的冷却水调节阀，以实现冷凝器内的压力调整；
将冷凝器一次侧的液位值、预设液位值之间的第三差值与液位调整死区值比较，并在第三差值大于液位调整死区值时输出液位调控信号；
响应于液位调控信号后调控二回路系统中的凝结水调节阀，以实现冷凝器内的液位平衡调整。
进一步的，所述蒸汽流量前馈值的转换公式具体为：
其中，Fbs表示蒸汽流量前馈值；hs表示冷凝器蒸汽入口焓；Ts表示冷凝器蒸汽入口温度；Ps表示冷凝器蒸汽入口压力；hc表示冷凝器凝结水焓；Tc表示冷凝器凝结水温度；Pc表示冷凝器凝结水压力；h1表示冷凝器冷却水入口焓；T1表示冷凝器冷却水入口温度；P1表示冷凝器冷却水入口压力；h2表示冷凝器冷却水出口焓；T2表示冷凝器冷却水出口温度；P2表示冷凝器冷却水出口压力；f表示通过压力和温度计算焓值的焓函数。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：
本发明提出的一种核反应堆热工水力试验系统，通过由冷却水调节阀和凝结水调节阀组成的阀组自动调节冷凝器压力和液位，通过设置合理的压力调整死区值和液位调整死区值，将压力和水位这对相互影响的被控量进行轻度解耦控制，将冷却水调节阀作为主要调节手段，凝结水调节阀作为辅助调节手段，可以通过自动控制手段根据不同运行工况进行压力和液位的自动控制在合理的范围内，可以适应反应堆热工水力系统试验系统快速的、大范围的工况改变。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
图1是本发明实施例中核反应堆热工水力试验系统的示意图；
图2是本发明实施例中压力调控模块的示意图；
图3是本发明实施例中液位调控模块的示意图；
图4是本发明实施例中核反应堆热工水力试验系统调控的工作原理图。
附图中标记及对应的零部件名称：
1、蒸汽发生装置；2、冷凝器；3、凝结水调节阀；4、给水水箱；5、高位敞口水箱；6、给水泵；7、冷却水调节阀；8、冷却水循环泵；9、冷却水池。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
需说明的是，当部件被称为“固定于”或“设置于”另一个部件，它可以直接在另一个部件上或者间接在该另一个部件上。当一个部件被称为是“连接于”另一个部件，它可以是直接或者间接连接至该另一个部件上。
需要理解的是，术语“长度”、“宽度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。
此外，术语“第一”、“第二”仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。在本发明的描述中，“多个”的含义是两个或两个以上，除非另有明确具体的限定。
实施例1：一种核反应堆热工水力试验系统，包括二回路系统和冷却水循环系统、压力调控模块和液位调控模块。
如图1所示，二回路系统包括高位敞口水箱5以及通过管道依次首尾连接构成闭合回路的蒸汽发生装置1、冷凝器2的壳侧、凝结水调节阀3、给水水箱4、给水泵6，高位敞口水箱5的出口端与给水水箱4的另一入口端连接。冷却水循环系统包括通过管道依次首尾连接构成闭合回路的冷却水池9、冷却水循环泵8、冷却水调节阀7、冷凝器2的管侧。
如图2所示，压力调控模块包括压力分析子模块、流量分析子模块和冷却水控制器。压力分析子模块，用于将冷凝器2一次侧的压力值、预设压力值之间的第一差值与液位调整死区值比较，并在第一差值大于压力调整死区值时输出分析启动信号。流量分析子模块，用于响应于分析启动信号启动后，将冷却水流量值、蒸汽流量前馈值之间的第二差值与流量调整死区值比较，并在第二差值大于流量调整死区值时输出冷却调控信号。冷却水控制器，用于响应于冷却调控信号后调控冷却水循环系统中的冷却水调节阀7，以实现冷凝器2内的压力调整。
压力分析子模块包括压差计算单元和压差判断单元。压差计算单元，用于根据冷凝器2一次侧的压力值、预设压力值做差计算得到第一差值。压差判断单元，将第一差值与液位调整死区值比较；若第一差值小于或等于压力调整死区值时，则输出零信号；若第一差值大于压力调整死区值时，则输出第一差值作为分析启动信号。
流量分析子模块包括压力控制器、前馈转换单元、流量差计算单元、流量判断单元。压力控制器，用于将第一差值转化成调整系数。前馈转换单元，用于将蒸汽流量值转化为与冷却水流量值匹配的蒸汽流量前馈值。流量差计算单元，用于根据冷却水流量值、蒸汽流量前馈值做差计算出理论差值，并将调整系数与理论差值相乘计算得到第二差值。流量判断单元，用于将第二差值与流量调整死区值比较；若第二差值小于或等于流量调整死区值时，则输出零信号；若第二差值大于流量调整死区值时，则输出第二差值作为冷却调控信号。
前馈转换单元中蒸汽流量前馈值的转换公式具体为：
其中，Fbs表示蒸汽流量前馈值；hs表示冷凝器2蒸汽入口焓；Ts表示冷凝器2蒸汽入口温度；Ps表示冷凝器2蒸汽入口压力；hc表示冷凝器2凝结水焓；Tc表示冷凝器2凝结水温度；Pc表示冷凝器2凝结水压力；h1表示冷凝器2冷却水入口焓；T1表示冷凝器2冷却水入口温度；P1表示冷凝器2冷却水入口压力；h2表示冷凝器2冷却水出口焓；T2表示冷凝器2冷却水出口温度；P2表示冷凝器2冷却水出口压力；f表示通过压力和温度计算焓值的焓函数。
如图3所示，液位调控模块包括液位分析子模块和液位控制器。液位分析子模块，用于将冷凝器2一次侧的液位值、预设液位值之间的第三差值与液位调整死区值比较，并在第三差值大于液位调整死区值时输出液位调控信号。液位控制器，用于响应于液位调控信号后调控二回路系统中的凝结水调节阀3，改变凝结水管路的阻力特性，从而改变冷凝器2压力和液位的平衡点，以实现冷凝器2内的液位平衡调整，控制冷凝器2的压力和液位都保持在合理的区间范围内。
液位分析子模块包括液差计算单元和液差判断单元。液差计算单元，用于根据冷凝器2一次侧的液位值、预设液位值做差计算得到第三差值。液差判断单元，用于将第三差值与液位调整死区值比较；若第三差值小于或等于液位调整死区值时，则输出零信号；若第三差值大于液位调整死区值时，则输出第三差值作为液位调控信号。
在本实施例中，控制器在接收到相应的零信号时不会作出控制操作。
在本实施例中，蒸汽流量采用文丘里流量计测量，冷却水流量采用电磁流量计测量，冷凝器2压力采用压力变送器测量，冷凝器2液位采用压差液位计测量。
需要说明的是，本发明主要包括在冷凝器2入口蒸汽管道、冷却水管道上设置流量测点，在冷凝器2上设置压力、水位测点，通过流量、压力、液位等测量值作为控制器的输入值，根据需要可以在整个实验系统中设置相应的传感器进行数据测量。
实施例2：一种核反应堆热工水力试验调控方法，该调控方法应用于实施例1中记载的核反应堆热工水力试验系统，如图4所示，包括以下步骤：
S1：将冷凝器2一次侧的压力值、预设压力值之间的第一差值与液位调整死区值比较，并在第一差值大于压力调整死区值时输出分析启动信号；
S2：响应于分析启动信号启动后，将冷却水流量值、蒸汽流量前馈值之间的第二差值与流量调整死区值比较，并在第二差值大于流量调整死区值时输出冷却调控信号；
S3：响应于冷却调控信号后调控冷却水循环系统中的冷却水调节阀7，以实现冷凝器2内的压力调整；
S4：将冷凝器2一次侧的液位值、预设液位值之间的第三差值与液位调整死区值比较，并在第三差值大于液位调整死区值时输出液位调控信号；
S5：响应于液位调控信号后调控二回路系统中的凝结水调节阀3，以实现冷凝器2内的液位平衡调整。
工作原理：本发明通过由冷却水调节阀7和凝结水调节阀3组成的阀组自动调节冷凝器2压力和液位，通过设置合理的压力调整死区值和液位调整死区值，将压力和水位这对相互影响的被控量进行轻度解耦控制，将冷却水调节阀7作为主要调节手段，凝结水调节阀3作为辅助调节手段，可以通过自动控制手段根据不同运行工况进行压力和液位的自动控制在合理的范围内，可以适应反应堆热工水力系统试验系统快速的、大范围的工况改变；本发明具有结构简单、操作方便等优点，能充分满足反应堆热工水力瞬态系统试验功率控制的要求。
本领域内的技术人员应明白，本申请的实施例可提供为方法、系统、或计算机程序产品。因此，本申请可采用完全硬件实施例、完全软件实施例、或结合软件和硬件方面的实施例的形式。而且，本申请可采用在一个或多个其中包含有计算机可用程序代码的计算机可用存储介质(包括但不限于磁盘存储器、CD-ROM、光学存储器等)上实施的计算机程序产品的形式。
本申请是参照根据本申请实施例的方法、设备(系统)、和计算机程序产品的流程图和/或方框图来描述的。应理解可由计算机程序指令实现流程图和/或方框图中的每一流程和/或方框、以及流程图和/或方框图中的流程和/或方框的结合。可提供这些计算机程序指令到通用计算机、专用计算机、嵌入式处理机或其他可编程数据处理设备的处理器以产生一个机器，使得通过计算机或其他可编程数据处理设备的处理器执行的指令产生用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的装置。
这些计算机程序指令也可存储在能引导计算机或其他可编程数据处理设备以特定方式工作的计算机可读存储器中，使得存储在该计算机可读存储器中的指令产生包括指令装置的制造品，该指令装置实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能。
这些计算机程序指令也可装载到计算机或其他可编程数据处理设备上，使得在计算机或其他可编程设备上执行一系列操作步骤以产生计算机实现的处理，从而在计算机或其他可编程设备上执行的指令提供用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的步骤。
以上的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。
Claims (10)
1.一种核反应堆热工水力试验系统，其特征是，包括二回路系统和冷却水循环系统、压力调控模块和液位调控模块；
所述压力调控模块包括：
压力分析子模块，用于将冷凝器(2)一次侧的压力值、预设压力值之间的第一差值与液位调整死区值比较，并在第一差值大于压力调整死区值时输出分析启动信号；
流量分析子模块，用于响应于分析启动信号启动后，将冷却水流量值、蒸汽流量前馈值之间的第二差值与流量调整死区值比较，并在第二差值大于流量调整死区值时输出冷却调控信号；
冷却水控制器，用于响应于冷却调控信号后调控冷却水循环系统中的冷却水调节阀(7)，以实现冷凝器(2)内的压力调整；
所述液位调控模块包括：
液位分析子模块，用于将冷凝器(2)一次侧的液位值、预设液位值之间的第三差值与液位调整死区值比较，并在第三差值大于液位调整死区值时输出液位调控信号；
液位控制器，用于响应于液位调控信号后调控二回路系统中的凝结水调节阀(3)，以实现冷凝器(2)内的液位平衡调整。
2.根据权利要求1所述的一种核反应堆热工水力试验系统，其特征是，所述压力分析子模块包括压差计算单元和压差判断单元；
压差计算单元，用于根据冷凝器(2)一次侧的压力值、预设压力值做差计算得到第一差值；
压差判断单元，将第一差值与液位调整死区值比较；若第一差值小于或等于压力调整死区值时，则输出零信号；若第一差值大于压力调整死区值时，则输出第一差值作为分析启动信号。
3.根据权利要求1所述的一种核反应堆热工水力试验系统，其特征是，所述流量分析子模块包括压力控制器、前馈转换单元、流量差计算单元、流量判断单元；
压力控制器，用于将第一差值转化成调整系数；
前馈转换单元，用于将蒸汽流量值转化为与冷却水流量值匹配的蒸汽流量前馈值；
流量差计算单元，用于根据冷却水流量值、蒸汽流量前馈值做差计算出理论差值，并将调整系数与理论差值相乘计算得到第二差值；
流量判断单元，用于将第二差值与流量调整死区值比较；若第二差值小于或等于流量调整死区值时，则输出零信号；若第二差值大于流量调整死区值时，则输出第二差值作为冷却调控信号。
4.根据权利要求3所述的一种核反应堆热工水力试验系统，其特征是，所述前馈转换单元中蒸汽流量前馈值的转换公式具体为：
其中，Fbs表示蒸汽流量前馈值；hs表示冷凝器(2)蒸汽入口焓；Ts表示冷凝器(2)蒸汽入口温度；Ps表示冷凝器(2)蒸汽入口压力；hc表示冷凝器(2)凝结水焓；Tc表示冷凝器(2)凝结水温度；Pc表示冷凝器(2)凝结水压力；h1表示冷凝器(2)冷却水入口焓；T1表示冷凝器(2)冷却水入口温度；P1表示冷凝器(2)冷却水入口压力；h2表示冷凝器(2)冷却水出口焓；T2表示冷凝器(2)冷却水出口温度；P2表示冷凝器(2)冷却水出口压力；f表示通过压力和温度计算焓值的焓函数。
5.根据权利要求1所述的一种核反应堆热工水力试验系统，其特征是，所述液位分析子模块包括液差计算单元和液差判断单元；
液差计算单元，用于根据冷凝器(2)一次侧的液位值、预设液位值做差计算得到第三差值；
液差判断单元，用于将第三差值与液位调整死区值比较；若第三差值小于或等于液位调整死区值时，则输出零信号；若第三差值大于液位调整死区值时，则输出第三差值作为液位调控信号。
6.根据权利要求1所述的一种核反应堆热工水力试验系统，其特征是，所述二回路系统包括高位敞口水箱(5)以及通过管道依次首尾连接构成闭合回路的蒸汽发生装置(1)、冷凝器(2)的壳侧、凝结水调节阀(3)、给水水箱(4)、给水泵(6)，高位敞口水箱(5)的出口端与给水水箱(4)的另一入口端连接。
7.根据权利要求1所述的一种核反应堆热工水力试验系统，其特征是，所述冷却水循环系统包括通过管道依次首尾连接构成闭合回路的冷却水池(9)、冷却水循环泵(8)、冷却水调节阀(7)、冷凝器(2)的管侧。
8.根据权利要求1所述的一种核反应堆热工水力试验系统，其特征是，所述蒸汽流量采用文丘里流量计测量，冷却水流量采用电磁流量计测量，冷凝器(2)压力采用压力变送器测量，冷凝器(2)液位采用压差液位计测量。
9.一种核反应堆热工水力试验调控方法，其特征是，包括以下步骤：
将冷凝器(2)一次侧的压力值、预设压力值之间的第一差值与液位调整死区值比较，并在第一差值大于压力调整死区值时输出分析启动信号；
响应于分析启动信号启动后，将冷却水流量值、蒸汽流量前馈值之间的第二差值与流量调整死区值比较，并在第二差值大于流量调整死区值时输出冷却调控信号；
响应于冷却调控信号后调控冷却水循环系统中的冷却水调节阀(7)，以实现冷凝器(2)内的压力调整；
将冷凝器(2)一次侧的液位值、预设液位值之间的第三差值与液位调整死区值比较，并在第三差值大于液位调整死区值时输出液位调控信号；
响应于液位调控信号后调控二回路系统中的凝结水调节阀(3)，以实现冷凝器(2)内的液位平衡调整。
10.根据权利要求9所述的一种核反应堆热工水力试验调控方法，其特征是，所述蒸汽流量前馈值的转换公式具体为：
其中，Fbs表示蒸汽流量前馈值；hs表示冷凝器(2)蒸汽入口焓；Ts表示冷凝器(2)蒸汽入口温度；Ps表示冷凝器(2)蒸汽入口压力；hc表示冷凝器(2)凝结水焓；Tc表示冷凝器(2)凝结水温度；Pc表示冷凝器(2)凝结水压力；h1表示冷凝器(2)冷却水入口焓；T1表示冷凝器(2)冷却水入口温度；P1表示冷凝器(2)冷却水入口压力；h2表示冷凝器(2)冷却水出口焓；T2表示冷凝器(2)冷却水出口温度；P2表示冷凝器(2)冷却水出口压力；f表示通过压力和温度计算焓值的焓函数。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202111554261.4A CN114242284B (zh) | 2021-12-17 | 2021-12-17 | 一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202111554261.4A CN114242284B (zh) | 2021-12-17 | 2021-12-17 | 一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN114242284A true CN114242284A (zh) | 2022-03-25 |
| CN114242284B CN114242284B (zh) | 2024-05-28 |
Family
ID=80758303
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN202111554261.4A Active CN114242284B (zh) | 2021-12-17 | 2021-12-17 | 一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN114242284B (zh) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN114999687A (zh) * | 2022-05-31 | 2022-09-02 | 中国核动力研究设计院 | 一种核反应堆热工水力瞬态试验电功率调节方法及系统 |
| CN114995530A (zh) * | 2022-07-14 | 2022-09-02 | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 | 凝水水位智能控制方法、装置、设备及存储介质 |
Citations (16)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB851754A (en) * | 1957-11-15 | 1960-10-19 | Babcock & Wilcox Ltd | Improvements in heat generating and utilising plants |
| CH485297A (de) * | 1967-06-26 | 1970-01-31 | Gen Electric | Sicherheits-Kühlvorrichtung an einem Kernreaktor |
| US4104117A (en) * | 1977-02-07 | 1978-08-01 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor power generation |
| JPS6246107A (ja) * | 1985-04-18 | 1987-02-28 | 株式会社日立製作所 | 水位制御装置 |
| US4728485A (en) * | 1980-05-14 | 1988-03-01 | Framatome | Method for regulating the pressure of the primary circuit during the shut-down phases of a pressurized water nuclear reactor |
| JPS63223591A (ja) * | 1987-03-13 | 1988-09-19 | 株式会社日立製作所 | 自然循環型原子炉 |
| US5323430A (en) * | 1991-05-17 | 1994-06-21 | N.V. Tot Keuring Van Elektrotechnische Materialen (Kema) | Method and system for fine control of thermal power of a boiling water reactor with natural circulation |
| DE19748985A1 (de) * | 1997-11-06 | 1999-05-27 | Reisner Gmbh Kaeltetechnischer | Kühlanlage |
| JP2007232504A (ja) * | 2006-02-28 | 2007-09-13 | Hitachi Ltd | 原子炉システム及び原子炉制御方法 |
| JP2007232392A (ja) * | 2006-02-27 | 2007-09-13 | Hitachi Ltd | 自然循環型沸騰水型原子炉の給水制御装置及び原子力発電プラント |
| WO2009149946A1 (de) * | 2008-06-13 | 2009-12-17 | Ksg Kraftwerks-Simulator-Gesellschaft Mbh | Verfahren zur simulation von in einem druckwasserreaktor auftretenden thermohydraulischen phänomenen |
| JP2013104729A (ja) * | 2011-11-11 | 2013-05-30 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉炉心冷却システム及びこれを用いた原子力発電プラント設備 |
| CN106128536A (zh) * | 2016-06-30 | 2016-11-16 | 四川行之知识产权运营服务有限公司 | 一种能够提高核能发电时安全系数的系统 |
| CN107437436A (zh) * | 2017-07-28 | 2017-12-05 | 中国核动力研究设计院 | 能够进行功率调节的二回路能量消耗模拟试验装置及方法 |
| CN110795857A (zh) * | 2019-11-06 | 2020-02-14 | 哈尔滨工程大学 | 一种浮动核电站二回路主要设备体积优化方法 |
| US20200328002A1 (en) * | 2019-04-11 | 2020-10-15 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Use of isolation condenser and/or feedwater to limit core flow, core power, and pressure in a boiling water reactor |
-
2021
- 2021-12-17 CN CN202111554261.4A patent/CN114242284B/zh active Active
Patent Citations (16)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB851754A (en) * | 1957-11-15 | 1960-10-19 | Babcock & Wilcox Ltd | Improvements in heat generating and utilising plants |
| CH485297A (de) * | 1967-06-26 | 1970-01-31 | Gen Electric | Sicherheits-Kühlvorrichtung an einem Kernreaktor |
| US4104117A (en) * | 1977-02-07 | 1978-08-01 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor power generation |
| US4728485A (en) * | 1980-05-14 | 1988-03-01 | Framatome | Method for regulating the pressure of the primary circuit during the shut-down phases of a pressurized water nuclear reactor |
| JPS6246107A (ja) * | 1985-04-18 | 1987-02-28 | 株式会社日立製作所 | 水位制御装置 |
| JPS63223591A (ja) * | 1987-03-13 | 1988-09-19 | 株式会社日立製作所 | 自然循環型原子炉 |
| US5323430A (en) * | 1991-05-17 | 1994-06-21 | N.V. Tot Keuring Van Elektrotechnische Materialen (Kema) | Method and system for fine control of thermal power of a boiling water reactor with natural circulation |
| DE19748985A1 (de) * | 1997-11-06 | 1999-05-27 | Reisner Gmbh Kaeltetechnischer | Kühlanlage |
| JP2007232392A (ja) * | 2006-02-27 | 2007-09-13 | Hitachi Ltd | 自然循環型沸騰水型原子炉の給水制御装置及び原子力発電プラント |
| JP2007232504A (ja) * | 2006-02-28 | 2007-09-13 | Hitachi Ltd | 原子炉システム及び原子炉制御方法 |
| WO2009149946A1 (de) * | 2008-06-13 | 2009-12-17 | Ksg Kraftwerks-Simulator-Gesellschaft Mbh | Verfahren zur simulation von in einem druckwasserreaktor auftretenden thermohydraulischen phänomenen |
| JP2013104729A (ja) * | 2011-11-11 | 2013-05-30 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉炉心冷却システム及びこれを用いた原子力発電プラント設備 |
| CN106128536A (zh) * | 2016-06-30 | 2016-11-16 | 四川行之知识产权运营服务有限公司 | 一种能够提高核能发电时安全系数的系统 |
| CN107437436A (zh) * | 2017-07-28 | 2017-12-05 | 中国核动力研究设计院 | 能够进行功率调节的二回路能量消耗模拟试验装置及方法 |
| US20200328002A1 (en) * | 2019-04-11 | 2020-10-15 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Use of isolation condenser and/or feedwater to limit core flow, core power, and pressure in a boiling water reactor |
| CN110795857A (zh) * | 2019-11-06 | 2020-02-14 | 哈尔滨工程大学 | 一种浮动核电站二回路主要设备体积优化方法 |
Non-Patent Citations (3)
| Title |
|---|
| BANDINI, G ET AL.: ""Thermal-hydraulics analyses of ELSY lead fast reactor with open square core option"", 《NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN》, 31 May 2011 (2011-05-31) * |
| 江正悦: ""核动力二回路凝给水系统控制策略优化研究核动力二回路凝给水系统控制策略优化研究"", 《中国优秀硕士学位论文全文数据库 工程科技Ⅱ辑》, 15 August 2019 (2019-08-15) * |
| 谢峰 等: ""反应性反馈对并行通道流动不稳定性影响的实验研究"", 《核动力工程》, 30 April 2018 (2018-04-30) * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN114999687A (zh) * | 2022-05-31 | 2022-09-02 | 中国核动力研究设计院 | 一种核反应堆热工水力瞬态试验电功率调节方法及系统 |
| CN114999687B (zh) * | 2022-05-31 | 2024-05-07 | 中国核动力研究设计院 | 一种核反应堆热工水力瞬态试验电功率调节方法及系统 |
| CN114995530A (zh) * | 2022-07-14 | 2022-09-02 | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 | 凝水水位智能控制方法、装置、设备及存储介质 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN114242284B (zh) | 2024-05-28 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN114242284B (zh) | 一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法 | |
| CN110887027B (zh) | 一种立式蒸汽发生器热力性能评估系统和方法 | |
| JPH0549076B2 (zh) | ||
| US9208905B2 (en) | Auxiliary feedwater valve control apparatus of steam generator | |
| CN114203316A (zh) | 高温气冷堆非热平衡工况下反应堆功率测量方法及其系统 | |
| CN109119177A (zh) | 一种压水堆稳压器压力和水位的耦合强度的确定方法、装置 | |
| JP5667435B2 (ja) | 熱併給原子力発電システム | |
| JPS5963310A (ja) | 複合プラント | |
| JP5733929B2 (ja) | 給水装置 | |
| CN112178621B (zh) | 一种蒸干后偏离热力平衡程度及蒸汽过热温度的计算方法 | |
| JPS582403A (ja) | 汽水分離再熱装置の制御方法及びその装置 | |
| Wang et al. | Multi-objective optimization of electric heating pressurizer in nuclear power plant | |
| Alcock et al. | An experimental investigation of the dynamic behaviour of a shell-and-tube condenser | |
| Zhang et al. | Dynamic exergy analysis of feed water heater in nuclear power plant during start-up process | |
| Sun et al. | Transient analysis and dynamic modeling of the steam generator water level for nuclear power plants | |
| JP5398501B2 (ja) | 原子炉 | |
| Guo et al. | Experimental study on boiling heat transfer in negative-pressure flowing water in a vertical annular tube | |
| JP2003057384A (ja) | 原子力発電所の炉心流量計測演算方法およびその装置 | |
| Rosslee | Integrated process and control modelling of water recirculation in once-through boilers during low load and transient operation | |
| CN112417681B (zh) | 一种蒸汽发生器一二次侧对流换热系数分布的估计方法 | |
| JPS6117803A (ja) | 液体加熱蒸気発生器の核沸騰領域位置の制御方法およびその装置 | |
| CN117272860A (zh) | 一种适用于一体化小堆的临界热流密度计算方法及系统 | |
| Meng | The Investigation on Geysering in Scaling Analyses of Natural Circulation | |
| Liu et al. | Steam water pressure drop under 15 MPa | |
| CN114970136A (zh) | 一种核电厂除氧器的抽汽质量流量实时确定方法及设备 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PB01 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| GR01 | Patent grant | ||
| GR01 | Patent grant |