CN115079592A - 一种船舶核动力装置热力系统管网仿真方法 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种船舶核动力装置热力系统管网仿真方法，包括：选定时间步长，构建船舶核动力装置热力系统仿真模型，并对仿真模型中的元件进行编号以及连接，按连接线顺序进行编号，根据不同编号的连接线与元件之间的关系，确定元件连接关系矩阵；基于元件连接关系矩阵进行守恒计算，建立压力求解模型和比焓求解模型，进行求解并推进时间步长，并进行结构参数重构以及拓扑关系重构，实现船舶核动力装置热力系统管网仿真。本发明所提供的仿真方法能够在不中断仿真程序运行的情况下在线修改设备的结构参数、拓扑连接关系，且过程稳定，能够满足船舶核动力装置全生命周期情况下，各阶段不同的应用需求。

Description

一种船舶核动力装置热力系统管网仿真方法

技术领域

本发明涉及管网的实时仿真技术领域，特别是涉及一种船舶核动力装置热力系统管网仿真方法。

背景技术

不同于核电站、火电站热力系统管道网络的仿真，船舶核动力装置的热力系统蒸汽参数低、工况机动性大，工质多处于湿饱和状态而非过热状态，以两相流动为主。为了实现仿真系统对实际系统的复现与预测，通常采用实时仿真模型对热力系统进行一维模拟，以进行人员培训、性能预测、控制系统验证等应用。重构的含义是指模型在运行过程中，能够在不中断仿真程序运行的情况下，实现相关参数与关系的改变或增删，通常包含结构参数与拓扑关系两层含义。重构一般要求仿真程序持续运行，重构参数以后不能死机。

在传统的热力系统仿真方法中，管道网络仿真模型已经能够实现给定工况的复现、部分未知工况的预测的功能，对系统的匹配性验证、控制方案验证与人员培训提供了很好的支撑作用。但传统的建模方法，在模型建模时以绘制好的仿真图为基础，节点之间的连接关系难以修改、结构参数不能变更。这导致了在设计阶段，面对不断优化的设计方案，需要大量重新建模，耗时耗力；在评估论证阶段，多个相似方案进行对比时，需要建立并调试多套重复的模型，效率低下；在验证应用阶段，对于修改的设备属性不能快速导入模型中；在人员培训阶段，不能随时随地加入破损故障，只能对预设故障进行演练。在当前的仿真方法中，压力、比焓的矩阵求解多采用一维求解方法，数组元素的值和位置都有这严格的限定，难以动态更改，因此也就不能在线修改拓扑关系。因此，目前的仿真手段，难以适用于船舶核动力装置热力系统全生命周期应用的需要。

发明内容

本发明的目的是提供一种船舶核动力装置热力系统管网仿真方法，是管道、阀门、母管、支管等组成的管网的专用仿真方法。具体的说，是面向船舶核动力装置热力系统仿真过程中的管网应用，具有结构参数和拓扑关系在线重构特征的实时仿真方法。

为实现上述目的，本发明提供了如下方案：

一种船舶核动力装置热力系统管网仿真方法，具体步骤包括：

选定时间步长，构建船舶核动力装置热力系统仿真模型，并对所述仿真模型中的元件进行编号；

基于船舶核动力装置热力系统对所述仿真模型中的元件进行连接，得到连接线，对所述连接线顺序进行编号，根据不同编号的连接线与元件之间的关系，确定元件连接关系矩阵；

基于所述元件连接关系矩阵进行守恒计算，并建立压力求解模型和比焓求解模型进行计算，获得计算结果；

通过所述计算结果，推进所述时间步长，并基于所述计算结果进行结构参数重构，以及基于所述元件连接关系矩阵和结构参数属性对所述船舶核动力装置热力系统仿真模型的拓扑关系进行重构，实现船舶核动力装置热力系统管网仿真。

可选地，构建所述船舶核动力装置热力系统仿真模型包括：

基于宏观体积控制方法对船舶核动力装置热力系统进行离散，以所述船舶核动力装置热力系统中的热力设备作为仿真系统的分界面，并拆分所述船舶核动力装置热力系统中管道的容积属性和流动属性，得到具有容积属性的节点、具有流动属性的流线、具有固定参数的边界，形成所述仿真模型。

可选地，所述容积属性包括：压力、温度、比焓、比熵、密度和定压比热容；

所述流动属性包括：质量流量、沿程阻力、局部阻力、阀门阀位和动量提升源相；

所述边界包括：传质边界和传热边界，其中所述传质边界包括定压边界和定质量流量边界，所述传热边界包括定温边界和定热流密度边界。

可选地，建立所述元件连接关系矩阵包括：

确定所述元件连接关系矩阵的大小，基于所述仿真模型与所述元件编号确定所述仿真模型中与每一节点连接的流线，并确认所述流线在拓扑图形关系中与其对应的节点的流入流出方向关系；从编号最小的节点开始，根据预设的遍历规则遍历矩阵中的所有流线，得到所述元件连接关系矩阵。

可选地，所述守恒计算包括：能量守恒计算、动量守恒计算、质量守恒计算。

可选地，所述能量守恒计算包括：在具有容积属性的节点内，联立能量守恒方程与所述元件连接关系矩阵，构成未知量为各节点比焓的一阶线性常微分方程组，采用隐式欧拉方法，进行离散，得到关于所述各节点比焓的线性代数方程组。

可选地，所述动量守恒计算包括：在具有流动属性的流线上，通过动量守恒方程，得到所述流线两端压力与流量的关系，实现压力与流量的线性化。

可选地，所述质量守恒计算包括：在具有容积属性的节点内，以质量守恒方程联合所述流线两端压力与流量的关系，构成未知量为各节点压力的一阶线性常微分方程组，采用隐式欧拉方法，进行离散，得到关于所述各节点压力的线性代数方程组。

可选地，计算所述建立的压力求解模型和比焓求解模型包括：

基于杜立特尔分解方法，对通过所述压力和比焓线性代数方程组得到的压力矩阵与比焓矩阵进行求解计算，得到各节点当前时刻的压力、比焓，根据所述各节点当前时刻的压力计算各流线的流量，并基于所述各节点当前时刻的压力、比焓计算节点内的其他容积属性参数。

可选地，所述结构参数重构包括：暂停仿真程序运行，根据接收到的参数，找出需要重构的结构参数变量，并对其进行修改赋值，加速仿真，待运行参数平稳后，恢复实时仿真运行；

所述拓扑关系重构包括：暂停仿真程序运行，列出所述元件连接关系矩阵中需要修改的关系变量，对其进行修改赋值，并设定修改、增删元件的结构参数属性，加速仿真，待运行参数平稳后，恢复实时仿真运行。

本发明的有益效果为：

(1)本发明中所提出的二维连接关系矩阵，是实现拓扑关系动态改变的基础，该二维连接关系矩阵使拓扑关系称为求解过程中的一个系数，能够实现随时修改的目的。同时，该参数的引入不影响其他参数的求解与计算，是与其他参数相解耦的系数；

(2)本发明中所提出的结构参数与拓扑关系在线重构技术，使得核动力装置在设计、评估、验证与运行过程中的仿真变得简单、容易，不需进行复杂的重复建模与调试，提升了仿真工作的效率，使仿真更加方便的应用于船舶核动力装置的全生命周期应用中。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动性的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1为本发明的管网模拟方法流程框图。

图2为本发明实施例中某实际蒸汽系统的工艺流程图。

图3为本发明实施例中采用本发明管网模拟的蒸汽系统仿真图。

具体实施方式

下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。

为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂，下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细的说明。

本发明实施例公开了一种船舶核动力装置热力系统管网仿真方法，如图1所示，具体步骤包括：

(1)选定时间步长，基于实际系统绘制所述实际系统的仿真图并对所述仿真图中的元件进行编号，具体步骤如下：

a.根据计算速度的需要选定仿真时间步长，对于需要快速超实时应用的模型，选用0.1s，对于需要2倍速超实时仿真的模型，选用0.0625s，其他速度在0.1s～0.0625s之间选取。实时计算频率为时间步长的倒数；

b.以实际系统中相对较为固定的压力点作为分界面，船舶核动力装置中的蒸汽发生器、凝汽器、除氧器等压力相对恒定的热力设备被作为仿真系统分界面；

c.拆分管道的容积属性与流动属性，节点指代管道的容积属性部分；流线指代管道的流动属性部分，节点与流线相组合方能完整模拟一段管道；

d.划分节点与边界，并以流线将其相连接，形成仿真图。节点、边界、流线等元件的连接关系与实际系统保持严格一致，组件间拓扑关系明确，仿真图形即为系统流程图形。节点数应小于90个、定压传质边界小于60个、定流量传质边界小于60个、流线总数小于250条，否则需要拆分仿真系统。

e.形成仿真图形后，自1开始，对节点进行编号；自91起，对传质边界中的定压边界进行编号；自151起，对传质边界中的定流量边界进行编号；自1起对流线进行编号；自1起对传热边界中的热流量边界进行编号；自1起对传热边界中的温度边界进行编号。

(2)根据步骤(1)形成的仿真图与元件编号建立元件连接关系矩阵，形成二维的、以数值形式表示的节点(边界)与流线的连接关系，具体步骤如下：

a.建立210行×250列的二维连接关系矩阵A[210,250]，在矩阵中，行i代表第i个节点、定压传质边界或定流量传质边界，列j代表第j个流线。矩阵中所有元素的初值均赋为0；

b.参考步骤(1)c中形成的仿真图与d中的编号，顺序找出每一节点相连接的流线，并确认该流线在拓扑图形关系中与该节点的流入流出方向关系；

c.如j流线流入节点(或边界)i，则A[i,j]值为1；如j流线自i节点(或边界)引出，则A[i,j]值为-1；如j流线与i节点(或边界)无关，则A[i,j]值为0。从节点1开始，遍历所有流线，至边界210结束，将A[i,j]值放入二维连接关系矩阵A[210,250]中，形成最终的二维连接关系矩阵A[210,250]。

(3)能量守恒计算：在具有容积属性的节点内，通过应用能量守恒方程，得到节点内的比焓求解矩阵，从而实现比焓的求解，具体步骤如下：

a.每一节点内，通过列出传质边界通过传质传热进出节点的能量、传热边界通过不传质传热进出节点的能量，形成节点的能量守恒方程，方程如下所示：

式中H是节点中总比焓，M为节点中的总质量，τ为时间，f代表流量，h代表比焓，Q代表传热边界传热量，下角标in代表流入，out代表流出。

b.将步骤(2)c中的二维连接关系矩阵应用与步骤(3)a中的能量守恒方程中，将流入、流出流量与比焓用连接关系求和的方式表示，如下所示；

式中J代表流线总数，j代表当前流线号，D_i,j代表二维连接关系矩阵中i行j列的值，ρ代表密度，V代表节点体积。

c.以隐式欧拉方法处理能量守恒方程，处理后的能量守恒方程以各点比焓为未知量，构成线性代数方程组，如下所示：

式中右上角标(0)表示上一时刻值。

(4)动量守恒计算：在具有流动属性的流线上，通过应用动量守恒方程，得到流线两端压力与流量的关系，从而实现压力与流量的线性化，具体步骤如下：

a.以导纳表征沿程阻力系数与局部阻力系数：

式中C_adm指导纳，l表示管道长度，d表示内径，A表示流通截面，λ表示沿程阻力系数，ζ表示局部阻力系数。

b.以管道两侧压力、重位压降、阻力梯度、动量源相为基础，列出瞬态的管道动量守恒方程：

式中P是压力，z是流动方向，g是重力加速度，下角标f表示阻力，s表示源相。

c.以准稳态方式处理动量方程，不考虑1个时间步长内的瞬态流量变化，认为df/dτ＝0，并对流动方向进行积分，得到流量与上下游压力、重位、源相之间的关系：

式中L表示高度，下角标up表示上游，dn表示下游。

d.所得到的非齐次流量与上下游压力、重位、源相之间的关系，经数学方法处理后，以线性的方式表示为：

(5)质量守恒计算：在具有容积属性的节点内，以质量守恒方程联合压力与流量的关系，得到压力求解矩阵，从而实现压力的求解，具体步骤如下：

a.在每一节点内，列出传质边界进出节点的质量、节点内相变的质量；

b.将步骤2(c)中的二维连接关系矩阵应用，将流入、流出流量用连接关系求和的方式表示如下：

c.将动量方程的结果代入到质量守恒方程中，形成密度对时间的微分与流入流出流量的一阶线性常微分方程组；

d.将密度对时间的全微分变成压力、比焓随时间变化的偏微分，并引入饱和判定：

式中C_sat为饱和状态系数，工质饱和时为0，否则为1。

e.以显式欧拉方法处理关于压力的一阶线性常微分方程组，得到以各点压力为变量的线性代数方程组：

(6)针对步骤(3)、(5)中所建立的压力、比焓线性代数方程组进行求解，推进时间步长，具体步骤如下：

a.以杜立特尔分解方法对压力矩阵与比焓矩阵进行求解计算，得到当前时刻的压力、比焓；

b.根据各节点压力，利用动量守恒方程计算各流线的流量；

c.根据压力与比焓，计算节点内的其他容积属性参数，包括压力、温度、比焓、比熵、密度、定压比热容；

d.计算完毕后，将当前计算结果赋给上一时间步长的计算结果，同时累加时间变量，完成一次仿真计算，开始下一次计算。

(7)传递边界参数，实现结构参数与拓扑关系的在线重构，在有需要时应用，不必每次计算都使用。

所述结构参数重构具体步骤如下：

a.暂停仿真程序运行，找出需要重构的结构参数变量；

b.对需要重构的结构参数变量进行赋值；

c.对仿真进行加速，实现最快速度超实时仿真，以求迅速过渡到平稳状态；

d.运行参数平稳后，解除超实时仿真，恢复实时仿真运行。

所述拓扑关系重构具体步骤如下：

a.暂停仿真程序运行，列出二维连接关系矩阵A[i,j]中需要修改的关系变量；

b.对需要更改或增删连接关系的二维连接关系矩阵中元素值A[i,j]进行修改赋值；

c.设定修改、增删元件的结构参数属性；

d.对仿真进行加速，实现最快速度超实时仿真，以求迅速过渡到平稳状态；

e.运行参数平稳后，解除超实时仿真，恢复实时仿真运行。

本发明实施例提供的模拟方法在实际船舶核动力热力系统仿真中的应用进行，如图2、图3所示，具体步骤包括：

(1)对仿真系统进行预处理，具体应用方法如下：

a.该系统仿真模型最快需要2倍速超实时计算，因此选取时间步长0.0625s，计算频率16Hz；

b.该系统以压力相对恒定的辅蒸汽、汽轮机入口划分系统的分界面；

c.拆分管道的容积属性与流动属性，将系统划分为6个节点、11条流线、2个定流量传质边界、4个定压传质边界，将其连接绘制为仿真图3；

e.顺序对元件编号。在图3中，自1至6顺序对节点进行编号；自91至94顺序对定压传质边界进行编号；自151至152对定流量传质边界进行编号；自1至11对流线进行编号，如图3所示。

(2)建立元件连接关系矩阵，具体应用方法如下：

a.建立210行×250列的二维连接关系矩阵A[210,250]，所有元素的初值均赋为0；

b.以第一元素A[1,1]为例，第1号流线流入节点1，因此A[1,1]＝1；第二元素A[1,2]，第2号流线与节点1无关，因此A[1,2]＝0，以此类推，最终形成二维连接关系矩阵A[210,250]。

(3)能量守恒计算，具体应用方法如下：

a.以第1节点为例：节点的能量守恒方程如下所示，其他节点以此类推：

b.将二维连接关系矩阵应用，将流入、流出流量与比焓用连接关系求和的方式表示，如下所示；

c.以隐式欧拉方法处理能量守恒方程，形成关于各点比焓的线性方程组。

(4)动量守恒计算，具体应用方法如下：

a.建立描述各流线的导纳关系式；

b.以第3流线为例，列出瞬态的管道动量守恒方程；

c.以df₃/dτ＝0，并对流动方向进行积分：

d.以半隐式方法线性化流量与压力的关系。

(5)质量守恒计算，具体应用方法如下：

a.以第1节点为例，列出传质边界进出节点的质量、节点内相变的质量，并应用二维连接关系矩阵形成如下格式，其他节点以此类推：

b.将动量方程的结果代入到质量守恒方程中；

c.将密度对时间的全微分变成压力、比焓随时间变化的偏微分，并引入饱和判定；

d.以显式欧拉方法处理，形成以各点压力为变量的线性代数方程组。

(6)求解与推进，具体应用方法如下：

a.以杜立特尔分解方法对压力矩阵与比焓矩阵进行求解计算，得到当前时刻的压力、比焓；

b.根据各节点压力，利用动量守恒方程计算各流线的流量；

c.根据压力与比焓，计算节点内的其他容积属性参数，包括压力、温度、比焓、比熵、密度、定压比热容；

d.计算完毕后，将当前计算结果赋给上一时间步长的计算结果，同时累加时间变量，完成一次仿真计算，开始下一次计算。

(7)传递边界参数，实现结构参数与拓扑关系的在线重构。

所述结构参数重构，以修改3号节点压力为例，使用方法如下：

a.暂停仿真程序运行，调出MSSPPN01VOMN(3)变量；

b.将其由0.0785改为0.1；

c.对仿真进行2倍加速，过渡到平稳状态后恢复实时仿真运行。

所述拓扑关系重构，以删除3、4节点中间的5号线为例，使用方法如下：

a.暂停仿真程序运行，列出二维连接关系矩阵中的A[3,5]与A[4,5]；

b.将两个变量赋值“0”，实现流线5与节点3、节点4无关的设定；

c.对仿真进行2倍加速，过渡到平稳状态后恢复实时仿真运行。

本发明提供了一种面向船舶核动力装置热力系统管道网络仿真应用、具有结构参数和拓扑关系在线重构能力的管网仿真方法，二维连接关系矩阵为基础，节点的宏观离散为手段，建立仿真图并进行编号；通过在具有容积属性的节点内应用能量、质量守恒方程，在具有流动属性的流线上应用动量守恒方程，并联合二维连接关系矩阵进行动态求解，实现压力、温度、密度等参数的计算与输出，并具备结构参数、拓扑关系在线重构能力。通过控制计算频率，实现实时仿真、超实时仿真。

本发明所提供的仿真方法，包括选定时间步长、离散、绘制仿真图、应用质量、动量、能量守恒方程、求解、参数传递、结构参数重构、拓扑关系重构等若干重要步骤，本方法在参数重构、拓扑关系重构的方面与现有的仿真方法相比，更加满足设计仿真情况下方案微调、评估仿真下多近似方案对比、验证仿真过程中外特性参数的修改、培训仿真中随意设定破损位置的需要，且模型求解稳定、计算速度快，能够实现实时与超实时仿真。

以上所述的实施例仅是对本发明优选方式进行的描述，并非对本发明的范围进行限定，在不脱离本发明设计精神的前提下，本领域普通技术人员对本发明的技术方案做出的各种变形和改进，均应落入本发明权利要求书确定的保护范围内。

Claims (10)

1.一种船舶核动力装置热力系统管网仿真方法，其特征在于，包括：

选定时间步长，构建船舶核动力装置热力系统仿真模型，并对所述仿真模型中的元件进行编号；

基于构建船舶核动力装置热力系统对所述仿真模型中的元件进行连接，得到连接线，对所述连接线顺序进行编号，根据不同编号的连接线与元件之间的关系，确定元件连接关系矩阵；

基于所述元件连接关系矩阵进行守恒计算，并建立压力求解模型和比焓求解模型进行计算，获得计算结果；

通过所述计算结果，推进所述时间步长，并基于所述计算结果进行结构参数重构，以及基于所述元件连接关系矩阵和结构参数属性对所述船舶核动力装置热力系统仿真模型的拓扑关系进行重构，实现船舶核动力装置热力系统管网仿真。

2.根据权利要求1所述的船舶核动力装置热力系统管网仿真方法，其特征在于，构建所述船舶核动力装置热力系统仿真模型包括：

基于宏观体积控制方法对船舶核动力装置热力系统进行离散，以所述船舶核动力装置热力系统中的热力设备作为仿真系统的分界面，并拆分所述船舶核动力装置热力系统中管道的容积属性和流动属性，得到具有容积属性的节点、具有流动属性的流线、具有固定参数的边界，形成所述仿真模型。

3.根据权利要求2所述的船舶核动力装置热力系统管网仿真方法，其特征在于，所述容积属性包括：压力、温度、比焓、比熵、密度和定压比热容；

所述流动属性包括：质量流量、沿程阻力、局部阻力、阀门阀位和动量提升源相；

所述边界包括：传质边界和传热边界，其中所述传质边界包括定压边界和定质量流量边界，所述传热边界包括定温边界和定热流密度边界。

4.根据权利要求1所述的船舶核动力装置热力系统管网仿真方法，其特征在于，建立所述元件连接关系矩阵包括：

确定所述元件连接关系矩阵的大小，基于所述仿真模型与所述元件编号确定所述仿真模型中与每一节点连接的流线，并确认所述流线在拓扑图形关系中与其对应的节点的流入流出方向关系；从编号最小的节点开始，根据预设的遍历规则遍历矩阵中的所有流线，得到所述元件连接关系矩阵。

5.根据权利要求1所述的船舶核动力装置热力系统管网仿真方法，其特征在于，所述守恒计算包括：能量守恒计算、动量守恒计算、质量守恒计算。

6.根据权利要求5所述的船舶核动力装置热力系统管网仿真方法，其特征在于，所述能量守恒计算包括：在具有容积属性的节点内，联立能量守恒方程与所述元件连接关系矩阵，构成未知量为各节点比焓的一阶线性常微分方程组，采用隐式欧拉方法，进行离散，得到关于所述各节点比焓的线性代数方程组。

7.根据权利要求5所述的船舶核动力装置热力系统管网仿真方法，其特征在于，所述动量守恒计算包括：在具有流动属性的流线上，通过动量守恒方程，得到所述流线两端压力与流量的关系，实现压力与流量的线性化。

8.根据权利要求7所述的船舶核动力装置热力系统管网仿真方法，其特征在于，所述质量守恒计算包括：在具有容积属性的节点内，以质量守恒方程联合所述流线两端压力与流量的关系，构成未知量为各节点压力的一阶线性常微分方程组，采用隐式欧拉方法，进行离散，得到关于所述各节点压力的线性代数方程组。

9.根据权利要求1所述的船舶核动力装置热力系统管网仿真方法，其特征在于，计算所述建立的压力求解模型和比焓求解模型包括：

基于杜立特尔分解方法，对通过所述压力和比焓线性代数方程组得到的压力矩阵与比焓矩阵进行求解计算，得到各节点当前时刻的压力、比焓，根据所述各节点当前时刻的压力计算各流线的流量，并基于所述各节点当前时刻的压力、比焓计算节点内的其他容积属性参数。

10.根据权利要求1所述的船舶核动力装置热力系统管网仿真方法，其特征在于，所述结构参数重构包括：暂停仿真程序运行，根据接收到的参数，找出需要重构的结构参数变量，并对其进行修改赋值，加速仿真，待运行参数平稳后，恢复实时仿真运行；

所述拓扑关系重构包括：暂停仿真程序运行，列出所述元件连接关系矩阵中需要修改的关系变量，对其进行修改赋值，并设定修改、增删元件的结构参数属性，加速仿真，待运行参数平稳后，恢复实时仿真运行。

Images