蒸汽发生器水位全程控制系统数字化及仿真实现_钱虹

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2024年7月16日发(作者：)

第31卷 第 2 期

2 0 1 0 年4月

文章编号：0258-0926(2010)02-0058-05

核 动 力 工 程

Nuclear Power Engineering

Vol. 31. No.2

Apr. 2 0 1 0

蒸汽发生器水位全程控制系统

数字化及仿真实现

钱 虹，叶建华，钱 非，李 超

（上海电力学院电力自动化工程学院，上海，200090）

摘要：采用单冲量和三冲量的水位控制方案设计了蒸汽发生器（SG）水位的全程数字化控制系统，提出

一套利用软件模块组态的方法，实现了水位控制策略。并将此方案应用于核电仿真机的运行。仿真结果曲线

表明，设计的控制方案能使SG水位在稳定工况时保持恒定；变负荷时，水位能随着负荷的变化而产生变化

并最终保持在恒定值上。

关键词：核电厂；蒸汽发生器；水位；数字化；全程控制

中图分类号：TL353

.13 文献标识码：A

+

1 引 言

核电厂运行过程中，蒸汽发生器（SG）的水

位必须有效稳定控制在一定的运行值。SG水位过

低会引起蒸汽进入给水环发生水锤的危险；而SG

水位过高则会淹没分离器甚至干燥器，致使出口

饱和蒸汽湿度过高，加速汽轮机叶片的磨蚀。在

控制系统中，其控制对象（SG水位对给水流量）

具有系统延迟性，而伴随着我国核电厂从带基本

负荷向带变动负荷和调峰模式转换，又可能会出

现SG的虚假水位现象。

采用典型数字式部件进行SG水位控制系统

数字化设计，实现0~100% 额定功率（FP）的SG

水位的自动控制。SG的水位调节是通过控制其相

应的给水阀开度（即控制进入SG的给水流量）

来实现。SG的给水管线并列安装着主给水阀和旁

路给水阀，为避免实际设备的磨损，设计了对应

功率水平下相应阀门作用的自动选择功能。

本设计可作为不同类型计算机集散控制系

统，如Symphony、Ovation、I/A series等组态策

略依据。将本设计方案用于数字化平台组态执行，

并通过与核电仿真机的连接，验证了该设计控制

方案用于实际核电厂SG控制的可行性和可达到

的控制性能。

2 SG水位全程控制系统设计

SG水位全程控制是指功率水平在0~100%FP

时，对相应的水位要求的控制。

2.1 程序水位的设计

图1为SG的程序水位

[1]

。从零负荷到18%FP

负荷，相应的程序水位定值从34%线性增长到

50%；在18%~100% FP负荷，程序水位定值为

50%。这种随负荷变化的水位设定要求，是全程

水位控制系统的控制依据。

图 1 SG水位整定值曲线

Fig.1 Curve for SG Water Level Set Point

2.2 SG水位全程控制系统方案

SG水位全程控制系统方案的设计是根据程

序水位的设定曲线及对应负荷工况。由于核电厂

运行在低负荷（即负荷低于18%FP）流量时测量

收稿日期：2008-12-06；修回日期：2009-11-16

基金项目：上海市科研计划项目资助（061612041）；上海市教育委员会重点学科建设项目（J51301）

钱 虹等：蒸汽发生器水位全程控制系统数字化及仿真实现

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不准确，其调节回路中不宜带有汽-水流量失配的

控制

[2]

，所以，设计为SG水位单冲量调节回路（图

2）。此方案中，SG水位作为被调量信号，以冲动

级压力测量值作为负荷输入，由数字式F(x)函数

发生器产生给定值。函数的关系由图1曲线的线

性部分确定。

图3 SG水位三冲量调节系统设计

Fig.3 System Design for Three PV

Control of SG Water Level

图2 SG水位单冲量调节系统设计

Fig.2 System Design for Single PV Control of

SG Water Level

图2中，数字式PI调节器的计算输出值作为

带手动/自动切换功能的数字式M/A操作器的输

入，操作器也可选择手动操作功能，进行人工干

预。数字式PI调节器通过跟踪端（Track）保证

M/A无扰切换。数字式M/A操作器的输出通过切

换器（T），自动选择给水旁路阀门在不同负荷下

的开度值。当负荷<18%FP时，开度大小直接取

自M/A操作器的输出

[3]

；当负荷>18%FP后，给

水旁路阀门将以一定速率被偏置直到全开位置。

当负荷>18%FP时，流量测量通过修正后已

能表示实际流量的大小，由于发生蒸汽侧的扰动

会出现虚假水位的现象，对调节不利，该工况下

采用三冲量调节（图3）。参与SG水位调节的参

数有3个，分别是SG水位、蒸汽流量和给水流

量，构成三冲量调节系统。主被调量水位与50%

水位给定值的偏差进入数字式水位调节器PI-1。

PI-1的输出与作为前馈信号的蒸汽流量叠加值形

成数字式给水流量调节器PI-2的给定值，与反馈

量给水流量偏差，用以保证汽-水流量失配时的控

制。方案中，三冲量方案同样设计有手自动切换

和跟踪功能，保证主给水阀门不同负荷下的自动

选择功能。单冲量和三冲量数字控制方案的有机

组合，实现了0% ~ 100%FP时的SG水位全程控

制系统方案设计

[4]

。

3 SG水位全程控制系统数字化组态

采用软件功能模块

[5]

对以上控制方案进行组

态，生成组态数据库，在相应数字化平台上进行

编译调试后即可实现SG水位全程的数字化控制

执行。SG水位全程控制在Symphony集散控制系

统上的软件组态方案如图4所示。其中，输入模

块（CISI/O）的4个输出端100、101、102、103

分别对应经CISI/O处理的现场水位测量信号、给

水流量信号、蒸汽流量信号和冲动级压力信号；

三冲量串级控制系统通过带前馈功能的APID和

PID模块直接连接。PID模块的功能块111根据

当前负荷输出至不同的阀位输出切换器T；T的

输出作为主给水阀门的自动控制信号，经过手/

自动切换模块（M/A），可实现手自动的跟踪，以

及手动干预的可能

[6,7]

。单冲量控制直接采用PID

的功能块号112的输出。同样根据当前负荷大小

确定的阀位输出切换器T，T的输出作为给水旁

路阀门的控制信号，经过M/A切换模块，可实现

M/A的跟踪，以及在负荷<18%FP时的手动干预。

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核 动 力 工 程 Vol. 31. No. 2. 2010

图4 SG水位全程的控制软件组态

Fig.4 Software Configuration for Full Range Control of SG Water Level

率大小，分别记录电功率从840 MW 降至

在选取SG水位全程控制系统数字化控制周

期时，考虑到信号复现性，控制周期有一定的限

度。根据采样定律，控制周期必须大于或等于原

信号所含的最高频率的2倍；然而，从控制性能

来考虑，控制周期越短越好

[8]

。由于计算机的工

作时间和工作量随着控制周期的减小而增加，所

以每一个回路都有一个最佳的控制周期。当计算

机精度足够时，所选择的控制周期与对象控制回

路的惯性时间和主要扰动周期相比往往要小得

多，以尽量减小控制偏差的滞后现象。对于一个

图5

SG水位控制特性曲线（电功率

控制回路的控制周期，可以采用该回路自然振荡

从840 MW 降至760 MW）

Fig.5 Curve for SG Level Control Characteristics

周期的1/8~1/10。本文以SG水位作为主被调量

（Load from 840 MW to 760 MW）

信号的SG水位控制器的控制周期应取为

6~8 s

[9,10]

。但是，以给水流量为输入的给水流量

控制器的采样周期宜选为1~5 s

[11,12]

。考虑到一些

扰动信号的出现，为了满足控制效果的要求，整

个SG水位全程控制系统的控制采样周期要求小

于1 s。

4 数字化SG水位控制系统的仿真和验证

采用特定数字化仿真平台进行SG水位控制

系统组态策略，并与核电仿真机连接执行。调节

参数可通过核电仿真机中的SG对象特性直接调

试获取。核电仿真机运行在模式G时，调整电功

图6 SG水位控制特性曲线（电功率

从740 MW升至800 MW）

Fig.6 Curve for SG Level Control Characteristics

（Load from 740 MW to 800 MW）

钱 虹等：蒸汽发生器水位全程控制系统数字化及仿真实现

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760 MW（图5）和电功率从740 MW 升至800 MW

的SG水位控制特性曲线（图6）。表明数字化水

位控系统能很好地适应负荷侧的扰动，水位波动

小，调节时间短，最终稳定在水位设定值

（50%）上。

图7和图8分别表示手动减小或增加主给水

阀开度，再切至自动调节后的水位特性曲线。曲

线显示，SG的水位波动小，调节时间短，稳态时

等于设定值，表明了水位控制系统对给水变化扰

动的抑制能力，并保证与负荷适应的水位一致。

5 结束语

本文设计的数字式蒸汽发生器全程水位控制

系统方案，提供了软件模块组态生成控制策略的

实施方法，并将其进行仿真。在核电仿真机上的

仿真结果曲线表明本数字控制方案是可行的。

本数字化方案的设计，可用于目前我国核电

控制技术数字化实现的研究和参考，对核电控制

领域的自动化控制水平的提升具有推进作用。

参考文献：

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社，2002.

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京：原子能出版社，1994.

[5] 金以慧．过程控制[M]．北京：清华大学出版社. 1993.

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京：中国电力出版社，2007.

[7] 兰晓仁，徐祤．INFI-90模件功能手册[M]．北京：中

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2006.

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电力出版社，2006．

[12]林敏，薛红. 计算机控制技术与系统[M]. 北京：中国

轻工业出版社，1999.

图7 SG水位控制特性曲线（阀位从61%关至31%）

Fig.7 Curve for SG Level Control Characteristics

（Valve from 61% to 31%）

图8 SG水位控制特性曲线（阀位从61%开至91%）

Fig.8 Curve for SG Level Control Characteristics

（Valve from 61% to 91%）

Digitization and Simulation Realization of Full Range Control

System for Steam Generator Water Level

QIAN Hong, YE Jian-hua, QIAN Fei, LI Chao

(Electric Power Automation Engineering College, Shanghai Electric Power Institute, Shanghai, 200090)

Abstract：In this paper, a full range digital control system for the steam generator water level is designed

by a control scheme of single element control and three-element cascade feed-forward control, and the method

to use the software module configuration is proposed to realize the water level control strategy. This control

strategy is then applied in the operation of the nuclear power simulation machine. The simulation result curves

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核 动 力 工 程 Vol. 31. No. 2. 2010

indicate that the steam generator water level maintains constant at the stable operation condition, and when

the load changes, the water level changes but finally maintains the constant.

Key word: Nuclear power plant, Steam generator, Water level, Digitization, Full range control

作者简介：

钱 虹（1967—），女，副教授。1990年毕业于武汉大学动力系，获硕士学位。现主要从事过程控制工程工作。

叶建华（1955—），男，教授。1987年毕业于东南大学工程力学系，获硕士学位。现主要从事过程控制工程工作。

钱 非（1971—），女，高级工程师。1992年毕业于武汉大学动力系，获学士学位。现主要从事过程控制工程设

计工作。

（责任编辑：刘 君）

（上接第49页）

Transient Thermal-Hydraulic Characteristics Analysis

Software for PWR Nuclear Power Systems

WU Ying-wei, ZHUANG Cheng-jun, SU Guang-hui, QIU Sui-zheng

(State Key Laboratory of Multiphase Flow in Power Engineering, Xi′an Jiaotong University, Xi′an, 710049, China)

Abstracts: A point reactor neutron kinetics model, a two-phase drift-flow U-tube steam generator model,

an advanced non-equilibrium three regions pressurizer model, and a passive emergency core decay

heat-removed system model are adopted in the paper to develop the computerized analysis code for PWR

transient thermal-hydraulic characteristics, by Compaq Visual Fortran 6.0 language. Visual input, real-time

processing and dynamic visualization output are achieved by Microsoft Visual Studio .NET language. The

reliability verification of the soft has been conducted by RELAP 5, and the verification results show that the

software is with high calculation precision, high calculation speed, modern interface, luxuriant functions and

strong operability. The software was applied to calculate the transient accident conditions for QSNP, and the

analysis results are significant to the practical engineering applications.

Key words: PWR,Nuclear power system, Transient characteristics, Visual input, Dynamic visualization

作者简介：

巫英伟（1983—），男，博士研究生。2005年毕业于西安交通大学核科学与技术专业，获学士学位。现主要从事核

反应堆热工水力与安全分析研究工作。

庄程军（1983—），男，硕士研究生。2006年毕业于西北工业大学热能与动力工程专业，获学士学位。现主要从事

核反应堆热工水力与安全分析研究工作。

苏光辉（1966—），男，教授。1997年毕业于西安交通大学核科学与技术专业，获博士学位。现主要从事核反应堆

热工水力与安全分析及数值传热等研究工作。

（责任编辑：马 蓉）

本文标签： 水位控制负荷蒸汽数字化