ACP100S浮动核电站核蒸汽供应系统控制系统分析与仿真研究

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2024年7月16日发(作者：)

ACP100S浮动核电站核蒸汽供应系统控制系统分析与仿真研

究

陈智;廖龙涛;张英;尤恺;肖凯;曾未

【摘 要】作为核能在海上应用的新的方式,浮动核电站为在不同区域灵活部署和利

用核能创造了条件.该研究从ACP100S浮动核电站使用要求、主要系统设备运行

要求、机组配置要求及海洋环境要求等多方面开展了ACP100S核蒸汽供应系统的

控制系统要求分析,给出了控制系统方案.以此为基础,利用RELAP系统分析程序和

控制系统仿真程序MATLAB/SIMULINK,开展了控制系统数值仿真分析工作.仿真

结果满足控制系统验收准则要求,验证了控制系统设计的有效性.

【期刊名称】《南华大学学报（自然科学版）》

【年(卷),期】2018(032)006

【总页数】6页(P9-14)

【关键词】仿真;核蒸汽供应系统;控制系统;浮动核电站

【作 者】陈智;廖龙涛;张英;尤恺;肖凯;曾未

【作者单位】中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川 成都

610213;国家能源海洋核动力平台技术研发(实验)中心,四川 成都610213;中国核动

力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川 成都610213;中国核动力研

究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川 成都610213;中国核动力研究设

计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川 成都610213;中国核动力研究设计院

核反应堆系统设计技术重点实验室,四川 成都610213;中国核动力研究设计院核反

应堆系统设计技术重点实验室,四川 成都610213;国家能源海洋核动力平台技术研

发(实验)中心,四川 成都610213

【正文语种】中 文

【中图分类】TL36

0 引 言

浮动核电站是将核动力装置安装在海上平台上并提供能源的装置，浮动核电站能够

同时提供电、热、淡水和高温蒸汽等多种产品，可满足区域供电、区域供热、海上

石油开采、化工、极地或偏远地区、孤岛等的特殊能源需要，具有灵活性强、用途

广泛的特征[1-4].

由于浮动核电站运行在海洋环境中，其相关系统运行和设备设计必须考虑海洋运行

环境的影响，这就使得现有陆上核电站的核蒸汽供应系统(nuclear steam supply

system,NSSS)的控制系统方案并不能完全满足浮动核电站的运行需求，有必要开

展相关研究.因此本文以中国核工业集团有限公司自主研发的ACP100S浮动核电

站NSSS系统为研究对象，对其控制要求进行了分析，给出了相关控制方案，并

开展了仿真研究工作.

1 ACP100S浮动核电站研发背景及其控制系统控制要求分析

1.1 ACP100S研发背景

目前，仅仅依靠大型核电站的发展已经不能满足不同区域电力需求和非电需求.因

此，越来越多的国家开始发展先进的小型和中型反应堆(small and medium

reactor,SMR)以满足广泛的需求，并开展了研究工作[5-7].根据国际原子能机构

(International Atomic Energy Agency，IAEA)有关报告，在6个国家有13个

SMR在建造，同时大约有45个革新型SMR正在开展研发工作.浮动核电站

(floating nuclear power plant,FNPP)由于功率水平不大，也被列入了SMR的一

种.

基于上述背景和中国国内的需求，中国核工业集团有限公司在ACP100小型堆[8-

9]技术成果基础上，研发了名为ACP100S的浮动核电站.

1.2 总体控制要求分析

根据ACP100S采用一体化反应堆，内置式直流蒸汽发生器并在海上运行等特点，

ACP100S核蒸汽供应系统的控制系统应满足如下要求：

1)基于ACP100S直流蒸汽发生器(once-through steam generator,OTSG)最低

稳定运行功率的要求，ACP100S反应堆功率控制和给水控制系统自动控制范围为

20%满功率(full power,FP)～100%FP.

2)根据ACP100S稳态运行特性要求，在负荷跟踪时，控制系统应使反应堆冷却剂

系统平均温度和二回路主蒸汽压力维持为一个定常数.在受到外部扰动时，控制系

统应使核动力装置相关参数自动回到稳定的平衡状态.

3)由于浮动核电站一般为海上油气开采供电，电网通常处于独立的孤岛状态，因此

要求核动力装置能够有较好的负荷跟踪能力.控制系统应能使得核动力装置承受如

下负荷变化而不触发保护系统动作：负荷阶跃变化(±10%FP)、负荷线性变化

(±5%FP/min)和甩负荷.

4)浮动核电站可以采用单个反应堆或多个反应堆运行，以满足不同用户需求.在采

用多个反应堆运行时，如果不同反应堆二回路系统间存在联合运行的工况，那么控

制系统总体设计时需考虑设置协调控制系统，防止出现反应堆之间的 “抢负荷”

现象.

5)考虑到海洋环境条件，控制系统及其设备在设计时应适应倾斜、摇摆、冲击、颠

震等海况条件(具体的数值应根据不同海域情况加以考虑).同时还应该考虑盐雾、霉

菌等的影响.

6)由于海洋平台空间的限制，控制系统设备应尽量集成化、小型化.

2 NSSS控制系统初步方案

2.1 反应堆平均温度控制系统

反应堆平均温度控制系统包括了两个控制通道，即温度控制通道和功率失配控制通

道.反应堆参考平均温度和测量平均温度间的误差是反应堆平均温度控制系统的主

控量，功率失配通道作为控制系统的前馈通道.由于ACP100S采用直流蒸汽发生

器，经过分析，将OTSG总的给水流量作为表征二回路负荷的信号.该信号和反应

堆核功率信号进行比较，所得差值附加到温度误差信号上.

反应堆平均温度控制系统原理图见图1所示.

图1 反应堆平均温度控制系统原理图Fig.1 The schematic diagram of reactor

average temperature control system

2.2 稳压器压力和水位控制系统

浮动核电站稳压器压力控制系统控制原理是将稳压器压力测量值和定值进行比较，

若得到的误差超过阈值就触发相应的阀门和电加热器动作.稳压器水位控制系统控

制原理是将稳压器水位测量值和定值进行比较，若得到的误差超过阈值就触发相应

的阀门和泵动作.这两个系统控制原理相对简单，这里不再给出控制原理图.

2.3 蒸汽发生器给水控制系统

与一般核电站蒸汽发生器给水控制系统不同，由于采用直流蒸汽发生器，

ACP100S蒸汽发生器给水控制系统的功能是将蒸汽发生器(steam generator,SG)

二次侧蒸汽压力维持在一个定值上，并通过调节进入OTSG的给水流量使得给水

流量和负荷需求相适应.该系统通过给水流量的控制和主给水泵转速控制相互配合

最终实现蒸汽发生器的给水控制过程.给水流量控制通过蒸汽发生器压力信号、给

水流量信号和蒸汽流量信号实现主给水阀的三冲量连续调节.

蒸汽发生器给水控制原理图如图2和图3所示.图3中的△P表示给水阀前后压差.

图2 给水阀控制原理图Fig.2 The schematic control diagram of feedwater

valve

2.4 蒸汽排放控制系统

根据ACP100S浮动核电站二回路工艺系统及安全系统设置情况，蒸汽排放控制系

统分为压力高排放通道和功率差排放通道.

当核功率在20%FP～100%FP范围内，当汽机负荷出现大于10%FP的阶跃变化

时，功率差排放控制通道根据核功率信号和给水流量信号的差值实施排放.蒸汽压

力排放控制通道根据蒸汽压力测量信号与蒸汽压力高限设定值的偏差实施排放.其

控制原理图如图4所示.

图3 主给水泵转速控制原理图Fig.3 The schematic diagram of feedwater

pump speed control

图4 蒸汽排放控制系统原理图Fig.4 The schematic diagram of steam dump

control system

3 控制系统仿真研究

3.1 系统建模

采用数值仿真方式对ACP100S控制系统方案进行验证和优化，被控对象建模采用

系统分析程序RELAP，控制系统建模采用MATLAB/SIMULINK程序.这两个程序

之间的数据交换采用数据库进行.

被控对象中反应堆的建模包括反应堆压力容器下降段、下腔室、堆芯活性区、旁流

通道、上腔室等区域.反应堆建模节点划分如图5所示.

图5 反应堆建模节点划分Fig.5 The reactor modeling node partition

反应堆水力部分考虑从反应堆冷却剂泵流出的冷却剂经下降段(节点号508)进入压

力容器下封头(节点号510)，再经吊篮筒体区域(节点号512)流向下一部分.此时将

冷却剂的流向划分为两大部分，第一部分流向堆芯部分(节点号532)，第二部分流

向吊篮筒体内表面与堆芯围板外表面之间环腔区域内(节点号518)，即旁流部分.认

为堆芯部分只有一个通道，只是沿高度方向划分为三段.冷却剂在经过堆芯和旁流

通道后重新汇集，再分别流经堆芯压紧组件和上升段部分(节点号560)和吊篮组件

上部出水孔段(节点号570)，进入压力容器上部腔室区(节点号580)和直流蒸汽发

生器(OTSG)一次侧进水口前端部分(节点号590、598).

控制系统模型根据其控制原理图在MATLAB/SIMULINK中建立，因篇幅原因，这

里不再给出建模示意图.

3.2 仿真验证

3.2.1 控制系统验收准则

根据ACP100S对控制系统的控制要求，控制系统至少需满足如下技术指标：

1)反应堆平均温度控制系统稳态品质：功率调节偏差≤±2%额定功率,平均温度偏

差≤±1.5 ℃.

2)蒸汽发生器给水控制系统：蒸汽压力偏差≤±0.2 MPa.

3)在升负荷和降负荷过程中，上述两个控制系统被控量的超调最大不超过10%.

除满足上述技术指标外，在正常瞬态工况中控制系统还必须满足如下验收准则：除

甩负荷工况外，在瞬态过程中，不容许蒸汽旁排阀动作；不容许触发稳压器释放阀

动作；二回路参数品质满足用汽要求；不容许触发反应堆保护动作.

以下以负荷阶跃变化工况和甩负荷工况为例来说明控制系统仿真结果.

3.2.2 负荷阶跃变化工况

负荷从100%FP阶跃变化至90%FP时，相关参数的仿真曲线图见图6(a)至图

6(c).

图6 100%FP阶跃至90%FP仿真结果Fig.6 The simulation results of 100%FP

step to 90%FP

负荷从90%FP阶跃变化至100%FP时，相关参数的仿真曲线图见图7(a)至图

7(c).

图7 90%FP阶跃至100%FP仿真结果Fig.7 The simulation results of 90%FP

step to 100%FP

从图6(a)至图6(c)的仿真结果可见，在负荷阶跃下降的瞬态初期，由于汽轮机进

汽量的突然减少，使得一回路和二回路之间的能量失去了平衡，从而导致二回路蒸

汽压力快速上升.由于一回路惯性较大，反应堆冷却剂平均温度略有上升.随后，在

控制系统作用下，反应堆功率开始下降，一回路温度和压力随之下降.随着反应堆

功率的稳定，一回路和二回路的温度和压力分别逐渐趋于稳定.从图7(a)至图7(c)

的仿真可见，阶跃升负荷过程中相关参数的变化过程与之相反.

上述负荷阶跃变化工况下的仿真结果说明核动力装置主要参数瞬态及稳态指标满足

该工况下的验收准则，控制系统达到了预期的设计效果.

3.2.3 甩负荷工况

从100%FP甩负荷至20%FP时，相关参数的仿真曲线见图8所示.

图8 100%FP甩负荷至20%FP仿真结果Fig.8 The simulation results of

houseload from 100%FP to 20%FP

从图8仿真结果可见：甩负荷瞬态开始时，汽轮机进汽阀快速关闭，蒸汽流量在

非常短的时间内迅速减少.此时，无论是采用自动或手动定速降给水方式，在这么

短的时间内给水流量控制系统均无法使给水流量和蒸汽流量匹配.这使得OTSG二

次侧流体量迅速累积，同时从一次侧带走能量的能力也迅速降低，造成一回路和二

回路温度和压力的较大变化.二回路蒸汽压力快速上升至排放定值，引发蒸汽排放，

蒸汽压力的超调量随后达到峰值.随着一回路和二回路控制系统的作用，反应堆功

率下降，给水流量和蒸汽流量逐渐趋于平衡.在旁排阀关闭时虽然使蒸汽压力出现

扰动，但总的趋势是渐渐回稳，并达到新的稳定运行工况.从图上可以看到，在这

个瞬态过程中，相关参数的稳态误差和超调量均满足控制指标要求，说明了控制系

统设计的有效性.

4 小 结

ACP100S是中国核工业集团有限公司以陆上小堆技术为基础研发的可用于海上供

能的浮动式核动力装置，本文从稳定运行功率范围、负荷跟踪要求、机组单双堆配

置、海洋环境及运行空间等多方面对控制系统设计要求进行了分析，据此给出了

NSSS控制系统的控制方案.通过仿真分析表明，控制系统方案满足相关验收准则

要求，可作为ACP100S浮动核电站NSSS控制系统后续开展设计的基础.

参考文献：

【相关文献】

[1] 陈智,曾未,刘聪,等.浮动式核电站及其研发进展[J].科技视界,2015(21):338-339.

[2] 王玮,刘聪,陈智,等,浮动式核电站载体初步技术方案研究[J].科技视界,2015(36):37-38.

[3] 张延昌,景宝金,童波,等.浮动核电站载体平台安全性设计初探[J].船舶,2017(3):1-9.

[4] YE X L,SUN H J,GAO S,et e oil in service from deterioration from offshore

floating nuclear power plant[J].Nuclear science and technology,2017,5(4):204-210.

[5] 高颖贤,申亚欧,曾未.安注箱堆小型模块化压水堆LOCA的影响研究[J].核动力工

程,2015,36(6):45-49.

[6] 邱志方,邓坚,陈红霞,等.模块式小堆超压风险及设计优化研究[J].原子能科学技

术,2016,50(1):113-117.

[7] YIN S S,TIAN Y J,QIU S Z,et nt process and core thermal response during a

station blackout initiated study for small modular reactor[J].Frontiers in energy

research,2018,6(43):1-5.

[8] 曾未,宋丹戎,陈智,等.ACP100+失水事故应对策略研究[J].核动力工程,2017,38(6):72-75.

[9] 汪量子,巨海涛,秦冬,等.模块式小型压水堆ACP100堆芯燃料管理策略研究[J].核动力工

程,2018,39(1):157-160.

本文标签： 蒸汽反应堆系统控制核电站