控制网

    张焕欣（1974—）
江苏宜兴人，硕士，（大亚湾核电站，广东  深圳  518124）2006年毕业于清华大学计算机应用工程专业，1997年7月至今分别于广东核电集团运营公司仪表计算机处和设计公司仪控所工作。

摘要：核电站热功率监视是核电站安全运行的重要手段，是反应堆安全运行的重要保证，同时也是核电站实现经济运行的有效措施。本文分析了核电站热功率产生的原理，建立数学模型，进而对目前核电站热功率监视存在的问题进行了分析，提出了新的监视方案，并应用到实际的生产和维修活动中，收到了很好效果和实用价值。

关键词：大亚湾核电站；热功率监视

Abstract: Thermal power surveillance is one of the vital methods to keep the safety and reliability during nuclear power plant operation. This article analyzes the principles of thermal power generation in nuclear power plant, math modeling, existing problems in respect of thermal power supervision in nuclear power plant and comes up with new supervision solution which is applied to real production and maintenance activities and is proven to have sound effect and practical value.

Key words: Dayabay nuclear power plant; Thermal power surveillance

    从安全运行和经济运行的角度出发，在正常运行过程中要求对核电站进行实时、稳定、连续、精确的功率监视，长期以来，大亚湾核电站的功率监视通过KIT计算机系统来实现。KIT作为厂级计算机监控系统的功能和要求而言，适合于实时性不高，精度要求一般的大范围数据采集。由于KIT系统自身的局限性，依托于该系统的功率监视波动达到20MW左右。无法满足核电站安全发电和经济发电的要求。

1　现有功率测量监视系统的问题

    基于KIT系统实现的功率测量系统，主要存在以下几方面的问题:

    （1）热功率监视不准确

    实时性低，精度差，功率波动达到20MW，无法实现机组设计的满发能力，影响了机组的经济性，而且由于功率监视的波动较大，操作员频繁的进行功率调节，影响了核电机组的安全性。

    （2）系统运行的可靠性达不到要求

    KIT系统采用上世纪80年代的计算机软硬件技术，无论是技术成熟度，可靠性还是技术的先进性，均相对落后，备品备件质量不稳定，系统自身的可靠性低，无法满足长时间实时监视的需求。

    （3）系统容量有限，无法实现历史数据分析

    核电站的计算机设计上趋于保守设计的原则，也限于70年代的计算机技术水平。随着运行年限的增加和技术的发展，在日常维护、状态跟踪、数据查询、数据分析方面对历史数据的要求越来越高。

2　热功率监视方案需求及设计

    针对上述不足以及功能扩展上的需要，核电站热功率监视的总体设计原则中需要关注以下几点。

    （1）为实现更高的实时监视，采样速率要求模拟量25ms，开关量1ms；

    （2）要求采集精度优于0.05%，以满足热功率监视对模拟量通道的精度要求；

    （3）通道设置上必须有固定通道和可配置通道，以满足试验的要求，临时信号接入与取消要求简单易行；

    （4）软件上要求方便地在线添加和生成数据库，配合第3项要求的配置变更。

    由于本系统是作为KIT系统的辅助采集监视系统，对采集点需求仅为：模拟量和开关量各100个物理点，这样的精简需求也便于将系统设计成高速度、高精度、小范围的连续监视的实时数据采集监视系统。

    从以上功能需求出发，发现北京和利时系统工程股份有限公司为大亚湾核电站开发的KDO系统符合核电站热功率监视的要求，但KDO系统本身没有热功率监视的功能，所以决定在KDO系统上进行二次开发，从而实现精确的热功率监视功能。

3　系统的设计实现

    依据核电站热功率监视的需求，实现方案如图1所示。

图1 系统结构图

    现场的信号经过端子柜后，直接进入KDO系统的采集模块，并通过CAN总线上报给各机组的采集计算机，该层次的通讯构成数据采集网。为提高系统的可靠性及网络吞吐能力，数据处理网络采用EtherNet网，并由冗余的光纤环网搭建，数据采集计算机、历史数据库服务器、数据分析工作站及打印机等，均挂接在该网络上。需要说明的是，系统可以通过一台WEB服务器，直接将数据转发到KDC数据网上，处理全厂范围内对本系统的数据查询请求。

4　功率监视的数学模型建立及误差分析

    4.1　数学模型的建立

    核电站的热功率计算公式：

　　W=(Q/3600)(Ωi/Ω0)ρ(T)[Hh(T)-Hf(T)]/1000 （1）

    式中，Q(m3/h)为环路流量；Ω(r/min)为主泵转速；ρ为水密度；Hh为热段焓；Hf为冷段焓；Th(℃)为热段温度；Tf(℃)为冷段温度。
在核电站的热功率计算中，主要的参数如下：

    / 1RCP009VE ---THERMO  POWER 

    / 1RCP001CST---LOOP1  FLOW  RATE

    / 1RCP002CST---LOOP2  FLOW  RATE

    / 1RCP003CST---LOOP3  FLOW  RATE

    / 1RCP004CST---PRIMARY PUMPS THEORETICAL RATE 

    / 1RCP032MT---LOOP1 HOT LEG THERMO

    / 1RCP035MT---LOOP1 COLD LEG THERMO

    / 1RCP047MT---LOOP2 HOT LEG THERMO

    / 1RCP050MT---LOOP2 COLD LEG THERMO

    / 1RCP059MT---LOOP3 HOT LEG THERMO

    / 1RCP062MT---LOOP3 COLD LEG THERMO

    / 1RCP140MC---PRIMARY 001PUMP SPEED

    / 1RCP240MC--- PRIMARY 002PUMP SPEED

    / 1RCP340MC--- PRIMARY 003PUMP SPEED

    1RCP009VE=1RCP010VE.A+1RCP011VE.A+1RCP012VE.A

    / 1环路，根据以上分析可以得到：

    1RCP010VE=((1RCP001CST.A/3600)*(1RCP140MC.A/1RCP004CST.A)*(1RCP107VE.A)*(RCP113VE.A-1RCP110VE.A))/1000                 （2）

    1RCP001CST=常数  1RCP004CST=1485.00

    1RCP107VE=-8.24347E-03*(1RCP014VE.A**2)+2.88364*(1RCP014VE.A)+6.03511E+02              （3）

    1RCP014VE=SLIDAVE(1RCP035MT.A,10,2)

    1RCP113VE=1.75E-02*(1RCP013VE.A**2)-5.075*(1RCP013VE.A)+1.2853E+03               （4）

    1RCP013VE=SLIDAVE(1RCP032MT.A,10,2)

    1RCP110VE=9.5E-03*(1RCP014VE.A**2)-2.55E-01*(1RCP014VE.A)+5.593E+02               （5）

    设冷端温度1RCP483CA(035MT)＝t

    设热端温度1RCP485CA(032MT)＝T

    流量常数1RCP001CST＝24987

    泵的转速1RCP140MC＝PS

    将以上参数分别代入（3）（4）（5）得到

    1RCP107VE=－0.00824347 t2＋2.88364t＋603.511                    （6）

    1RCP113VE=0.0175T2－5.075T+1285.3            （7）

    1RCP110VE=0.0095 t2－0.255t＋559.3            （8）

    将（6）（7）（8）代入（2），可将上述热功率计算公式整理为：

    1RCP010VE＝0.00000467396×PS×(－0.00824347t2＋2.88364t＋603.511)×(0.0175T2－5.075T－0.0095t2＋0.255t＋726)                  （9）

    4.2　数学模型误差分析

    在不考虑PS影响的情况下(令PS＝1485rpm)，从上述公式可以看出，最终产生主要影响的因素是冷端温度t和热端温度T,计算结果见表1。

表1  温度影响热功率情况表：

表2  转速影响热功率情况表：

    本方案实施后，热功率波动情况大致如图4所示，图中示出了实时热功率波动和滑动平均之后的热功率波动曲线，可以看出，经过处理后的曲线平滑许多，波动范围最大值为6MW。

    现场的实际运行结果还证明了2893±12MW判断条件，对于满足热功率超限时的实时响应是合理且成功的。

5　热功率监视的效果和意义

    热功率监视是核电站安全运行的重要手段，也是反应堆安全运行的重要保证，同时核电站实现经济运行的有效措施。反应堆热功率监视的波动过大，导致反应堆经常处于调峰状态，不能实现安全可靠运行，更不能实现经济运行，大量的发电潜力和剩余功率被浪费。该热功率监视成功实施，在大亚湾核电站取得了如下成绩：

    （1）提高了机组运行的经济性，挖掘了核电站的发电潜能。理论上每台机组平均可以提高9MW的热功率，即约可以提高3MW的电功率。以每个机组平均每年连续运行天数为330天广核4台机组每年增发接近1亿度电。

    （2）提高了核电站运行的安全性。将虚假的尖峰信息处理以后，可以实时地监视功率波动的真实情况，并在安全的2905MW线以下运行发电。

    （3）提高了核电站运行的可靠性。使得电厂不再因为功率波动而不断调整核功率，使核电站能以安全可靠运行，并保持相对稳定的功率输出。
目前该热功率监视已经应用到实际的生产和维修活动中，收到了很好效果和实用价值。

参考文献

    [1] 陈济东. 大亚湾核电站系统及运行[M]. 北京: 原子能出版社，1995.

    [2] 王常力,罗安. 分布式控制系统（DCS）设计与应用实例[M]. 北京:电子工业出版社.

    [3] Karl J.Astrom, B.Wittenmark.COMPUTER-CONTROLLED SYSTEMS THEORY AND DESIGN.

    [4] KIT/KPS SYSTEM MANUAL, GNPJVC.