负荷扰动下直流蒸汽发生器蒸汽压力控制仿真

孔夏明，王 苇，孟海波，李 勇

( 武汉第二船舶设计研究所，湖北 武汉430064)

0 引 言

核动力商船为满足在不同工况下的航行需要，负荷变化比较频繁。对采用直流蒸汽发生器的核动力商船而言，为保证快速大幅度负荷变动时的装置运行安全，采用了一、二回路功率协调控制系统。对此，国内外进行了大量的研究［1－4］。由于直流蒸汽发生器运行的物理过程非常复杂，具有非线性、参数时变性和各种扰动不确定性的特点，当前设计的功率协调控制系统还不够完善，在一般负荷扰动时，仍会导致主蒸汽系统压力较大幅度的波动，影响汽动设备的稳定运行，也对蒸汽系统的设备和管路安全运行构成潜在威胁。因此，运行上仍需进一步对主蒸汽系统的压力波动范围进行限制。本文以某型采用直流蒸汽发生器的核动力商船动力装置为研究对象，研究利用装置的启停蒸汽冷却器参与主蒸汽压力运行控制，并建立运行仿真模型进行仿真试验研究。

1 启停蒸汽冷却器参与主蒸汽压力调控的控制原理

1.1 船舶核动力装置工作简介

图1 为采用直流蒸汽发生器的核动力商船动力装置工作原理图。反应堆产生的热量通过主冷却剂循环带出，在直流蒸汽发生器进行热量交换。直流蒸汽发生器产生的蒸汽经汽轮机做功后乏汽排到冷凝器，冷凝后的疏水经凝水泵、给水泵增压后送回直流蒸汽发生器，完成二回路工质的汽水循环。为满足装置启停期间的汽水循环要求，装置在二回路系统设置了专用的启停蒸汽冷却器。

在装置的运行过程中，要求主蒸汽压力稳定，压力波动控制在一定范围内。导致直流蒸汽发生器出口压力波动的因素有很多，主要有:一回路冷却剂出口温度，二回路给水流量，二回路蒸汽耗量等(即二回路负荷)［5］。

图1 船舶核动力装置工作原理Fig.1 The schematic of the system

启停蒸汽冷却器作为装置启停排放系统的重要设备，原设计在投入正常运行时不参与工作。本文研究在直流蒸汽发生器出口蒸汽压力控制系统的基础上，利用启停蒸汽冷却器参与对主蒸汽系统压力控制。为控制启停蒸汽冷却器热疲劳损伤，在装置稳定运行时，原则上启停蒸汽冷却器定量冷却少量蒸汽。

1.2 启停蒸汽冷却器参与主蒸汽压力调控的控制系统设计

对采用直流蒸汽发生器的船用核动力装置，为保证快速大幅度负荷变动时的装置运行安全，采用了一、二回路功率协调控制策略。在一般负荷扰动时，一、二回路功率协调控制系统不参与调节，这就会出现主蒸汽系统压力较大幅度的波动，影响汽动设备的稳定运行。因此，运行上仍需进一步对一般负荷扰动时主蒸汽系统的压力波动范围进行限制。本文在直流蒸汽发生器主蒸汽压力控制系统基础上，将启停蒸汽冷却器参与调控直流蒸汽发生器出口压力。如图2所示，利用PID 控制器与主蒸汽压力控制系统联合控制主蒸汽压力。在整个压力控制方案中，增加了控制器的数量，以及阀门等的调节数量，使系统的复杂程度有所增加。

图2 启停蒸汽冷却器参与压力控制系统的原理Fig.2 The schematic of the steam condenser pressure control system

2 仿真模型

2.1 主蒸汽压力控制系统模型

根据图1所示的核动力装置工作原理图，搭建相关系统及设备的仿真模型，将相关系统及设备划分为多个控制体。

直流蒸汽发生器采用套管式结构，一次侧冷却剂双面加热二次侧给水，且对于汽液共存时，两相总是处于饱和状态;直流蒸汽发生器内各节点工质相应参数相同，且同步变化，即按集总参数处理。通过相应的节点以及模块划分，建立直流蒸汽发生器模型，如图3所示。

图3 直流蒸汽发生器节点Fig.3 The node graph of the once through steam generator

启停蒸汽冷却器采用立式结构，由于其工作过程相当于直流蒸汽发生器产生蒸汽的逆过程，因此采用与直流蒸汽发生器类似的建模方法划分节点，建立启停蒸汽冷却器模型。

建立不可凝气体质量方程，汽、液质量方程，混合相动量方程，漂移流方程，汽、液能量方程共7 组方程。根据所搭建的直流蒸汽发生器、启停蒸汽冷却器等设备模型，构建系统仿真模型。将1.2节中的压力控制模块载入主程序模块，构建主蒸汽压力控制系统仿真模型。

2.2 两相流传热模型

两相传热系数的计算取决于流体的密度、流动速度、导热率等物性参数，受计算控制体的物理状态影响(压力、焓)。考虑两相传热的复杂性，在计算流体壁面传热系数时根据流体状态将传热过程沿流道分区，分别对不同的传热区域进行计算。考虑运算精确度与实时性的要求，单相液体对流、单相汽体对流 (强迫对流)传热系数的计算选用Dittus-Boelter 公式，泡核沸腾传热系数的计算选用Chen 公式［6］，模态沸腾传热系数的计算选用Bromley 公式。汽态的冷凝效应采用Boyko-Kruzhilin公式［7］，并考虑了流体的自然对流换热方式。上述这些传热模型在核动力热工计算上有着广泛的应用，并已被证明是满足计算精度要求的。

3 仿真试验及结果分析

在蒸汽负荷扰动10%时，分别对3 种不同的控制条件下直流蒸汽发生器出口压力、启停蒸汽冷却器进汽流量以及直流蒸汽发生器给水流量进行对比分析。这3 种控制条件分别是:启停蒸汽冷却器进汽流量保持不变，启停蒸汽冷却器蒸汽调节阀开度保持不变，给水与启停蒸汽冷却器联合控制直流蒸汽发生器出口压力不变。

3.1 蒸汽负荷降低10%

图4 ～图6 分别为蒸汽负荷降低10%时，直流蒸汽发生器出口压力、启停蒸汽冷却器进口蒸汽流量和直流蒸汽发生器给水流量的变化关系。从这3个图可以看出，由于二回路系统设备用汽量减少导致直流蒸汽发生器负荷降低，直流蒸汽发生器出口压力升高，给水流量减少，启停蒸汽冷却器进汽量增大。直流蒸汽发生器出口压力升高时，由于启停蒸汽冷却器与主蒸汽管道相连，使启停蒸汽冷却器入口压力增大，进入启停蒸汽冷却器的蒸汽量增大，之后通过压力调节趋于稳定;主蒸汽压力升高，由于压力控制系统作用，进入直流蒸汽发生器给水流量相应减少，之后趋于稳定。从图4 可看出，对采用启停蒸汽冷却器与给水联合控制直流蒸汽发生器出口压力的调控方式，压力波动的幅度最小，能显著削低压力波动峰值。从图5 与图6 可以看出，联合控制方式增大了启停蒸汽冷却器的流量变化范围，但减小了给水流量的变化范围。

3.2 蒸汽负荷升高10%

图7 ～图9 分别为蒸汽负荷升高10%时，直流蒸汽发生器出口压力、启停蒸汽冷却器进口蒸汽流量和直流蒸汽发生器给水流量的变化关系。从中可以看出，由于二回路系统设备用汽量增加导致直流蒸汽发生器负荷升高，直流蒸汽发生器出口压力降低，给水流量增加，启停蒸汽冷却器进汽流量减小。与负荷降低一样，对采用启停蒸汽冷却器与给水联合控制直流蒸汽发生器出口压力的调控方式，压力波动的幅度最小，同样也能显著削低压力波动峰值，减小给水流量变化范围，但增大了启停蒸汽冷却器的蒸汽流量变化范围。

4 结 语

采用直流蒸汽发生器的船舶核动力装置运行时，负荷的频繁变化对主蒸汽压力控制系统的设计与运行提出了更高的要求。本文以船舶核动力装置主蒸汽压力为控制目标，研究采用启停蒸汽冷却器参与主蒸汽压力调控的运行方案，在装置负荷波动时，能有效降低主蒸汽压力波动幅度，削低压力峰值，对核动力装置的安全运行有显著的作用。本文的仿真结果对装置协调控制系统的设计具有一定的指导意义。

［1］付明玉，施小成，陈德娟．直流蒸汽发生器控制系统研究［J］．核科学与工程，2002，22(2):108－112．

FU Ming-yu，SHI Xiao-cheng，CHEN De-juan．Study on the control system of a once-through steam generator［J］．Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering，2002，22(2):108－112．

［2］孙建华，汪伟，赵福宇，等．直流蒸汽发生器给水控制半实物仿真系统［J］．核动力工程，2008，29(1):121－124．

SUN Jian-hua，WANG Wei，ZHAO Fu-yu，et al．Modeling and simulating system for OTSG feedwater control［J］．Nuclear Power Engineering，2008，29(1):121－124．

［3］陈德娟．直流蒸汽发生器的控制系统设计与仿真［D］．哈尔滨:哈尔滨工程大学，2002．14－30．

CHEN De-juan．Design and simulation on the control system of the once through steam generator［D］．Harbin:Harbin Engineering University，2002．

［4］陈忠义，赵福宇，钱承耀．负荷跟踪中直流蒸汽发生器的动态特性仿真计算［J］．核动力工程，1999，20(1):53－57．

CHEN Zhong-yi，ZHAO Fu-yu，QIAN Cheng-yao．Dynamic behavior simulating calculation of once through steam generator in load follow［J］．Nuclear Power Engineering，1999，20(1):53－57．

［5］刘鹏．直流蒸汽发生器压力控制方法研究［D］．哈尔滨:哈尔滨工程大学，2010．

LIU Peng．Research on pressure control of the once through steam generator［D］．Harbin:Harbin Engineering University，2010．

［6］CHEN J G．A correlation for boiling heat transfer to saturated liquid in convective flow［J］．I＆EC Process Design and Development，1996(5):322－329．

［7］BOYKE L D，KRUZHILIN G N．Heat transfer and hydraulic resistance during condensation of steam in a horizontal tube and in a bundle of tubes［J］．Inst of Heat Mass Transfer，1967，(10):361－373．