核电厂稳压器液位控制系统控制逻辑闭环验证

严　敏

(国核自仪系统工程有限公司，上海　200241)



核电厂稳压器液位控制系统控制逻辑闭环验证

严敏

(国核自仪系统工程有限公司，上海200241)

摘要：为了实现对核电厂稳压器液位控制系统控制逻辑的闭环验证，采用仿真技术，建立核电厂工艺和仪控系统模型。基于OPC技术，实现闭环验证过程中的数据通信；通过对模拟信号的响应产生控制逻辑反馈，得到被验证的稳压器液位控制系统接入后的电厂状态参数。试验结果表明，该闭环验证方法能够实现对稳压器液位控制系统在稳态和瞬态工况下的闭环响应验证，获得了较好的验证效果。

关键词：核电厂核岛控制系统压水堆数字化仪控系统稳压器液位控制逻辑闭环验证OPC

0引言

稳压器是压水堆核电机组的重要部件之一，其基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾[1]。稳压器控制系统是核电站核岛部分的关键仪控设备，对核电站的正常运行起着非常重要的调节作用。带有一定水装量的稳压器为反应堆冷却剂系统因密度改变引起的水位装量变化提供了一个贮存器。通过调节稳压器的水位，可以保证一回路压力控制系统的有效性。

核电厂数字化仪控系统验证平台(简称“验证平台”)是一套用于验证核电厂数字化仪控系统的测试平台。该平台为核电厂数字化仪控系统研发过程中的技术成果，如仪控组态、控制策略实现等，提供必要的验证手段；保障开发的实际核电厂仪控设备的高效使用，减少核电厂仪控系统的调试时间，降低了运行成本，进而提高了核电自主化仪控系统[2]的测试效率以及数字化仪控系统投入使用的稳定性和可靠性。

为了实现数字化仪控系统验证需求，须采用分布式I/O通信，并且要具备I/O接口点可配置、运行状态可控制、仿真命令可操作等功能。用于过程控制的OLE(OLE for process control,OPC)是一个工业标准[3-9]，它是许多世界领先的自动化和软、硬件公司与微软公司合作的结晶。基于OPC通信协议远程访问[3]仿真模型数据成为验证平台与被测对象相互数据通信的较好选择。

1稳压器液位控制系统

当反应堆冷却剂系统的冷却剂密度变化引起的装量变化时，稳压器水装量或液位控制为冷却剂提供了一个贮存器。在核电厂正常运行瞬态工况下，稳压器液位控制系统将稳压器液位保持/恢复在程序液位控制带之内，并使稳压器液位与高/低液位停堆整定值保持一定的裕量，不引起保护系统动作。操纵员执行补给操作时，将保持稳压器液位。

稳压器液位控制系统设有一个稳压器程序液位控制带[3]，如图1所示。反应堆从热态零功率(HZP)增加到热态满功率(HFP)时，反应堆冷却液体会发生膨胀，稳压器程序液位控制带的中心线反映了这种情况。考虑到稳压器有大的容积，可以设置宽度足够大的程序液位控制带。在正常的瞬态工况，包括负荷跟踪、变负荷等情况下，稳压器液位控制系统可以不工作，仅靠自稳定性能调节液位。

图1　稳压器液位控制带示意图Fig.1　Schematic diagram of the pressurizer liquid level control zone

当稳压器液位低于液位控制带下限时，控制器启动一台化学容积控制系统的补水泵，补水流量按预定的速率增加，反应堆冷却剂系统的水容积和稳压器液位也随之增加；当液位到达控制带的预定值时，关闭补水泵。

当稳压器液位高于液位控制带上限时，控制器开启化学容积控制系统的下泄管道隔离阀，将下泄流转送到废液系统进行处理；当液位到达控制带的预定值时，关闭隔离阀。

当驱动堆芯补水箱时，闭锁补水泵和隔离阀的正常要求信号；然后将稳压器液位保持在控制带内，由控制器根据需要启动或关闭补水泵。

稳压器液位控制系统原理图如图2所示。

图2　稳压器液位控制系统原理图Fig.2　Principle of the pressurizer liquid level control system

2闭环验证技术

为实现核电厂稳压器液位控制系统控制逻辑的闭环验证，验证平台必须具备完成DCS控制系统与仿真平台之间包括模拟量输入、模拟量输出、数字量输入、数字量输出及其他相关数据的数据同步及通信，因此要开发相应的I/O接口程序，以实现相应的功能。在闭环验证过程中，验证平台模型服务器作为OPC服务器，将计算的信号参数值实时传给通信接口站OPC客户端即接口计算机[4]。在模拟量信号的输入端进行编程控制，模拟核电厂传感器设备的信号发生，产生相应的信号类型；然后经过I/O接口转换传输到被测DCS控制系统，进行逻辑运算；并将逻辑运算结果反馈至验证平台，形成闭环控制。

2.1闭环验证硬件结构

本文搭建了一套用于实现稳压器液位控制系统验证的验证平台，硬件结构如图3所示。

图3　闭环验证硬件结构示意图Fig.3　The hardware structure of closed-loop verification

该验证平台基于仿真技术，完成了全厂工艺和仪控系统的仿真建模，具有全厂范围设备信号、控制信号的高精度状态反馈。平台主要包括平台控制站、模型服务器、与被验证系统的通信接口站等。平台控制站用于发送验证需求指令，包括冻结、运行等。模型服务器主要提供工艺和数学模型实时的仿真运算环境，主要建模工具是JADETM。在闭环验证过程中，OPC服务器将计算的信号参数值实时传给通信接口站OPC客户端。与被验证系统的通信接口站装载有接口通信软件作为OPC客户端。该软件采用C语言编写[5-6]，主要用于接收平台控制站的指令，进行数据点表的配置和自动生成，以及搭建模型服务器与被验证的DCS控制系统平台之间的信号传递。

2.2OPC通信

OPC定义了应用Microsoft操作系统在基于PC的客户机之间交换自动化实时数据的方法。目前OPC由于其开放性、产业性、互连性等优点，已成为许多新型控制系统数据传递的核心技术。

在闭环验证过程中，I/O接口程序会作为接口站的一部分，在多个I/O站上分布式运行。每个I/O站处理控制系统的某一部分I/O数据并进行数据交换，任一I/O站均可接收仿真指令，并将其发送至被测核电厂DCS控制系统，以实现仿真相关操作，如运行、冻结、存取工况等。整个程序主体通过OPC客户端实现[8-9]，针对核电厂DCS控制系统及验证平台添加相应的数据交换类，并由程序主线程进行周期控制。

3验证结果及分析

在进行闭环验证之前，将模型服务器重置到初始工况100%功率运行，分别在以下三种瞬态工况下(即工况1、工况2、工况3)对稳压器液位控制系统的控制调节策略和响应特性进行闭环验证。稳压器液位变化曲线如图4所示。

图4　稳压器液位变化曲线Fig.4　The curve of level variation of pressurizer

①工况1，即一台主给水泵停运。

满功率运行时，由于一台主给水泵停运导致给水流量降低，二回路负荷目标值由100%FP变为50%FP。反应堆功率控制系统迅速响应二回路负荷变化，将反应堆功率降至50%FP附近，使其与二回路达到平衡状态。满功率运行时，一台主给水泵停运将导致给水流量降低，最终在液位控制系统作用下，稳压

器液位逐渐趋向于目标值。

②工况2，即负荷从90%阶跃升至100%满功率。

二回路负荷阶跃上升后，反应堆功率控制快速响应，使一回路负荷随之快速上升，一、二回路负荷达到平衡状态。稳压器液位变化与压力变化的趋势相似，当冷却剂温度降低时，液位收缩明显，之后随着温度上升液位开始上升。最终，在液位控制系统作用下，稳压器液位维持在目标值。

③工况3，即停堆误动作。

停堆信号发出后，同时产生停机信号，一、二回路负荷均快速下降。停堆误动作稳压器液位变化初期受影响较大，之后在稳压器液位控制作用下，液位逐步回升至目标值。

4结束语

从稳压器液位变化曲线可以看出，在稳态工况和不同瞬态工况情况下，本文被验证的稳压器液位控制系统均可以将稳压器的液位值恢复到目标值，从而可以确定被验证的稳压器液位控制逻辑策略的正确性。在稳压器液位变化到达某一限值时，该系统均可以正确触发相应的控制逻辑，从而验证了该稳压器液位控制系统的响应特性，获得了很好的闭环验证效果。

参考文献：

[1] 臧希年.核电厂系统及设备[M].2版.北京：清华大学出版社,2010，86-87.

[2] 周海翔，徐玮瑛.三代核电机组数字化仪控系统及其国产化分析[J].自动化仪表，2010，31(8)：61-66.

[3] 刘彬，程大章.面向过程控制的一种新技术-OPC数据访问标准[J].计算机工程，2000，26(10)：43-45.

[4] 蒋近，段斌.基于OPC技术的监控主站实时数据传输[J].电力自动化装备，2008，28(9):97-100.

[5] 帕罗赛斯.MFC Windows程序设计[M].2版.北京博彦科技发展有限责任公司，译.北京：清华大学出版社.2007.

[6] 霍顿.Visual C++2010入门经典[M].5版.苏正，李文娟,译.北京：清华大学出版社.2010.

[7] OPC Foundation.OPC Data Access Custom Interface Specification 3.0.[EB/OL].[2003-11-15].http://www.opcfoundation.org.

[8] 张河，鲁五一.OPC客户端与实时数据库通信的实现[J].计算机工程与科学，2008，30(5)：81-83.

[9] 吴鑫，宫亮，杨煜善.OPC 跨平台通信的实现方法[J].计算机工程，2009，35(13)：242-243.

中图分类号：TH7;TP391

文献标志码：A

DOI:10.16086/j.cnki.issn1000-0380.201607016

Closed-loop Verification for Pressurizer Level Control System Control Logic of Nuclear Power Plant

Abstract：In order to achieve the closed-loop verification for control logic of pressurizer level control system (PLCs) of nuclear power plant (NPP),the models of technological process and I&C systems of NPP are established.Based on OPC technology,data communication in implementation of closed-loop verification is realized; through responding to the analog signals,the control logic feedback is produced,the status parameters of NPP after accessing PLCs verified are obtained.The experimental results show that the closed-loop verification method described is able to realize PLCs closed-loop response verification under both steady-state and transient operating conditions with better verification effects.

Keywords:Nuclear power plantNuclear islandControl systemPressurized water reactorDigital instrument control systemPressurizer levelControl logicClosed-loop verificationOPC

国家核电技术公司员工自主创新项目专项资金资助项目(编号：SNP-KJ-CX-2015-15)。

修改稿收到日期：2015-12-18。

作者严敏(1985—)，男，2010年毕业于西安理工大学控制理论与控制工程专业，获硕士学位，工程师；主要从事核电站模拟机开发和数字化仪控系统仿真验证技术的研究。