基于APROS的核电系统建模与控制方法研究

谢澳达; 杨婷

doi:10.13832/j.jnpe.2024.05.0184

基于APROS的核电系统建模与控制方法研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0184

谢澳达^1,,
杨婷^{1, 2, ,}

1.
上海电力大学自动化工程学院，上海，200090
2.
上海市电站自动化技术重点实验室，上海，200090

基金项目: 国家自然科学基金项目（51906133）

详细信息

作者简介:
谢澳达（1999—），男，硕士研究生，现主要从事核电系统建模与控制的研究，E-mail: xieaoda@163.com

通讯作者:
杨　婷，E-mail: yangting@shiep.edu.cn

中图分类号: TL334
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出版历程
- 收稿日期: 2023-11-17
- 修回日期: 2024-01-07
- 刊出日期: 2024-10-14

Research on Nuclear Power System Modeling and Control Methods Based on APROS

Xie Aoda^1
,,
Yang Ting^{1, 2
, ,}

1.
School of Automation Engineering, Shanghai University of Electric Power, Shanghai, 200090, China
2.
Shanghai Key Laboratory of Power Station Automation Technology, Shanghai, 200090, China

摘要

摘要: 随着核电系统建模日益朝着准确化、精细化方向发展，对三维堆芯与热工水力模型耦合的研究也逐渐增多，这为控制系统的设计提供了更好的模型基础。本研究采用APROS软件对VVER-1000反应堆进行了三维堆芯与热工水力耦合建模，并设计了基于模型预测控制（MPC）的负荷跟踪控制系统和其他控制系统；随后利用稳态和瞬态仿真结果对该模型进行了验证，结果表明该模型仿真效果良好；利用三维堆芯可视化的优点，进一步验证了MPC负荷跟踪控制器的性能和安全性。这一研究不仅为核电系统研究提供了模型基础，也为先进功率控制系统的安全性分析提供了实践经验。
- 核电系统建模 /
- 三维堆芯 /
- 模型预测控制（MPC） /
- 负荷跟踪控制系统 /
- APROS
Abstract: As nuclear power system modeling increasingly moves towards greater accuracy and refinement, research on the coupling of three-dimensional core and thermal-hydraulic models has also grown, which provides a better model foundation for the design of control systems. In this study, the APROS software was used to model the coupling of a three-dimensional core and thermal hydraulics for VVER-1000. A load-following control system based on model predictive control (MPC) and other control systems were designed. The model was then verified using steady-state and transient simulation results, which showed that the model simulated effectively. Taking advantage of the three-dimensional core visualization, the performance and safety of the MPC load-following controller were further validated. This research not only provides a model foundation for studies on nuclear power systems but also offers practical experience for the safety analysis of advanced power control systems.
- Nuclear power system modeling /
- Three-dimensional core /
- MPC /
- Load-following control system /
- APROS

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图 1 堆芯燃料棒布置图

Figure 1. Fuel Rod Arrangement

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图 2 堆芯控制棒布置图

Figure 2. Control Rod Arrangement

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图 3 系统设备搭建示意图

Figure 3. Schematic Diagram of System Equipment Setup

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图 4 MPC算法流程图

N—自然数

Figure 4. MPC Algorithm Flowchart

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图 5 MPC控制系统图

Figure 5. MPC Control System

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图 6 各环路冷却剂进口温度对比

Figure 6. Comparison of Inlet Temperatures for Various Cooling Loops

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图 7 归一化核功率对比

Figure 7. Normalized Nuclear Power Comparison

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图 8 冷却剂平均温度对比

Figure 8. Coolant Average Temperature Comparison

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图 9 燃料芯块温度分布（径向截面沿线b-b截取，轴向截面沿线a-a截取）

Figure 9. Temperature Distribution of Fuel Pellet (radial section taken along line b-b; axial section taken along line a-a)

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图 10 冷却剂温度分布（径向截面沿线b-b截取，轴向截面沿线a-a截取）

Figure 10. Temperature Distribution of Coolant (radial section taken along line b-b; axial section taken along line a-a)

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图 11 MDNBR和最大线功率密度

Figure 11. MDNBR and Maximum Linear Power Density

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图 12 最大燃料芯块温度和最大燃料包壳温度

Figure 12. Maximum Fuel Pellet Temperature and Maximum Fuel Rod Cladding Temperature

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表 1 稳态结果对比验证（满功率）

Table 1. Comparison and Verification of Steady-State Results (Full Power)

参数名称	设计值^[11]	仿真值	误差/%
堆芯额定热功率/MW	3000.00	2998.88	0.037
冷却剂额定流量/(m³·h⁻¹)	86000.00	85146.77	0.990
堆芯的冷却剂平均温升/℃	30.3	30.5	0.660
蒸汽产量/(kg·s⁻¹)	1633.20	1616.21	1.040
蒸汽压力/MPa	6.37	6.20	2.670
蒸汽温度/℃	278.5	277.0	0.540
冷却剂堆芯入口温度/℃	291.0	288.1	0.990
冷却剂堆芯出口温度/℃	321.0	318.6	0.750
一回路冷却剂压力/MPa	15.70	15.71	0.064
二回路给水温度/℃	220.0	220.0	0.000
稳压器的蒸汽温度/℃	346.0	345.8	0.058

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