[发明专利]一种核电站蒸汽发生器液位辅助控制方法和系统在审
申请号: | 202210213278.1 | 申请日: | 2022-03-04 |
公开(公告)号: | CN114688520A | 公开(公告)日: | 2022-07-01 |
发明(设计)人: | 宋飞;刘鹏;袁小宁;刘航;刘朝鹏;仇少帅;刘东亮 | 申请(专利权)人: | 中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司;中国广核电力股份有限公司 |
主分类号: | F22D5/34 | 分类号: | F22D5/34;F22D5/32 |
代理公司: | 深圳市瑞方达知识产权事务所(普通合伙) 44314 | 代理人: | 冯小梅 |
地址: | 518124 广东省深圳市大*** | 国省代码: | 广东;44 |
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摘要: | |||
搜索关键词: | 一种 核电站 蒸汽 发生器 辅助 控制 方法 系统 | ||
本发明涉及一种核电站蒸汽发生器液位辅助控制方法和系统,包括以下步骤:获取蒸汽发生器液位控制系统的运行工况;根据蒸汽发生器液位控制系统的运行工况判断蒸汽发生器是否进入预设工况;若是,结合预设工况并采用预设开环控制方法调节蒸汽发生器的液位。本发明在异常工况下可以通过开环控制快速将蒸汽发生器的液位恢复至正常值,不需要人为介入干预,也不会触发保护动作,大大提高整个蒸汽发生器液位控制系统的可靠性,降低机组由于蒸汽发生器液位控制失效导致停堆的风险。
技术领域
本发明涉及核电站自动控制的技术领域,更具体地说,涉及一种核电站蒸汽发生器液位辅助控制方法和系统。
背景技术
蒸汽发生器(SG,Steam Generator)液位控制系统是核电站最重要的控制系统。SG液位过高会导致出口蒸汽湿度增加,加剧汽机的冲蚀现象,对汽轮叶片造成损害;此外,水位过高会导致出现蒸汽管道破裂后对一回路过度冷却,导致反应性事故发生。SG液位过低,则可能导致U型管顶部裸露,甚至导致给不管出现水锤现象,影响到一回路的余热导出,影响核安全。SG液位控制是核电站控制难度最大的控制系统,一方面由于虚假液位的影响导致SG液位控制难度很大,另一方面SG液位控制对控制系统的响应速度要求非常高,控制系统的响应异常后较短时间内即会触发保护动作。
现有技术为满足SG液位控制系统的性能,广泛采用了将SG液位、给水流量、蒸汽流量作为控制参数的串级三冲量自动控制系统。主调节器为液位PID调节器,通过控制液位偏差计算得到“水-汽”流量偏差需求值,加上蒸汽流量测量值即为给水流量需求值;副调节器是给水流量PI调节器,可快速响应蒸汽流量的变化,其输出控制给水调节阀开度。为使控制器快速消失水位偏差,增加了水位偏差的惯性微分环节作为前馈;为加快流量调节器的调节速度,增加流量前馈环节。为了保证控制系统的快速响应,设置了液位主调节器的微分环节以及给水流量调节器。然而这种方案虽能够在正常运行工况下快速的响应SG液位以及蒸汽流量、给水流量的变化,但是难以响应一些异常工况下的SG液位控制,如操作员误操作或仪表故障导致控制系统强制手动等异常情况。这些异常情况下需要操作员进行手动干预,而干预的风险很高:一方面,SG液位变化过程很快;另一方面,可能涉及多个SG的液位干预。
或者,在其他方案中,如某三代核电机组设置了一种辅助功能,在液位接近停堆阈值时阀门全开或全关,来实现对SG液位的控制。但这种方案缺陷较大,不适用于全功率范围内的SG液位功率,特别是在低功率平台反而可能由于此辅助功能加剧SG液位的异常,从而触发保护动作。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于,针对现有技术的缺陷,提供一种核电站蒸汽发生器液位辅助控制方法和系统。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是:构造一种核电站蒸汽发生器液位辅助控制方法,包括以下步骤:
获取蒸汽发生器液位控制系统的运行工况;
根据所述蒸汽发生器液位控制系统的运行工况判断所述蒸汽发生器液位控制系统是否进入预设工况;
若是,结合所述预设工况并采用预设开环控制方法调节所述蒸汽发生器的液位。
在本发明所述的核电站蒸汽发生器液位辅助控制方法中,所述预设开环控制方法包括:第一开环控制模式、第二开环控制模式和第三开环控制模式;
所述第一开环控制模式包括:给水调节阀开环控制;
所述第二开环控制模式包括:主给水泵转速开环控制;
所述第三开环控制模式包括:给水调节阀开环控制和主给水泵转速开环控制。
在本发明所述的核电站蒸汽发生器液位辅助控制方法中,若液位控制系统为无差压修正的蒸汽发生器液位控制系统,则采用第一开环控制模式、第二开环控制模式和第三开环控制模式中的任意一种;
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