[发明专利]一种控制能动与非能动系统转换过程中泵流量的模拟方法

说明书

技术领域

    本发明涉及核电站（厂）中对堆芯流量控制的模拟方法技术领域，特别是涉及一种控制能动与非能动系统转换过程中泵流量的模拟方法。

背景技术

在我国目前以燃煤电厂为主的能源结构形式下，减少日益严重的雾霾污染和持续增长的能源消耗的矛盾需求，对核能这一公认的清洁高效的主力能源提出了迫切强烈的期望。

非能动安全概念是八十年代提出来的一种旨在提高核电站安全性和可靠性的概念。其基本原理是依靠向下流的冷段和向上流的热段中的流体密度差，在重力作用下所产生的驱动压头来实现的自然循环流动，而不使用泵、风机等能动部件，利用自然循环方式导出反应堆堆芯余热，保证反应堆堆芯不被烧毁。非能动安全技术作为先进压水堆核电站的主要特点受到了核电发达国家的重视，美国西屋公司的AP600和AP1000、欧洲的EPP1000、日本的SPWR、俄罗斯的 VVER1000等都采用了非能动安全技术。

世界核技术强国在研究和开发新的非能动安全技术时，均建设了非能动安全系统试验装置，开展了大量的综合模拟验证试验，为核电技术安全审评提供了最重要的依据。由于反应堆原型及其系统规模大，非能动安全系统试验装置都是按照一定模拟准则建设缩比试验装置（缩比模型）。即按某一比例建设试验台架并开展试验，此时试验装置的流量小于原型系统，因此，试验用泵额定流量较小，其水力学特性与原型泵的水力学特性存在明显差异，如泵的启动和惰转特性等，这种差异会导致能动与非能动系统相互转换过程中流量变化情况与原型泵不一致，这必然会影响试验结果的准确性和可靠性。以原型泵参数为依据，精确控制能动与非能系统相互转换过程中流量变化，进一步提升非能动安全系统模拟试验结果的可靠性，是现有核动力技术试验阶段所需亟待解决的重要科研问题。

发明内容

针对上述精确控制能动与非能系统相互转换过程中流量变化，进一步提升非能动安全系统模拟试验结果的可靠性，是现有核动力技术试验阶段所需亟待解决的重要科研问题的问题，本发明提供了一种控制能动与非能动系统转换过程中泵流量的模拟方法。

为解决上述问题，本发明提供的一种控制能动与非能动系统转换过程中泵流量的模拟方法通过以下技术要点来解决问题：一种控制能动与非能动系统转换过程中泵流量的模拟方法，包括顺序进行的以下步骤：

1）、根据反应堆原型泵流量与阻力变化曲线，按照缩比试验装置确定的比例模拟准则，选取缩比试验装置所用的试验用泵，获得试验用泵的频率、流量以及阻力关系表；

2）、根据反应堆原型泵在能动与非能动转换过程中流量与阻力变化曲线，并基于试验用泵的频率、流量与阻力关系表，绘制出试验用泵频率曲线，并根据试验用泵的频率曲线编制泵频率控制程序；

3）、将上述泵频率控制程序输入到数采控制系统中，采用变频方式，控制试验用泵按照泵频率控制程序规定的曲线运转，模拟能动与非能动系统转换过程中原型泵流量与阻力特性。

具体的，本发明提出一种基于变频技术精确控制能动与非能动系统转换过程中泵流量的模拟方法，以上反应堆原型泵流量与阻力变化曲线即为反应堆原型泵在能动与非能动转换过程中的实测流量与阻力，以上试验用泵的频率与流量关系表即为得到试验用泵在不同的流量下对应的频率，以在步骤2）中根据反应堆原型泵在能动与非能动系统转换过程中的实测流量与阻力变化为依据，整合对应的试验用泵频率和流量关系，即得到所谓的试验用泵频率曲线，该步骤得到频率曲线的要求为确保试验用泵在变频条件下的流量与阻力变化曲线能够反映反应堆原型泵的特性，并在步骤3）中录入上述试验用泵频率变化，最终通过变频方式控制试验用泵的频率，达到实现试验用泵流量控制的目的，完成能动与非能动循环堆芯流量的转换。

以上过程中，通过对不同频率下试验用泵流量进行标定，根据额定工况点能动与非能动系统相互转换过程中原型泵流量变化曲线，编制相应的试验用泵频率控制程序，实现对能动与非能动系统相互转换过程中堆芯流量变化的精确控制。作为本领域的技术人员，该方法也可应用于优化能动与非能动系统转换控制程序研究。

更进一步的技术方案为：

为利于对试验用泵流量输出的控制精度，在步骤1）中，在试验用泵的频率与流管关系表中，相邻的频率差不大于0.01Hz。