[发明专利]一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法

说明书

本发明公开了一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法，涉及核反应堆技术领域，其技术方案要点是：通过由冷却水调节阀和凝结水调节阀组成的阀组自动调节冷凝器压力和液位，通过设置合理的压力调整死区值和液位调整死区值，将压力和水位这对相互影响的被控量进行轻度解耦控制，将冷却水调节阀作为主要调节手段，凝结水调节阀作为辅助调节手段，可以通过自动控制手段根据不同运行工况进行压力和液位的自动控制在合理的范围内，可以适应反应堆热工水力系统试验系统快速的、大范围的工况改变；本发明具有结构简单、操作方便等优点，能充分满足反应堆热工水力瞬态系统试验功率控制的要求。

技术领域

本发明涉及核反应堆技术领域，更具体地说，它涉及一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法。

背景技术

核反应堆热工水力系统试验一般包括一回路系统的调节和二回路系统的调节。系统试验装置的二回路中的冷凝器作为热力循环系统中的冷端，在系统试验的热力循环中发挥中重要作用。

冷凝器分为壳侧和管侧，管侧为冷却水侧，壳侧为凝结侧，一般地，冷凝器压力和液位调节指的是对冷凝器壳侧的压力和液位的调节。反应堆瞬态运行工况中，由于二回路的给水流量发生变化，相应蒸汽流量也会发生变化，最剧烈的情况下是在十几秒内蒸汽流量变化三倍。蒸汽流量会严重影响冷凝器的压力和液位。冷凝器液位过低会导致未冷却蒸汽进入下游设备发生水锤，而冷凝器液位过高会导致冷凝器内发生水锤。冷凝器压力过低会导致过多液体被吸入冷凝器，而压力过高会导致液位下降。冷凝器液位和压力都具有合理的波动范围，当压力升高，冷凝器内的液体会被部分压出，在液位下降过程中，更多的被淹没冷凝管暴露出液面，参与凝结换热，因此，冷凝器冷却能力增强，冷凝器压力下降，直至冷凝器处于新的压力、液位状态。相反，当压力降低，冷凝器内的液体会逐渐升高，在液位升高过程中，更多的冷凝管被淹没，因此，冷凝器冷却能力下降，冷凝器压力逐渐上升，直至冷凝器处于新的压力、液位状态。

然而，在常规核电二回路系统中，蒸汽发生装置产生的蒸汽需经过蒸汽透平做功后转变为低压的饱和蒸汽，为了提高透平的做功效率，通常需要冷凝器负压运行，因此，冷凝器规模较大。而在核反应堆热工水力系统试验中，更关心的是一回路的系统响应特性，基于试验成本的考虑，不使用透平，蒸汽发生装置所产生的蒸汽将直接被冷凝器冷却，因此冷凝器采用正压运行，压力限定值通常跟设备的设计参数相关。而冷凝器液位过低会导致未冷却蒸汽进入下游设备发生水锤，冷凝器液位过高会导致冷凝器内发生水锤。所以冷凝器液位波动限定在冷凝器进出口中间范围附近内较为安全。因此，如何研究设计一种能够对核反应堆热工水力试验系统的液位和压力进行合理调控的技术是我们目前急需解决的问题。

发明内容

为解决现有技术中的不足，本发明的目的是提供一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法，能够使试验期间，核反应堆热工水力瞬态系统试验的冷凝器压力和液位控制在合理范围内；而且可以适应反应堆热工水力试验系统快速的、大范围的瞬态工况变化。

本发明的上述技术目的是通过以下技术方案得以实现的：

第一方面，提供了一种核反应堆热工水力试验系统，包括二回路系统和冷却水循环系统、压力调控模块和液位调控模块；

所述压力调控模块包括：

压力分析子模块，用于将冷凝器一次侧的压力值、预设压力值之间的第一差值与液位调整死区值比较，并在第一差值大于压力调整死区值时输出分析启动信号；

流量分析子模块，用于响应于分析启动信号启动后，将冷却水流量值、蒸汽流量前馈值之间的第二差值与流量调整死区值比较，并在第二差值大于流量调整死区值时输出冷却调控信号；

冷却水控制器，用于响应于冷却调控信号后调控冷却水循环系统中的冷却水调节阀，以实现冷凝器内的压力调整；

所述液位调控模块包括：