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基于核电站仿真机的停堆过程RRA系统投运操作考核系统的开发

2021-11-27李建纬周文平杨阔董首男张旭石宸源

新视线·建筑与电力 2021年6期
关键词:投运余热核电站

李建纬 周文平 杨阔 董首男 张旭 石宸源

摘要:本论文研究的是通过C++计算机语言,以visual studio作为开发环境,针对核电站冷停堆中余热排出系统的投运过程的模拟操作考核软件,对操作人员的操作正确与否做出判断并给出得分。该软件可用于考核操作人员核电运行的实际操作水平,不会产生资源浪费,平台适应性广,性能要求低,使教学与考核不受专用教室和计算机的限制。

关键词:余热排出系统,核电站仿真机

一、引言

核电教学仿真机可以真实模拟实际核电厂的运行操作过程,操作人员可以实现核电站的启动和停堆模拟操作、正常运行工况下功率调节的操作以及了解事故工况下反应堆系统的整个事故序列的发生过程等。通过设定相关的操作流程,可以让操作人员系统了解核电厂一、二回路各参数之间的相互影响过程,同时也可以了解各附属安全设备投入运行的条件及其在运行过程中起到的作用。

在核电站冷停堆过程中,余热排出系统(RRA)的投运和正常运行是极为重要的一环,因此本次研究针对的是对考核模拟操作核电站停堆的过程中余热排出系统投运过程。根据以往的经验来看,该项目的考核往往有操作周期耗费时间长以及判定合格标准困难等问题,因此建立有效的考核系统对提高操作人员实际操作水平有着极高的重要性[1]。

二、余热排出系统简介及投运过程

余热排出系统(简称余排)是用于冷停堆时排出堆芯余热的系统,一回路辅助系统之一。余排的主要功能主要是在正常冷停堆当反应堆主冷却剂系统的压力和温度分别达到2.5~3.0MPa和175~180℃时,把堆芯的余热、裂变产物衰变热以及系统内介质和设备显热,传输至最终热阱,使反应堆冷却剂的温度以一定速率降到并保持冷停堆或换料操作温度。另外在换料开始时,余排会将含硼水输入换料水池,换料结束后,再送回换料水箱。发生失水事故时,余排兼作低压安全注射部分,保证堆芯冷却[2]。

在核电厂仿真的停堆模拟运行过程中,需要利用二回路将一回路冷却剂的平均温度保持在 160℃到 180℃之间,调整旁排阀门的压力整定值为0.7MPa,稳压器压力转换为自动设置。当一回路冷却剂的平均温度低于 180℃,压力低于 2.7MPa 时,正式投入余排,关闭从化容系统流向余排的管道阀门,核对三个下泄孔板保持在开启状态,调节下游流量的压力至1.5MPa,关闭余排的温度调节阀,打开从余排与化容系统的连接管线,使余排的压力升高,当余排中的冷却剂工作压力接近化容系统时(约1.5MPa),关闭上述管线。

打开从一回路流向余排的管线,使冷却剂直接流入余排,当余排的压力升高到与主系统相同时,启动余排泵,开始用余排降低一回路温度,逐渐打开从余排流向化容的管线阀门,控制下泄流量逐渐达到 28m3/h,使冷却后的冷却剂流入化容控制系统。每当热交换器的上游温度升高60℃时,切换一次余排泵;当主系统冷却剂与余排之间的温差小于60℃时,打开直接流向安全注射系统的出口阀,将系统控制阀门置于自动控制状态,自动完成后续降温工作[3]。

三、RRA系统考核模拟

在操作人员完成模拟余排投运的操作过程中,评定系统将会把信息与根据预先设定好的操作标准对比操作人员的操作(见表1),以此来得出每一个预设项目的得分和总评。考核模块大致分为两个部分:各系统操作模块和操作步骤逻辑判断模块。各系统操作模块包含五个操作面板,包括CORE、RCV、PZR、RRA、MS。操作逻辑考核模块可以获取上述五个模块的各设备的状态信息,同时储存了从RRA投运到冷停堆各歩骤的操作信息,当确定其他模块的信息与当前步骤下的操作信息相符的时候,将会跳转到下一步骤,并将这一信息传递给其他模块[4]。

系统会将各个系统界面依次提供给操作人员进行操作,通过判断每一步操作是否符合规定标准以及是否在规定步数内完成,即时给出该系统操作分数,考核模式界面(以PZR为例)见图2。

四、结论

本文使用C++作为编程语言,以visual studio作为开发环境,开发了一款关于核电站冷停堆中余热排出系统的投运过程考核软件,能够对用户的操作正确与否做出判断,并给出得分。该软件可以用于核电专业高校生以及核电站操作员对核电站运行工作的学习,填补了初步进行核电学习的高校生及核电站操作员培训在实验教学方面的空白,兼有教学功能,且教学模块与考核模块公用一套操作模拟与逻辑判断系统,没有冗余成分和资源浪费,平台适应性广,性能要求低,可以在絕大多数高校生的电脑上运行使用,使教学与考核不受专用教室和计算机的限制。

参考文献:

[1]邓华.用于教学实习的核电站虚拟仿真系统[D].东南大学,2016.

[2]阎昌琪.核反应堆工程(第2版)[M].哈尔滨:哈尔滨工程大学,2014(02).

[3]刘文学.核电站反应堆冷却剂系统在线仿真研究[D]:哈尔滨工程大学,2008.

[4]郭江华,赵嘉泰.基于便携平台的核电仿真教学模式的研究与实践[J].中国电力教育,2019(03).

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