HTR-PM核電站模型的參數(shù)估計研究.pdf

1、模塊式高溫氣冷堆核電站HTR-PM是一種具有第四代核能系統(tǒng)特征的新型核電站，它基于球床模塊式高溫氣冷堆技術(shù)，是國際核電領(lǐng)域“下一代核電”計劃的主流堆型核電站。HTR-PM電站采用兩座球床模塊高溫氣冷反應(yīng)堆帶一個汽輪機(jī)組的結(jié)構(gòu)模式，這種特殊的“多堆”結(jié)構(gòu)給操作運(yùn)行帶來了諸多挑戰(zhàn)，基于模型的優(yōu)化控制技術(shù)的應(yīng)用將成為必要。而模型的精度是基于模型動態(tài)優(yōu)化、控制的關(guān)鍵，所以，應(yīng)用參數(shù)估計技術(shù)，提高模型的精確程度，對改善操作優(yōu)化的效果有重要的意義。

2、本文對HTR-PM電站集總參數(shù)的全聯(lián)立模型進(jìn)行了模擬、驗證、失配場景分析，研究了HTR-PM穩(wěn)態(tài)模型參數(shù)估計方法、動態(tài)模型參數(shù)估計方法以及參數(shù)的可估計性分析方法，取得了一定的研究成果。
　　論文的主要研究內(nèi)容包括:
　　1.完成HTR-PM電站全聯(lián)立模型的模擬、驗證以及失配場景的仿真分析。首先對采用有限元正交配置法建立的HTR-PM電站全聯(lián)立離散化模型進(jìn)行模擬，仿真結(jié)果表明，相對于嵌套序貫的求解策略，聯(lián)立法能夠在保證求解精度

3、的情況下，極大地提高核電站模型的仿真速度;然后以HTR-PM半實(shí)物平臺為對象，對電站全聯(lián)立模型進(jìn)行了模型驗證;最后對模型中部分關(guān)鍵的穩(wěn)態(tài)、動態(tài)參數(shù)進(jìn)行了失配場景的仿真分析，分析結(jié)果表明，在參數(shù)失配時，分別開展穩(wěn)態(tài)模型、動態(tài)模型的參數(shù)估計和模型修正至關(guān)重要。
　　2.研究了線性系統(tǒng)和非線性系統(tǒng)參數(shù)可估計性分析方法，并對HTR-PM進(jìn)行了多工況聯(lián)立的穩(wěn)態(tài)模型參數(shù)估計?；谟邢逌y量信息的參數(shù)估計問題，給出了系統(tǒng)參數(shù)可估計性的定義，通過分

4、析線性系統(tǒng)與非線性系統(tǒng)，指出系統(tǒng)具有參數(shù)可估計性的充分條件，給出了當(dāng)系統(tǒng)參數(shù)不具備可估計性時改善參數(shù)可估計性的方法;對HTR-PM電站模型中的穩(wěn)態(tài)參數(shù)分別建立穩(wěn)態(tài)模型單工況和多工況聯(lián)立的參數(shù)估計優(yōu)化命題，參數(shù)估計結(jié)果表明，對于HTR-PM穩(wěn)態(tài)模型參數(shù)估計問題，多工況聯(lián)立的參數(shù)估計方法是解決單工況時參數(shù)不可估計問題的有效途徑之一。
　　3.以動態(tài)實(shí)驗設(shè)計為核心，對HTR-PM動態(tài)模型的參數(shù)可估計性進(jìn)行分析和研究。首先以一階線性系統(tǒng)（