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1、核能由于其能源密度高、污染少的優(yōu)點(diǎn),一直備受矚目。AP1000在AP600基礎(chǔ)上為進(jìn)一步改善經(jīng)濟(jì)性而開(kāi)發(fā)的第三代先進(jìn)非能動(dòng)壓水堆核電技術(shù),是當(dāng)今世界核電市場(chǎng)上最安全、最先進(jìn)、最具競(jìng)爭(zhēng)潛力的核電廠之一。蒸汽發(fā)生器是AP1000反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)的重要組成部分,它負(fù)責(zé)反應(yīng)堆熱量的排除,為汽輪機(jī)提供充足的蒸汽,因此蒸汽發(fā)生器液位控制是維持核電廠正常運(yùn)行的關(guān)鍵。
然而,AP1000蒸汽發(fā)生器液位控制系統(tǒng)的整定面臨很多困難。一方面,蒸汽發(fā)生
2、器液位對(duì)象動(dòng)態(tài)特性復(fù)雜,不僅開(kāi)環(huán)不穩(wěn)定、有強(qiáng)非線性,而且還是非最小相位系統(tǒng),有很強(qiáng)的反向特性;另一方面,液位控制系統(tǒng)結(jié)構(gòu)耦合嚴(yán)重,各模塊功能不清晰,而核電廠的特殊性又不允許對(duì)控制器結(jié)構(gòu)進(jìn)行修改。面對(duì)上述挑戰(zhàn),本文的主要研究?jī)?nèi)容和貢獻(xiàn)概括如下:
(1)在美國(guó)西屋CENTS仿真平臺(tái)的基礎(chǔ)上,進(jìn)行辨識(shí)建模,得到準(zhǔn)確的傳遞函數(shù)模型;對(duì)液位控制系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)進(jìn)行剖析,提出基于等效變換和內(nèi)??刂频囊何豢刂葡到y(tǒng)整定策略。
(2)在核電
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