核电站稳压器水位控制系统数字化的实现及优化方案

根据模拟稳压器水位控制系统结构、功能以及运行原理的分析,展开对稳压器水位控制系统数字化的研究。在选择成熟商用单板机的基础上引入了数/模,模/数转换以及控制算法等实现了稳压器水位控制系统,并和稳压器水位仿真模型构成闭环运行,通过虚拟仪器监测此控制系统的运行情况,证实了本系统达到并超过了原有模拟控制系统的功能和性能。     

西安脉冲堆带核调试试验

介绍了西安脉冲堆带核调试试验内容，给出了稳态堆芯、脉冲堆芯及72小时额定功率运行试验堆芯的反应性和中子注量率等参数的测量结果。测量结果证明，西安脉冲堆性能参数达到了设计指标，并为该堆的运行提供了必不可少的运行参数。     

核电站稳压器水位控制系统模件偶发故障原因分析及改进建议

大亚湾核电站稳压器水位控制系统在运行中曾多次出现水位定值组件输出不可忽略的脉冲干扰,而且干扰只存在于模拟量存储操作组件上,严重时直接影响到稳压器水位控制,引起水位波动.本文从系统控制和模件本身硬件设计两个方面对核电站稳压器水位控制系统模件偶发干扰故障原因进行分析,采用电源回路测试及系统仿真模拟试验,找出故障原因.建议再...     

核电厂稳压器电加热器异常经验反馈

运行核电厂稳压器电加热器能否正常工作直接关系到核电厂的安全运行。通过对某新建核电厂调试期间稳压器电加热器故障事件进行剖析,结合电加热器制造安装工艺和工程试验验证,得出了该型号电加热器填充物的使用温度限值(140℃)。采用加速失效思想设计了预计电加热器寿命的试验,找到了电加热器热老化的相关规律。根据电加热器填充物使用温度限值和热老化规律,给出了电加热器使用保养建议和处理类似事件的经验反馈,对核电厂的安全运行有一定的指导意义。     

红沿河核电厂1号机组热态调试期间稳压器压力控制回路扰动试验分析研究

详细分析热态调试期间稳压器压力闭环控制回路扰动试验结果。针对-0.1、+0.5、-0.5 MPa扰动试验过程中出现的不符合验收准则的问题,通过调节比例-积分-微分(PID)微分参数、通断加热器回差等手段优化压力控制回路,最终保证试验结果满足验收准则的要求。试验完成后,将红沿河核电厂1号机组试验结果与宁德核电厂、岭澳核电站机组试验结果进行比较。热态调试期间进行的稳压器压力闭环控制回路扰动试验,对后续临界前试验以及装料后至商业运行前的瞬态试验有着十分重要的意义。     

稳压器压力控制系统动态仿真

本文旨在通过核电厂控制系统的全数字仿真来验证稳压器的压力控制系统的设计，并根据瞬态分析的结果来确定各控制环节的参数，分析结果为秦山核电厂调试和最终安全分析报告提供了依据，并与实际高度结果比较验证了分析模型与方法的合理性。     

基于LSSVM的核电厂稳压器压力控制系统隐蔽攻击方法研究

隐蔽攻击对大型核电厂稳压器压力控制系统的安全、稳定、高效运行构成了严重威胁,实现隐蔽攻击的关键是建立高精度的对象估计模型。本文提出了一种基于最小二乘支持向量机（LSSVM）的隐蔽攻击方法,通过LSSVM算法进行系统辨识,获得稳压器受攻击区域高精度的估计模型,随后利用该估计模型结合隐蔽控制器实施攻击,实现稳压器压力控制系统在无噪声、有噪声及包含非线性环节情况下的隐蔽攻击。仿真结果表明,该攻击方式对稳压器压力控制系统造成一定破坏的同时具有高度的隐蔽性。      

秦山核电厂汽水分离再热系统调试及投运

本文简要地介绍了秦山核电厂300MW汽轮发电机组汽水分离再热器(MSR)系统及其监控(再热温度控制器——RTC_5)系统的调试、投运等。RTC_5系统的调试主要包括MSR系统与RTC_5系统间的输入、输出接口检查试验和自动控制模式试验。在完成手动控制试验后,进行了机组冷态启动、热态启动、线性运行、基本负荷和低负荷运行、机组解列、MSR切除、热电偶故障/恢复以及显示方式等自动控制模式试验,并确认都正常以后作MSR系统投运试验,且提出投运的注意事项及简要程序。从机组负荷在50%额定功率运行时的参数可以看出MSR系统的去湿和再热效果是很显著的。     

CAP1400非能动余热排出系统自然循环试验风险分析与应对措施

大型先进压水堆（CAP1400）非能动余热排出系统（PRHR）自然循环试验是CAP1400首堆试验项目之一,也是调试期间的重大瞬态试验。试验过程中,由于反应堆一回路温度、压力和液位等参数剧烈变化,增大了试验风险,对机组运行控制提出了较高要求。本文在AP1000调试实践的基础上,从降低自然循环试验风险角度分析提出利用功率运行后的真实衰变热执行本试验。同时针对试验过程一回路压力、温度,稳压器（PZR）液位及堆外源量程等参数剧烈变化产生的安全风险分析,并制定相应的应对措施,为后续CAP1400 PRHR自然循环试验安全实施提供有力支撑。      

Study on nuclear power plant simulator for digital I&C system commissioning

介绍了开发的核电站仿真机结构及功能,接着以稳压器压力控制系统为例,利用该仿真机进行了现场DCS调试的应用研究.先测试确保其DCS逻辑功能,然后通过与核电厂实际测试结果对比分析后,改进仿真机模型,最后对现场DCS进行了参数优化.研究表明,仿真机应用于核电站现场DCS测试及参数优化调试具有节省现场调试时间、降低调试风险的优越性.     

核动力设备耦合优化设计研究

核动力设备重量是评价核动力装置性能的标准之一。蒸汽发生器与稳压器是反应堆一回路中的重要设备,在保证实现其各自功能的前提下,降低这2个设备的重量能提高整个核动力装置的性能。本工作基于秦山核电厂相关设备资料,自主开发了对蒸汽发生器和稳压器进行重量优化设计的计算程序,采用粒子群 模拟退火方法开展多参数优化设计。结果表明,通过参数的重新组合优化,2个设备重量之和减少了18.61%,优化效果显著,相关结果可作为工程设计参考。     

压水堆核电厂一回路仿真可视化研究

对压水堆核电厂一回路系统及主要设备进行了详细分析,建立了点堆中子动力学模型、两相漂移流蒸汽发生器模型、三区不平衡稳压器模型和主循环泵四象限特性模型,并以此为基础使用FORTRAN90语言和Visual C++语言通过混合编程的方法开发了核电厂仿真分析程序,实现了对压水堆核电厂一回路主要设备及全系统的可视化仿真计算。软件提供实时绘图、缩放等可视化功能,还提供了数据结果的标准图片格式和标准文本格式输出。通过将程序的计算结果与RELAP5/MOD3.0计算结果进行比较,对程序的可靠性进行了验证。     

秦山核电厂技术改造项目的辐射剂量控制实践

为了提高核电站运行的安全性和可靠性,秦山核电厂自运行以来对系统设备进行了多项技术改造。本文简要介绍了与辐射相关的主要技术改造项目中的辐射剂量控制,包括项目计划、方案制定、过程控制等方面的辐射防护最优化措施和经验。     

全厂断电引发的严重事故下蒸汽发生器传热管蠕变失效风险研究

全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器（SG）传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦山二期核电厂设计特点,结合蠕变失效风险模型,对全厂断电引发的严重事故后未能执行“严重事故管理导则中向蒸汽发生器注水（SAG-1）”时SG传热管的蠕变失效风险进行了研究,从而为全厂断电引发的严重事故的负面影响提供量化结果,为技术支持中心（TSC）最终决策提供参考依据。分析结果表明,全厂断电引发的严重事故后16 361 s可能出现蠕变失效;自事故后16 610 s,SG传热管出现蠕变失效的可能性均远低于稳压器波动管与热管段,秦山二期核电厂全厂断电引发的严重事故下因SG传热管蠕变失效而导致安全壳旁通的风险很小。     

核电站非能动辅助给水系统仿真研究

以先进核电站AP1000为研究对象,在其蒸汽发生器二次侧设计了1套耗汽驱动汽动辅助给水泵的非能动辅助给水系统。使用RELAP5程序计算分析全厂断电事故下设计系统的运行特性,研究其应对事故工况的能力。计算结果表明：全厂断电事故下,设计的非能动辅助给水系统可有效地排出堆芯余热,保证反应堆的安全;由于冷却剂体积收缩,170 min时稳压器排空;该系统可连续运行200 min,排出事故后的大部分堆芯余热。非能动辅助给水系统可作为全厂断电事故后的应急缓解方案。     

Application of artificial intelligence techniques in modeling and control of a nuclear power plant pressurizer system

In pressurized water reactor (PWR) nuclear power plants (NPPs) pressure control in the primary loops is fundamental for keeping the reactor in a safety condition and improve the generation process efficiency. The main component responsible for this task is the pressurizer. The pressurizer pressure control system (PPCS) utilizes heaters and spray valves to maintain the pressure within an operating band during steady state conditions, and limits the pressure changes during transient conditions. Relief and safety valves provide overpressure protection for the reactor coolant system (RCS) to ensure system integrity. Various protective reactor trips are generated if the system parameters exceed safe bounds. Historically, a proportional-integral-derivative (PID) controller is used in PWRs to keep the pressure in the set point, during those operation conditions. The purpose of this study is two-fold: first, to develop a pressurizer model based on artificial neural networks (ANNs); secondly, to develop fuzzy controllers for the PWR pressurizer modeled by the ANN and compare their performance with conventional ones. Data from a 2785 MWth Westinghouse 3-loop PWR simulator was used to test both the pressurizer ANN model and the fuzzy controllers. The simulation results show that the pressurizer ANN model responses agree reasonably well with those of the simulated power plant pressurizer, and that the fuzzy controllers have better performance compared with conventional ones.     

Development and application of an extensible engineering simulator for NPP DCS closed-loop test

LinAo Nuclear Power Plant (NPP) Phase II is a newly-built CPR1000 reactor in China, and many new technologies including the incorporation of digital control system (DCS) substituting traditional analog control systems have been applied. This is the first time for Chinese engineers to setup and adjust the DCS configurations. Both the lack of the operating experiences and the plant safety requirements from the government make a necessity of the closed-loop DCS test before commercial plant operation. The most practical way is to build a digital plant as the controlled target and this digital plant is used to provide the plant thermal–hydraulic parameters and feedbacks for the DCS. Though the RELAP5 code has been developed for the best-estimate transient simulation of light water reactor coolant systems and is used worldwide, its functionality is too limited to implement a digital plant, such as the simulation of the complicated plant control and protection systems, the 3-dimensional neutron kinetics and the fluid network for the plant auxiliary systems. To overcome these drawbacks, a RELAP5-based extensible simulator has been built to satisfy the new requirements for the implementation of a digital plant. Any simulation code of desired functionality can be integrated into this simulator as a simulation module once it applies a set of well-defined data exchange interfaces. At the present stage, a RELAP5 module, a control system modeling module, a software–hardware data bridge module and some other auxiliary modules have been integrated into the simulator. There are more than 60 systems that need to be tested with the DCS in LinAo Phase II, and the whole testing work is separated into several phases. In this paper, we take the testing of the pressure control system and water level control system of pressurizer as example. A typical transient of 10% load step change from 100%FP (full power) to 90%FP was performed for the closed-loop DCS test. The necessity and capability of this RELAP5-based engineering simulator has been demonstrated.     

秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的分析研究

文章给出了压水堆核电厂主蒸汽管道破裂事故(MSLB)的概述、分析模型及主要假设,讨论了秦山核电厂影响MSLB的参数特点,并给出了极限工况的分析结果及敏感性分析得到的结论。     

核电厂运行瞬态分析软件PANTO的研发

针对核电厂运行瞬态分析的功能需求,中国核动力研究设计院研发了PANTO(Program for Analysis of Normal Transient and Overpressure)软件。该软件基于成熟可靠的系统分析模型和特殊部件模型,采用模块化的软件设计理念,应用面向对象的C++语言和java语言,具有完全自主知识产权。PANTO软件通过了单元测试、集成测试和系统测试,基本消除了所有的代码缺陷。针对秦山二期核电厂阶跃负荷增大10%与额定功率下全部甩负荷瞬态试验进行了验证计算。结果表明,PANTO软件能够较好地模拟瞬态中关键参数的变化情况,计算精度满足工程应用要求,适用于压水堆核电厂运行瞬态分析。     

秦山三期（重水堆）核电站的技术改进

秦山三期（重水堆）核电站工程是国家“九五”期间重点建设项目，是我国首座商用重水堆核电站，也是中国和加拿大两国政府让迄今最大的贸易项目。工程采用成熟的加拿大CANDU-6重水堆核电技术，以韩国月城3、4号机组为参考电站。由于厂址条件的不同、国情的不同、标准规范的差异以及CANDU-6重水堆核电站设计相对定型早、运行反馈少等原因，在机组商运初期电站的安全稳定运行受到了较大的挑战。面对严峻的形势，秦山第三核电有限公司组织力量对影响核电站安全稳定运行的隐患、热点，进行了针对性的分析和研究，积极有效地开展变更改造和技术改进工作，极大地改善了机组安全性能，优化了机组配置，并创造了一定的经济效益。本文介绍了秦山第三核电有限公司所开展的重大变更改造和技术改进项目，以及实施后的效果，可供同类项目参考和借鉴。