大型加压重水反应堆隐蔽攻击方法研究

为了对大型加压重水反应堆（PHWR）安全防御系统研发提供帮助,研究了PHWR网络控制系统中潜在的攻击方式,并提出了一种基于樽海鞘群优化高斯过程回归算法的隐蔽攻击方法。该方法在对PHWR网络控制系统实施虚假数据注入时,通过樽海鞘群优化高斯过程回归算法进行系统辨识,获得PHWR受攻击区域高精度的估计模型,并利用该估计模型实现隐蔽攻击。仿真结果表明,该攻击方法对PHWR造成一定破坏性的同时具有高度的隐蔽性能。      

基于可编程控制器的稳压器压力水位控制研究

对采用可编程控制器构建稳压器压力水位控制系统进行了研究.利用可编程控制器的功能模块、模块化结构、配置的灵活性和软件控制技术,实现了稳压器压力水位控制系统的功能.通过对实验结果的分析,证明可编程控制器应用于稳压器压力、水位控制是有效的、成功的.     

基于acslX软件的AP1000稳压器压力控制系统动态仿真

针对AP1000稳压器内部传热传质过程的特点,结合西屋AP1000的相关参数,在上海核工程研究设计院控制系统模型的基础上,对其中稳压器的二区数学模型进行完善和改进,利用acslX软件建立稳压器三区动态数学模型,并严格按照西屋AP1000稳压器的压力控制逻辑,对建立起来的数学模型进行了相应的控制仿真实现。通过比较改进前和改进后模型试验结果与相关设计文件的差异,验证了改进后模型较改进前具有更好的精确性、可扩展性,同时该模型可为今后CAP1400稳压器的仿真工作打下一定基础。     

核电站稳压器压力非自衡系统的预测控制

针对稳压器压力具有大惯性、多干扰、复杂非线性、难以获得精确数学模型的特点，以及稳压器压力开环不稳定的动态特性，本文采用非自衡系统的模型自衡化进行动态矩阵预测控制器设计，获得控制信号输出以解决该非自衡系统预测控制的工程实现问题，并以MATLAB/Simulink为仿真平台搭建控制系统。仿真对比和扰动测试表明，该控制系统具有良好的控制性能和抗扰能力，同时为动态矩阵控制算法适用于非自衡系统提供了一种可行方案。      

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。     

稳压器压力水位控制系统建模与仿真

通过对压水堆核电站稳压器实际运行特性的分析研究,在合理简化与假设的基础上分别对稳压器蒸汽区以及液体区建立质量和能量守恒方程,建立一个两区不平衡的稳压器模型。然后通过模块封装组建成稳压器水位和压力控制系统,最后通过仿真对稳压器主要参数进行动态特性分析,仿真结果符合理论分析,所建模型合理。     

小型压水堆稳压器控制特性研究

核电厂反应堆瞬态变化过程中,稳压器(PZR)体积越小,相同波动流量引起稳压器压力和水位变化越剧烈。这种现象会使得稳压器内压力和水位之间耦合增强,导致执行机构频繁动作,系统稳定性变差,甚至出现不稳定运行。应用Matlab软件建立稳压器两区非平衡模型,推导适用于控制系统设计的主冷却剂与稳压器耦合计算方程,进行小型压水堆稳压器压力-水位耦合特性研究。利用对角矩阵法设计解耦补偿网络,最后采用频域方法进行稳压器控制特性的初步研究。     

压水堆核电站稳压器压力和水位的解耦控制研究

针对核电站稳压器压力和水位的耦合现象对控制性能带来的影响,本文通过系统辨识得到加热器和上充阀门对稳压器压力、水位的被控特性数学模型,根据实验现象和耦合原理搭建出压力和水位的耦合数学模型,采用对角矩阵法得出解耦器并简化,在MATLAB/simulink仿真平台上验证基于此解耦器的稳压器压力和水位的解耦控制系统,取得了较好的解耦效果,提高了稳压器的控制性能,有助于核电站运行的稳定性和安全性。     

基于数字调节器的压水堆核电厂稳压器压力控制系统优化设计

基于数字调节器的稳压器压力控制系统,同时针对稳压器升、降压的不同动态特性,设计具有2组调节器参数的数字调节器控制系统,并给出含自动切换功能的控制策略SAMA图设计。最后,在SIMULINK仿真软件平台里实现调节器的2组比例积分(PI)参数整定。仿真结果验证此设计可以更好地将压力控制到稳定值,提高核电厂运行的安全性。     

压水堆核电厂稳压器压力模糊控制器研究及仿真

为提高核电厂稳压器压力的控制性能,针对其升、降压不同的被控特性,结合可以实时调整控制器参数的模糊自适应比例、积分、微分(PID)控制,设计出基于2个模糊控制器的压力控制系统。通过MATLAB/simulink仿真表明,采用模糊控制器的稳压器压力控制系统使控制性能得到了明显的改善。     

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.     

瞬态条件下稳压器水位测量特性试验研究

稳压器是压水堆核动力装置压力安全系统的主要设备，其水位波动反映了一回路系统的水容积变化情况，是稳压器运行控制的关键参数之一。本文基于双区非平衡模型模拟蒸汽泄露条件下的稳压器水位变化，并针对稳压器蒸汽泄漏工况开展了水位测量特性试验研究，研究了2.6~7.8 kPa/s压降速率工况下，稳压器内水位测量压差的变化情况。研究发现:采用压差修正液相区密度计算的水位值在压力瞬变情况下有较好的跟随性，能够更好的反应水位特性；表征稳压器内液相区密度变化的压差在压力减小的过程中，过渡时间小于40 s，且过渡时间与压变速率单因素无强相关性。这为稳压器的安全运行控制提供了基础研究数据。      

Benchmark calculations of pressurizer model for Maanshan nuclear power plant using TRACE code

The pressurizer plays an important role in controlling the pressure of the primary coolant system in pressurized water reactor (PWR) nuclear power plants. An accurate modeling of the pressurizer is needed to determine the pressure response of the primary coolant system, and thus to successfully simulate overall PWR nuclear power plant behavior during transients. The purpose of this study is to develop a pressurizer model, and to assess its pressure transients using the TRACE code version 5.0. The benchmark of the pressurizer model was performed by comparing the simulation results with those from the tests at the Maanshan nuclear power plant. Four start-up tests of the Maanshan nuclear power plant are collected and simulated: (1) turbine trip test from 100% power (Test PAT-50); (2) large-load reduction at 100% power (Test PAT-49); (3) net-load trip at 100% power (Test PAT-51); and (4) net-load trip at 50% power (Test PAT-21). The simulation results show that the predictions of the pressure response are in reasonable agreement with the power plant's start-up tests, and thus the pressurizer model built in this study is successfully verified and validated.     

非凝性气体对汽-气稳压器稳压的影响研究

通过分析相间的传热传质过程以及非凝性气体存在时壁面蒸汽冷凝过程,建立了汽 气稳压器模型,研究了非凝性气体对稳压过程的影响,描述了稳压器的稳压特性,并将模型计算结果与MIT稳压器实验数据进行了对比。结果表明：当不含非凝性气体时,计算精度高,相对偏差在0.8%内,压力峰值为0.647 MPa;当非凝性气体含量从0增至20%时,计算精度相对减小,最高相对偏差为15.4%;压力峰值从0.647 MPa增至1.02 MPa。研究表明非凝性气体对稳压器稳压过程具有重要影响作用,随着非凝性气体的种类和含量的变化,稳压器内稳压过程发生显著变化。     

稳压器模糊控制系统初步研究

通过合理地确定模糊集、隶属度函数和模糊控制规则等。初步研究和设计了核电站稳压器的模糊控制器。仿真结果表明,与传统的比例－积分－微分控制器相比,模糊控制器在提高稳压器压力、水位控制系统的动态和稳态性能方面具有明显的优点。     

模块式小型堆稳压器除气系统设计研究

为克服采用传统的化容系统下泄除气法所带来的耗时较长和操作复杂的问题,提出了利用稳压器进行热力除气的稳压器除气系统设计方案。该方案基于稳压器的稳态除气模型和优化算法,研制了稳压器除气优化专用程序,同时开展了停堆期间全范围工况下模块式小型堆稳压器除气优化计算和分析,获得了最优的除气限流孔尺寸以及除气运行影响因素。通过实际的除气效果计算评估表明,本文所设