AP1000核电机组稳压器支撑加固的工程实践

AP1000核电机组稳压器通过底部4根垂直支撑进行支撑固定,三门核电l号机组稳压器垂直安装完成后,AP1000设计方美国西屋公司发布了设计变更,对稳压器支撑进行加固.文章主要介绍了三门核电1号机组稳压器垂直支撑设计变更的原因、设计变更现场实施的主要工序、现场施工的主要难点以及应对措施.     

AP1000自动降压系统误开启事故仿真分析

针对AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,开发了AP1000瞬态热工水力计算程序RETAC。利用RETAC对AP1000自动降压系统(ADS)误开启事故进行仿真分析,得到稳压器压力、堆芯归一化热功率、堆芯归一化流量、堆芯平均温度、燃料中心最高温度和最小偏离核态沸腾比（MDNBR）等主要系统参数的响应特性。分析结果表明,在稳压器低压停堆保护的作用下,燃料中心最高温度和MDNBR未超出规定限值,满足安全准则要求。并将计算结果与美国西屋公司AP1000分析软件LOFTRAN的计算结果进行对比,对比趋势符合良好,证明了RETAC建模和自动降压系统临界流模型计算的合理性。     

AP1000燃料组件设计特性

AP1000型燃料组件是西屋公司在40多年的燃料组件没小重行经验的基础上，改进开发的用于AP1000反应堆的高性能燃料组件。本文介绍了西屋压水堆燃料组件的设计发展，重点描述了AP1000型燃料组件的设计特点。     

AP1000堆芯动态仿真程序开发

AP1000堆芯采用了先进的机械补偿控制模式(MSHIM)控制反应堆功率和轴向功率偏差。以Matlab/Simulink为平台,开发AP1000堆芯动态仿真程序。首先建立优化的节点堆芯动力学模型,该模型既有较高的计算精度又有较快的计算速度;然后建立MSHIM控制系统模型,并对负荷跟踪工况进行了动态仿真。通过与已有仿真结果的对比,验证了仿真程序的正确性。     

大型压水堆机械补偿控制策略仿真研究

机械补偿（MSHIM）运行的优点之一是实现了堆芯功率和轴向功率偏移（AO）在控制手段方面的部分解耦，但原始控制策略设计并未充分利用该优点。本研究通过理论分析提出了一种新的改进型MSHIM控制策略，同时基于节点反应堆模型开发了MSHIM控制系统仿真平台，并利用该平台对西屋公司原始控制策略、西屋公司Drudy的改进控制策略和本研究提出的改进控制策略进行仿真研究和比对。结果表明，本研究提出的改进型MSHIM控制策略能够显著地提高AO的控制精度，并能减少控制棒的移动，明显地改善了AP1000核电机组的运行效果，可在工程中参考使用。      

核电厂模拟器稳压器数学模型的研究

对北京核电厂模拟培训中心的压水堆模拟器稳压数学模型作了改进。原稳压器数学模型采用修正的平衡态模型，对于快速瞬变过程，不能满足模拟的逼真度要求。改进后的模型采用三区非平衡态模型，考虑了稳压器内汽泡上升、液滴下降和喷淋凝结等传热传质过程，实现了联机实时运行。     

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。     

压水堆稳压器数学模型优化及动态仿真

根据压水堆稳压器的特点及性能要求,对稳压器数学模型进行优化。对一些热工参数与温度的关系进行线性化处理,得到稳压器的优化数学模型。基于MATLAB环境进行稳压器动态仿真研究。通过仿真研究,验证模型优化的准确性和动态仿真的实时性,实现压力安全系统动态仿真。     

小型压水堆稳压器多变量自抗扰解耦控制研究

小型压水堆稳压器具有非线性、时变和强耦合等特点,很难建立准确的数学模型,传统控制方法难以取得满意的控制效果。因此提出了一种基于自抗扰技术（ADRC）的稳压器多变量解耦控制方法。首先搭建稳压器三区非平衡模型,基于微小摄动理论对模型进行线性化处理,得到压力和水位耦合传递函数方程。然后,基于传递函数设计稳压器ADRC解耦控制器,使用差分进化算法对控制器参数进行多目标优化。最后,以小型堆稳压器为研究对象,利用MATLAB仿真平台将ADRC解耦控制与传统比例-积分-微分（PID）控制进行对比分析。结果表明,所设计的控制器能够有效解决稳压器压力和水位之间的耦合问题,较传统PID控制器具备更好的抗干扰性和鲁棒性,为ADRC方法在稳压器的工程应用提供了理论基础。      

西屋电气选择韩国斗山集团为中国AP1000项目提供主要设备

【美通社法国尼斯2007年5月15日电】在经过认真的评审后，欧洲用户要求（EUR）机构已通过了对西屋公司（Westinghouse）AP1000的设计认证，这意味着AP1000可以在欧洲进行商业推广。     

AP1000核电厂应对全厂断电事故的稳压器防满溢对策研究

AP1000核电厂若在全厂断电事故下丧失正常给水,会引起稳压器满溢,将通过稳压器安全阀排放液体冷却剂,引起反应堆冷却剂水装量流失,增大反应堆堆芯裸露的风险。与此同时,安全壳内的放射性水平因稳压器满溢可能会增大,增大向环境排放大量放射物质的可能。为防止稳压器满溢,本工作进行了解决或缓解稳压器满溢的对策研究。结果表明,增大非能动余热排出系统（PRHRS）热交换器的传热面积,可防止稳压器满溢;合理降低安全壳内置换料水箱（IRWST）的背压,可增大达到稳压器满溢的裕度,有效地缓解稳压器满溢;增大稳压器的自由容积,可防止稳压器满溢。此结论对AP1000核电厂的设计和事故分析有一定的参考作用。     

AP1000核电厂丧失正常给水稳压器防满水措施研究

在某AP1000核电厂丧失正常给水事件中，由于一系列的误操作导致稳压器满水，而稳压器安全阀在多次打开后可能无法重新关闭，不满足核电厂Ⅱ类工况验收准则。文章分析了该事件中稳压器满水的原因，即在非能动余热排出热交换器（PRHR HX）冷却能力充足的情况下，系统不适当的降压导致环路中冷却剂闪蒸，进而导致稳压器满水，此时通过开启堆顶放气阀启动应急下泄的方式无法有效降低稳压器液位。最后给出了AP1000核电厂丧失正常给水事故中防止稳压器满水的建议措施，即在RCS降压过程中，应确保RCS压力始终高于热管段温度对应的饱和压力，进而确保冷却剂不发生闪蒸。      

AP1000核电厂丧失正常给水稳压器防满水措施研究

In an accident of loss of feedwater in an AP1000 plant, the pressurizer was filled with water for a series of improper operations, and the safety valves may not be qualified to re-close following multiple cycles of opening, which is not acceptable in Condition Ⅱ events. The paper analyzes the causes for the filling of water in the pressurizer in this event, that is, the instantaneous evaporation of coolant in the loop during the process of improper depressurization of RCS while the PRHR HX is with sufficient cooling capability. At this time, the water level in the pressurizer level cannot be decreased by opening the reactor vessel head vent valves for emergency letdown. Finally, the recommended measure is provided to prevent the filling of water in the pressurizer during loss of normal feedwater for AP1000 NPP. The RCS pressure should always be higher than the saturation pressure corresponding to the temperature of the hot legs to avoid the coolant evaporation.     

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.     

AP1000主回路系统热工水力瞬态计算程序RETAC的开发

针对先进压水堆AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,自主开发了用于AP1000主回路系统热工水力瞬态计算的微机型程序RETAC（REactorTransientAnalysisCode）。利用程序对AP1000失流事故进行分析,得到了堆芯燃料中心最高温度、最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)、稳压器压力、水位及蒸汽发生器二次侧压力、水位等主要系统参数的瞬态特性。分析结果表明,在失流事故初期阶段,堆芯热通道燃料中心最高温度和MDNBR不超出规定限值,满足安全准则要求。RETAC完全采用模块化编程,便于移植和二次开发,可为后续开发自主知识产权的大功率压水堆安全分析程序提供借鉴。     

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。      

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。      

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计,在满足系统功能的前提下,充分考虑了屏蔽防护、核级部件在役检查、模块化设计、内部灾害防护等方面的要求。反应堆冷却剂系统主设备及主回路采用了紧凑型的布置方式,改善了环路配置的经济性,波动管布置在考虑足够柔性的基础上采用了大倾斜角连续上坡的方式,降低了波动管在运行过程中出现热分层的可能性,稳压器安全阀及ADS第1、2、3级集中布置在稳压器顶部,组合成一体化的模块Q601,改善了反应堆冷却剂系统布置结构。