免疫P-PID串级控制的核反应堆功率调节器研究

核反应堆的功率调节器通常采用传统的比例-积分-微分(PID)控制器来实现,能满足运行要求但控制效果一般。为改善这一状态,本文借鉴生物免疫中T细胞和B细胞间的协同免疫机理,提出基于人工免疫机理的免疫P和PID串级控制策略的核反应堆功率调节器。仿真测试结果表明:采用人工免疫的功率调节器能够有效地改善核动力装置的动态运行特性,并且其控制性能要优于基于传统PID的功率调节器。     

倾斜与摇摆条件下一体化反应堆自然循环特性研究

通过建立海洋条件下的附加力模型与控制体空间坐标求解模型,开发了基于RELAP5/MOD3.1程序的海洋条件热工水力分析程序。研究了海洋条件下一体化反应堆IP200的自然循环特性,分析倾斜与摇摆条件对自然循环的影响。计算结果表明:倾斜会降低堆芯流量,导致左右侧环路冷却剂流量不一致,影响直流蒸汽发生器的换热特性;摇摆情形下,环路的附加压降主要由切向力贡献;摇摆轴偏离中心位置以及倾斜和摇摆的叠加运动均会打破环路间的热工水力对称性,增大堆芯流量的波动幅度。     

基于确定性抽样的过冷沸腾边界条件不确定性分析

本文使用Fluent软件构建数学物理模型，对DEBORA过冷沸腾基准实验进行了数值模拟，并采用确定性抽样方法对模拟沸腾流动的边界条件不确定性进行分析，计算得到了主要径向参数分布的期望值和置信区间，分析了边界条件不确定性的影响趋势。此外，还计算得到了不确定性源对部分径向参数的影响权重。结果表明，流体入口温度和壁面热流密度的不确定性对径向空泡份额的影响较大，而运行压力和流体入口温度的不确定性是影响径向液体温度计算的主要因素。     

传热管破裂位置及根数对SGTR事故进程的影响

以一体化反应堆为研究对象,应用RELAP5/MOD3.4程序对套管式直流蒸汽发生器发生传热管破裂事故时,影响事故进程的一些因素进行了分析,其中包括破口在传热管轴向高度不同断裂位置,以及同时断裂多根传热管等。分析结果表明:不同断裂位置处的SGTR事故,其系统响应大致相同;不同破裂面积的SGTR事故,其破口处临界喷放流量与破口面积有着密切的联系。但总体来看,无论直流蒸汽发生器发生何种形式的SGTR,其一回路冷却剂通过破口处向二回路侧泄漏的积分流量大致相同,而且这个积分流量决定了一体化反应堆的瞬态响应。     

基于MSET和SPRT的核动力装置异常状态监测技术研究

对核电厂反应堆冷却剂系统在线监测与预警技术进行研究。在分析反应堆冷却剂系统组成特点及故障特点的基础上,采用多变量状态估计(MSET)和序贯概率比(SPRT)技术,对系统的变量进行估计预测和异常判断。一旦发现异常,即可触发故障诊断单元或给出预警。验证表明,通过MSET和SPRT技术结合的方法,可以较好地完成对变工况下的反应堆冷却剂系统异常监测任务。     

直流蒸汽发生器分组运行对流动不稳定的影响

一体化压水堆通常采用多个直流蒸汽发生器（OTSG）,在特定运行条件下,OTSG二次侧会出现流动不稳定现象,如何避免流动不稳定现象的发生是保证OTSG安全、稳定运行的难题。由于OTSG的流动不稳定出现在一定的运行区域,在低负荷时可采用OTSG分组方式运行,以保证运行的OTSG不发生流动不稳定现象。本工作采用RELAP5/MOD3.4程序对系统的运行特性进行分析,在讨论分组运行避开流动不稳定现象的同时,对OTSG分组运行模式在一体化压水堆核动力装置快速变负荷过程中的应用进行了特性研究。结果表明,OTSG分组运行方案可有效地避开流动不稳定区间,保证一体化压水堆核动力装置低负荷工况稳定运行。     

一体化压水堆双恒定运行方案控制策略研究

采用直流蒸汽发生器的一体化反应堆,由于其蒸汽发生器二次侧水容积小,储热能力弱,给反应堆的运行调节提出了更高的要求。双恒定运行方案集合了一回路冷却剂平均温度不变和二回路蒸汽压力不变两种运行方案的优点,对一、二回路都有利。本文以IP200一体化反应堆为研究对象,建立一体化反应堆的稳态分析模型,利用RELAP5瞬态分析程序,对其一回路侧和蒸汽发生器二回路侧进行热工水力分析,在此基础上研究了一体化反应堆双恒定稳态运行特性。结果表明,装置负荷在15%～100%FP(满功率)范围内变化时,控制策略能够维持冷却剂平均温度和蒸汽压力的恒定。     

剩余寿命预测新方法及其在滚动轴承中的应用

针对单一时频域指标不能完全诠释滚动轴承全寿命周期退化特性以及剩余使用寿命（remaining useful life,简称RUL）预测困难的问题,提出了基于均方谐噪比（mean square harmonic noise ratio,简称MSHNR）指标和改进正则化粒子滤波（regularized particle filter, 简称RPF）相结合的剩余寿命预测方法。首先,在局部均值进行信号分解的基础上,通过MSHNR指标实现轴承退化过程的特征提取;其次,分别基于Paris模型及Foreman模型构建滚动轴承稳定退化期和加速退化期的状态空间模型,并利用基于欧式距离的核函数实现重采样过程的改进,实现轴承健康状态评估和剩余寿命预测;最后,通过公开的滚动轴承加速数据验证了所述方法的有效性。相关研究成果能够为核动力旋转设备中滚动轴承的预测性维护提供参考依据,提高公众对核动力旋转设备运行的认识与信赖。     

倾斜对强迫循环和自然循环影响的比较

倾斜对强迫循环和自然循环影响的比较高璞珍庞凤阁刘殊一彭敏俊（哈尔滨工程大学）（哈尔滨第７０３研究所）关键词倾斜一回路强迫循环自然循环１引言所研究的强迫循环和自然循环是针对核船压水堆（ＰＷＲ）一回路系统的。核动力舰船在海洋条件下航行，由于海浪作用会...     

核电站凝汽器仿真模型研究

凝汽器是核电站汽轮发电机组的主要设备之一,采用仿真手段研究核电站凝汽器的运行特性对于优化设计和运行、提高运行的安全性和经济性具有实际意义。本文以核电站中普遍采用的表面式单流程对分制凝汽器为研究对象,运用分布式热动力学的建模思想,考虑不凝结气体（空气）对换热特性的影响,建立了凝汽器的动态数学模型。通过仿真计算,得到不同控制参数阶跃情况下凝汽器的动态响应,仿真结果与实验结果符合良好,表明所建立的仿真模型正确、合理。