空间核动力装置控制鼓系统试验样机热态性能试验

控制鼓系统是空间核动力装置上执行功率调节、紧急停堆的重要安全设备,其能否正常运行直接关系到核动力装置的安全性。为验证控制鼓系统能否满足设计要求,必须进行热态下的性能试验。本文采用1∶1全尺寸控制鼓系统试验样机,通过设计建立专用的热态性能试验装置,对试验样机寿期内全行程往复、电机切换和快速复位功能进行了试验验证和研究分析。试验过程显示,试验样机运行基本平稳,无异响和卡顿,快速复位时间满足设计指标,但传动链终端存在角度滞后、旋转过程位置重复精度低和小角度快速复位乏力等现象。该控制鼓系统试验样机机构设计基本满足机械运转功能,为下一阶段控制鼓系统结构的优化与定型奠定了基础。     

空间核动力装置控制鼓系统试验样机快速复位时间测量方法研究

控制鼓系统是空间核动力装置上执行功率调节、紧急停堆的重要安全级设备,其能否正常运行直接关系到核动力装置的安全性。为测试控制鼓系统的快速复位时间,通过分析控制鼓系统的转动和传动过程,提出了快速复位零点判断、计算复位时间的方法。采用1∶1全尺寸控制鼓系统试验样机和综合测试平台,对快速复位时间进行了实测试验。试验结果表明,该测试方法是真实、有效、可靠的,可应用于控制鼓系统各阶段研发、使用过程中快速复位时间的测量。同时也验证了控制鼓系统的设计满足设计指标,机械快速复位时间小于1 s。     

安全棒系统试验样机冷、热态性能试验研究

安全棒系统是空间核反应堆的关键设备之一,它具有结构紧凑、传动精度高、与反应堆容器连接接口多、工作温度高等特点。通过采用全尺寸的安全棒系统试验样机,确定了冷、热态性能试验方案,设计了专用的试验装置开展冷、热态性能试验。试验结果表明,安全棒系统试验样机运行正常,性能达到设计要求,为试验样机的抗震试验提供了条件,也为安全棒系统后续设计及试验装置的改进提供了参考依据。     

安全棒系统试验样机冷、热态性能试验研究

安全棒系统是空间核反应堆的关键设备之一,它具有结构紧凑、传动精度高、与反应堆容器连接接口多、工作温度高等特点。通过采用全尺寸的安全棒系统试验样机,确定了冷、热态性能试验方案,设计了专用的试验装置开展冷、热态性能试验。试验结果表明,安全棒系统试验样机运行正常,性能达到设计要求,为试验样机的抗震试验提供了条件,也为安全棒系统后续设计及试验装置的改进提供了参考依据。     

空间核动力装置斯特林转换系统的热力学性能优化分析

以Sunpower公司设计的先进斯特林转换器为研究对象,建立斯特林循环理论模型,运用有限时间热力学理论分析系统性能。在空间核动力装置的工况基础上,研究吸热温度对循环的影响,讨论熵理论和理论在系统优化方面的适用性,比较生态学优化准则和输出功率优化准则的优化结果。研究结果表明,提高循环吸热温度可以有效增大循环效率和输出功率,可采用熵产率和损失率进行输出功率优化,输出功率优化准则在放热温度较低时适用,当放热温度较高时,生态学优化准则更为合理。     

核动力装置混合智能故障诊断系统研究

针对核动力装置的状态监测与故障诊断问题,为克服单一故障诊断方法的局限性,本文提出了基于多层流模型(MFM)和信息融合理论的混合智能故障诊断方法。利用信息融合的方法来提高故障诊断的快速性和准确性,同时利用MFM方法解释故障发生时报警的传播路径,提高对诊断结果的可理解性。仿真实验表明,混合智能诊断方法能迅速判明故障并提交报警分析。     

核动力堆热功率跟踪系统的自校正模型算法控制

针对核动力堆控制系统这一带不确定参数及干扰的复杂非线性系统 ,本工作用自校正模型算法控制原理提出了一种动力堆热功率跟踪控制的方法。该方法克服了一般多步模型算法控制律所存在的由于模型估计不准或模型参数大幅度变化引起系统动态特性和控制质量变坏的缺点。通过仿真 ,将本方法与一般多步模型算法控制相比较 ,结果证明了该方法可使系统具有更强的鲁棒性和更好的动态品质。     

船用核动力装置止回阀的流固热耦合研究

针对船用核动力装置中止回阀的泄漏问题,利用流固热耦合仿真方法研究了温度快速变化对止回阀的影响,结果表明:止回阀的等效应力和变形量随温度的降低而降低;密封压垫和四合环最大等效应力位于阀门管道两端,最大变形量位于阀门前后部位;密封压垫的最大变形量和收缩率都比四合环大;由于高温高压的作用,密封压垫与阀盖之间产生了明显的间隙,易发生泄漏,且该间隙随温度的降低而扩大,可能加剧泄漏。      

核动力装置主辅系统辐射源强计算

本文介绍我们编制的用于计算堆芯燃料元件、堆内部件活化以及核动力装置主、辅系统辐射源强的程序。它是屏蔽设计的基本工具之一,也为剂量监测、环保安全和废物处理提供有关的参数。     

核动力装置混合式状态监测系统的研究

为了保障核动力装置安全、可靠地运行,避免重大事故发生,对核动力装置开展状态监测技术的研究十分重要。本文以民用核动力装置为研究对象,对一回路系统典型故障进行分析,选取特征参数并提取其征兆信息;采用混合式状态监测方法开展状态监测与故障诊断研究,故障识别效果良好,可以为核动力装置的安全运行与决策提供借鉴。     

Study on Scram Time Measurement Method of Control Drum System Experimental Prototype of Space Nuclear Power Device

The control drum system is important safety level device for power regulation and emergency shutdown of the space nuclear power device. The safety of the reactor directly depends on whether the control drum system can operate well or not. In order to test the scram time of the control drum system, a method of judging the zero position and calculating the scram time was proposed by analyzing the rotation and transmission process of the control drum system. The full-scale model of the control drum system experimental prototype and a comprehensive test platform were used to test the scram time. The test results show that the test method is real, effective and reliable, and can be applied to the measurement of scram time in the development and use of control drum system at all stages. At the same time, it is also verified that the design of the control drum system meets the design target that the mechanical scram time is less than 1 s.     

核电数字化控制系统安全综述

核电站控制系统的数字化和联网化,在提高控制性能、方便操作维护的同时,也带来新的安全漏洞。特别是通用的协议、软件和设备正逐步取代原有的专用系统,这导致系统安全漏洞更容易被利用。而控制系统与现实世界直接相互作用,一旦出现安全问题,将威胁人身健康和环境安全,破坏关键基础设施,甚至危及国家安全。通过详细评述近年来数起与核电相关的控制系统安全事件,总结归纳控制系统安全的重要意义和难点问题。结合现有的研究成果,分析展望了有学术价值的研究方向。     

核电站控制区出入控制系统的改进和优化

核电站的控制区出入控制系统承担着人员进出控制、物件进出控制 ,防止污染扩散等重要功能。在 IRPA-1 0会议期间了解了国外核电站出入控制系统的改进和发展。通过介绍日本福岛 ( Fukushima)核电站出入控制系统的改进 ,并结合秦山核电站控制区出入控制系统的改进和优化进行比较 ,谈一些评价意见。     

核电厂控制室控制功能切换方案研究

核电厂为运行人员提供了主控制室（MCR）作为电厂集中监控中心,并提供了与MCR实体隔离和电气隔离的远程停堆站（RSS）作为辅助控制室,以在MCR不可用时投入使用,对电厂实施监控,并将电厂带入停堆状态和导出余热。根据核安全法规、导则及标准要求,来自MCR和来自RSS的电厂控制功能须相互闭锁,不能同时执行。本文通过比较分析,研究CPR1000、EPR及AP1000堆型核电厂控制室操作模式切换方案的特点与不足,在详细研究的基础上给出控制室切换功能设计的几个基本原则,供新的核电厂控制室功能切换方案设计时参考,以设计出更为实用、简洁、安全、便利的方案。     

机组临时停机停堆期间的化学监督与控制

目前的化学与放射化学程序和措施,都是针对正常功率运行和按部就班有计划的大修状态而设置,如遇到机组跳堆、跳机或冷停堆等紧急情况,则没有相应的应急预案或相关程序进行提前或有目的地干预。基于这种情况,电厂化学人员经过多年的实践和不断经验反馈,总结并编写了专门针对紧急停机停堆的化学监督与控制应急预案。通过停堆过程和停堆后的不同状态,启机过程的化学与放射化学监测,监督燃料包壳状态,控制一回路的剂量水平,以防止设备腐蚀。     

核电厂反应堆保护系统紧急停堆响应时间分析及测试

简要介绍核电厂反应堆保护系统的结构和紧急停堆工况下的数据处理过程,对反应堆保护系统紧急停堆的响应时间进行理论分析。建立响应时间测试原理,并设计相应的测试装置,完成实际测试工作。对测试所得实验数据进行统计学分析的结果表明,反应堆保护系统紧急停堆响应时间的理论最大值为149.1 ms,实验最大值为144.8 ms;实验响应时间符合均值为120.6 ms,方差为90.1 ms的正态分布。     

核电厂辐射控制区出入控制模式优化

电子剂量计系统是核电厂辐射控制区人员出入许可控制环节中最重要的手段,目前我国核电厂中广泛使用法国MGP公司的电子剂量系统。本文探讨核电厂在电子剂量计系统与出入控制联动的基础上实现人员指纹识别的可行性和识别系统的初步设计。     

控制棒水压驱动系统落棒减速性能实验研究

控制棒水压驱动系统是清华大学为低温核供热堆发明的新型的内置式控制棒驱动技术,控制棒水力减速部件是水压驱动系统的关键部件之一,通过其对控制棒落棒过程进行减速,在保证落棒时间的前提下,降低控制棒快速落棒过程的冲击力。分析了水力减速部件组成和工作原理,确定了水力减速箱侧壁开孔方案,完成了不同开孔方案工况下控制棒水压驱动系统冷态落棒减速性能实验,在实验结果的基础上对比和分析了不同方案下的落棒减速机理和落棒过程特征参数随开孔方案的变化规律。分析结果表明:随开孔面积的增大,落棒时间逐渐减小,落棒峰值速度逐渐增大。在开孔面积大于0.004 m~2时,随开孔面积的增大,落棒峰值速度增大过程趋于平缓,落棒稳定速度和落棒延迟时间变化不大,控制棒触碰碟簧速度缓慢增大。实验研究成果为控制棒水压驱动系统落棒减速部件的理论建模和设计优化提供了基础。