快堆冷却剂出口温度的自抗扰控制

为提高快堆控制系统的瞬态响应速度,降低控制器的超调量及稳态误差,设计了快堆冷却剂出口温度的线性自抗扰控制器。基于快堆的中子动力学方程、反应性方程和堆芯热传输方程,推导出了用于线性自抗扰控制器设计的带总扰动项的二阶模型。利用所得二阶模型的参数,确定了带模型信息的线性扩展状态观测器的部分参数。最后,在MATLAB环境下对控制器模型进行了仿真并加入系统模型信息。仿真结果表明,所设计的控制器具有良好的性能。相比于以冷却剂流量变化量为控制量的控制器,以冷却剂流量作为控制量的控制器具有更快的响应速度、更小的超调量、更好的抗干扰能力。     

铅冷快堆功率的线性自抗扰控制

快堆瞬发中子寿命短,缓发中子份额小,反应性扰动下反应堆周期较压水堆短,功率变化快,控制其功率的难度很大。因此,要求快堆的控制器具有较快的响应速度和控制精度。考虑到快堆功率控制的这些难点,本文基于线性自抗扰控制(Linear Active Disturbance Rejection Control)理论设计了分别带有模型信息和不带模型信息的两个控制器。导出了用于自抗扰控制器设计的相对功率的二阶非线性模型和对应的线性扩张状态观测器(Linear Extended State Observer)。通过调试确定了线性扩张状态观测器带宽的值。最终仿真的结果表明,两个控制器都适用于铅冷快堆(Lead-cooled FastReactor)的功率控制,均有较快的调节速度与精度,并且加入模型信息的线性自抗扰控制器拥有更准确的总扰动估计效果,优秀的控制性能以及更良好的抗扰效果。     

熔盐堆功率自抗扰控制方法研究

功率控制系统是反应堆的关键控制系统之一,对保证反应堆安全和稳定运行起着极其重要的作用。设计良好的熔盐堆功率控制器应具有及时的瞬态响应特性,需要简单可靠的控制方法以保证控制器的响应速度和安全性。本文基于线性自抗扰控制(Linear Active Disturbance Rejection Control,LADRC)理论设计了应用于熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)的反应堆功率控制器,导出了用于自抗扰控制器设计的相对功率的二阶线性微分方程和对应的线性扩张状态观测器(Linear Extended State Observer,LESO)。最终,通过仿真得到的结果表明:该控制器模型适用于熔盐堆功率的控制,具有较快的调节速度和精度,且对测量噪声不敏感,有良好的抗扰效果。     

核反应堆堆芯功率模糊切换控制系统开发及应用

为利用不同类型控制器的性能优势,基于堆芯模糊多模型,利用比例-积分-微分(PID)控制器和模糊控制器,结合T-S型模糊规则设计模糊切换控制器。以三里岛核电站压水堆堆型堆芯为例,建立一套堆芯功率模糊切换控制系统并开展仿真研究。结果表明,与传统PID控制器相比,所设计的堆芯模糊切换控制器更适用于堆芯反应性阶跃扰动和堆芯冷却剂进口温度阶跃扰动下的堆芯功率控制。     

基于流量功率比恒定的小型铅基快堆运行研究

为开展小型铅基快堆运行策略研究,建立堆芯传递函数模型,利用比例-积分-微分（PID）控制器,结合控制棒驱动机构,分别设计堆芯流量功率比恒定与堆芯稳定核功率的运行方案。分别建立不同运行策略下的控制系统,开展一回路流量阶跃和堆芯反应性扰动仿真。结果表明,在引入一回路流量阶跃下降工况下,稳定核功率运行方案由于堆芯功率恒定而导致堆芯出口温度过高;在流量功率比恒定方案下,堆芯功率跟随一回路流量下降从而保证堆芯出口温度迅速稳定在安全范围内;在阶跃反应性扰动下,2种方案均可迅速调控堆芯功率的上冲幅度和超调量,堆芯出口温度基本维持恒定。      

超临界水冷堆CSR150概念设计

超临界水冷堆（SCWR）是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆（CSR1000）概念设计方案的基础上，提出了超临界技术示范堆（CSR150）概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究，堆芯采用45盒燃料组件设计，通过燃料富集度分区及双流程冷却剂流动方案设计，提升冷却剂出口温度并降低燃料包壳温度。研究分析表明，本文方案中功率分布、燃料包壳温度等关键参数满足CSR150设计目标和设计准则要求。     

基于变论域模糊PID的液态熔盐堆堆芯功率控制

液态熔盐堆堆芯系统具有非线性、时变性等特点,模糊比例积分微分(PID)控制技术因初始论域不能跟随误差变化而伸缩,使得系统的控制精度降低,故设计了一种基于变论域模糊PID控制器的堆芯功率控制策略。以熔盐增殖堆MSBR堆芯为例,在堆芯入口温度扰动或堆芯反应性扰动下,使用Matlab/Simulink对PID控制、模糊PID控制与变论域模糊PID控制下的效果进行仿真对比。结果表明,基于变论域模糊PID控制器建立的堆芯功率控制系统响应速度更快,超调量更小,控制效果更佳。     

超临界水堆的燃料组件设计研究

与现有的轻水堆相比,欧洲高性能轻水概念堆（HPLWR）不但具有更高的系统压力（超过水临界点）,而且具有更高的堆芯冷却剂温升和堆芯出口温度,因此,发电厂汽轮机的发电功率和热效率也更高。在HPLWR中,有7种以上的因素会导致堆芯冷却剂密度发生强烈变化,因此需要为其开发新型燃料组件。系统的设计研究表明：在减少结构材料、优化慢化剂一燃料比和展平燃料棒功率等方面,布置有两排燃料棒及一个中心位置的慢化剂盒的方型燃料组件是最佳的。利用中子学和热力学分析,已完成了HPLWR燃料组件的详细力学设计。此外,提出了上管座、下管座、蒸汽腔室、下部搅混腔室以及下堆芯板等概念设计,组成HPLWR特殊的流体通道。这种设计不仅实现了慢化剂与冷却剂相向流动时的防漏,而且实现了不同介质流的均匀混合。燃料组件设计概念可作为关键部件,用于所有HPLWR的先进堆芯设计。     

基于蚁群算法的小型铅基堆堆芯功率控制研究

小型铅基堆适用范围广、运行工况复杂多变,采用传统的控制方法难以实现堆芯功率的良好控制。为解决传统线性二次高斯控制（LQG）/回路传输恢复技术（LTR）控制器参数无法实现在线调整问题,采用微扰理论建立堆芯状态空间模型,设计一种基于蚁群算法的LQG/LTR控制器,建立小型铅基堆堆芯功率控制系统,实现了LQG/LTR控制器参数在线调整,并开展了堆芯动态仿真研究。结果表明,基于蚁群算法的LQG/LTR控制器相较于传统LQG/LTR控制器更易达到稳定,且变化幅值更小。      

液态熔盐堆堆芯功率模糊PID控制

液态熔盐堆采用熔融氟化盐为燃料,燃料熔盐出口温度是衡量熔盐堆安全的重要指标。通过堆芯功率控制可实现燃料熔盐出口温度控制。将液态熔盐堆堆芯划分成内区和外区,并基于能量守恒原理建立堆芯非线性模型,采用微扰理论对非线性模型进行线性化。基于堆芯线性化模型,采用模糊比例-积分-微分(PID)控制器设计堆芯功率控制系统。以熔盐增殖堆(MSBR)为例,开展堆芯功率控制仿真。结果表明,引入10^-3、2×10^-3阶跃反应性时,模糊PID控制器可以减小系统响应的上冲幅度和超调量,并且在堆芯功率发生了较大的负荷变化时,模糊PID控制器可以对堆芯功率的变化实现良好跟踪。故所采用的模糊PID控制器具有良好的动态性能,可实现对堆芯功率的良好控制。     

T-S型模糊切换控制器在堆芯功率控制中的应用#br# #br#

The traditional PID controller is used to control the core power, which has the problems of large overshoot and long regulating time in the control process. In order to solve this problem, based on the core transfer function model, the PD controller, the PID controller and the fuzzy controller are weighted and switched by T-S fuzzy rules, and T-S fuzzy switching controller is designed. Taking the core power control of a lead cooled fast reactor as an example, a T-S fuzzy switching control system of the core power is established to simulate the relative power setpoint value step and the core inlet coolant temperature disturbance. The results show that the T-S fuzzy switching controller designed based on the core transfer function model can achieve a good control of the core power.     

T-S型模糊切换控制器在堆芯功率控制中的应用

采用传统比例-积分-微分(PID)控制器开展堆芯功率控制,控制过程中存在超调量大、调节时间长的问题。为解决这一问题,基于堆芯传递函数模型,采用T-S型模糊规则对比例-微分(PD)控制器、PID控制器、模糊控制器进行加权及切换,设计T-S型模糊切换控制器。以铅冷快堆堆芯功率控制为例,建立堆芯功率T-S型模糊切换控制系统,开展堆芯相对功率设定值阶跃、堆芯冷却剂进口温度扰动仿真。结果表明,基于堆芯传递函数模型设计的T-S型模糊切换控制器可以实现对堆芯功率的良好控制。     

基于NSGA-Ⅱ算法的核反应堆功率LQG控制器设计

反应堆功率控制系统的设计与核电厂的安全性和经济性息息相关。为提高其功率控制性能,本研究以某压水堆核电厂为研究对象,建立了其非线性动态数学模型,推导了其状态空间模型;采用线性二次型高斯（LQG）最优控制方法,设计了堆芯功率控制器;进一步基于遗传算法NSGA-Ⅱ对LQR权重系数进行了多目标优化;将本文所设计的控制器与传统PID控制器进行了典型工况的仿真对比。结果表明,与传统PID控制器相比,基于NSGA-Ⅱ方法优化的LQG控制器不但响应快速、控制精度高、稳定性好,而且具有良好的鲁棒性,能获得更优越的堆芯功率控制效果。     

Measurement of subassembly outlet coolant temperature in the JOYO experimental fast reactor

Thermocouple temperature sensors are installed above the central region of the core in the JOYO experimental fast reactor to monitor the outlet coolant temperature of 115 subassemblies. This paper summarizes the experimental temperature data obtained during initial 50 MWt operation of the reactor. Subassembly outlet coolant temperature distributions that were obtained under various power levels, different main cooling system flowrates, and unequal reactor inlet temperatures from the two cooling loops are described. In addition, coolant temperature and flowrate distributions at the subassembly outlet measured in a zero power experiment are presented.     

Core design of a high-temperature fast reactor cooled by supercritical light water

A high-temperature large fast reactor cooled by supercritical water (SCFR-H) is designed for assessing its technical feasibility and potential economical improvement. The coolant system is once-through, direct cycle where whole core coolant flows to the turbine. The goal is to achieve the high coolant outlet temperature over 500°C. We study the reactors with blankets cooled by ascending and descending flow. SCFR-H adopts a radial heterogeneous core with zirconium-hydride layers between the driver core and the blankets for making coolant void reactivity negative. The coolant outlet temperature of the core with blankets cooled by ascending flow is low, 467°C. The reasons are as follows: (1) the power swing due to the accumulation of fissile material in the inner blankets with burn-up, and (2) local power peak in the assemblies due to the zirconium-hydride layers. The difference in the outlet coolant temperature is more enhanced than the low temperature core where outlet temperature is approximately 400°C. The reason is that the coolant temperature is more sensitive to the enthalpy change than near the pseudo critical temperature, 385°C at 25 MPa. Thus, we design the core with blankets cooled by descending flow to obtain high coolant outlet temperature. The coolant outlet temperature becomes 537°C, which is 70°C higher than that of the core with ascending blanket flow. The thermal efficiency is improved from 43.2 to 44.6%. The coolant mass flow rate per electric power decreases by 14%. This will reduce the size of the balance of plant (BOP) system. The power of the reactor is high (1565 MWe) and the void reactivity is negative.     

Safety of Super LWR, (I) Safety System Design

This paper describes design concept of safety system of the high-temperature supercritical pressure light water cooled reactor with downward-flow water rods (Super LWR). Since this reactor is once-through cooling system without water level and coolant circulation, the fundamental safety requirement is keeping core coolant flow rate while that of light water reactors (LWR) is keeping coolant inventory. “Coolant supply from cold-leg” and “coolant outlet at hot-leg” are needed for it. The advantage of the once-through cooling system is that reactor depressurization induces core coolant flow and cools the core. The downward-flow water rod system enhances this effect because the top dome and the water rods supply its water inventory to the core like an “in-vessel accumulator.” The safety system of the Super LWR is designed referring to those of LWR in consideration of its characteristics and safety principle. “Coolant supply” is kept by high-pressure auxiliary feedwater system and low-pressure core injection system. “Coolant outlet” is kept by safety relief valves and automatic depressurization system. The Super LWR is equipped with two independent shutdown systems: reactor scram system and standby liquid control system. The capacities and the actuation conditions determined in this study are to be used in safety analysis.