核动力装置冷凝器实时仿真

根据核动力装置的冷凝器结构及工作特性,给出了适用于冷凝器动态特性实时仿真数学模型.该模型可用于冷凝器稳态和动态的仿真,并能够预测冷凝器内蒸汽和凝结水的流量以及蒸汽、凝结水、管壁和冷却水等的温度.用本文的仿真模型对正常运行工况及事故工况进行了仿真计算,将仿真结果与系统设计值进行了比较.结果表明,该模型能够满足核动力装置冷凝器实时仿真的要求.     

压水堆核电厂蒸汽排放控制系统实时仿真研究

建立了压水堆核电厂蒸汽排放控制系统及其控制对象的实时仿真模型,包括蒸汽发生器及相关管道阀门的数学模型.在此模型基础上,编制了压水堆核电厂蒸汽排放控制系统动态特性的实时仿真程序,并对该控制系统模型进行了闭环稳态和瞬态等工况的可视化动态实时仿真.仿真结果表明,程序输出与实际系统响应趋势一致,仿真软件能实时输出蒸汽排放控制系...     

核动力装置蒸汽发生器数值模拟计算

建立了一个合理完善的核动力装置蒸汽发生器动态特性分析数学模型，并运用Ｇｅａｒ方法对此模型求解。研制了用于核动力装置蒸汽发生器稳定运行及扰动和事故工况下动态数值模拟的安全分析程序。运用此程序对秦山核电厂蒸汽发生器失去给水的事故进行了计算，所得结果与大型程序ＲＥＬＡＰ－５计算结果符合较好，并对蒸汽发生器几种不同扰动序列的计算结果进行了理论分析。     

套管式直流蒸汽发生器动态实时仿真研究

基于基本的流体质量、能量和动量守恒原理,建立了套管式直流蒸汽发生器的动态数学模型。该模型采用集总参数和移动边界的建模方法,将直流蒸汽发生器流道分为欠热段、沸腾段和过热段。采用Gear算法求解,对建立的模型进行稳态和动态仿真,并利用RELAP程序进行校验。结果表明：所建立的模型是正确和有效的,能用来进行直流蒸汽发生器的动态特性实时仿真。     

蒸汽发生器优化设计后的运行特性研究

以秦山核电厂相关设备为原型,基于已开发的蒸汽发生器模型及优化计算程序,利用系统分析程序RELAP5验证该模型的准确性,并对优化设计所给出的蒸汽发生器的设计方案的稳态运行特性和负荷提升瞬态运行特性进行了模拟分析。结果显示：已开发的蒸汽发生器数学模型是合理的;在超负荷运行过程中,经优化设计的蒸汽发生器存在循环倍率过低问题;RELAP5可作为核动力设备优化设计方案的验证程序。     

直流蒸汽发生器建模与仿真研究

以B&W公司直流蒸汽发生器（OTSG）为对象,基于仿真支撑软件APROS平台中的基本模块,建立了图形化的直流蒸汽发生器模型;利用不同的APROS两相流计算模型进行仿真,对比分析后选取六方程计算模型;将2种模拟工况下的仿真结果与压降和传热系数经验关系式的计算结果进行对比,根据对比结果修正模型的压降和传热系数;将设定工况下的稳态及动态仿真结果与国内外实验数据对比,验证了本文模型的准确性。      

PRS换热器蒸汽凝结换热模型研究

使用RELAP5/MOD3.2程序对某型核动力装置二次侧非能动余热排出系统(PRS)1:1实验装置进行稳态计算,一些工况下计算结果同实验结果偏差较大。研究了汽-液界面剪切应力及系统高压等条件对层流和湍流状态下竖直管内蒸汽凝结模型的影响,并对模型进行了改进。改进后的RELAP5程序对该系统1:1实验装置进行稳态和瞬态计算,计算结果同实验结果符合良好。     

船用核动力二回路热力系统动态仿真

基于船用核动力装置运行安全分析,建立了二回路系统两相流通用仿真软件模型,实现了人工干预条件下复杂两相流流体网络系统的动态特性实时仿真,拓展了目前核动力装置通用安全分析程序的研究范围.以二回路快速降负荷为例,对仿真模型的性能进行了验证.结果表明:该软件模型能准确反映船用二回路系统的动态特性,可用于事故处置规程和控制系统功能的验证.该模型也可用于核电站饱和蒸汽系统仿真软件的开发.     

螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力分析模型

基于混合流模型的质量、动量和能量守恒方程,采用可移动边界法建立了压水堆螺旋管式直流蒸汽发生器的稳态和动态分析模型。模型将二次侧传热区域分为预热段、蒸发段和过热段,且考虑了缺液区传热。通过对国际革新与安全反应堆(IRIS)螺旋管式直流蒸汽发生器的模拟,对模型进行了验证。结果表明,本文所建立的稳态和动态模型合理,稳态计算结果与设计值符合良好,动态仿真符合热工水力学及其定性机理分析结果。     

基于APROS的核动力系统建模与仿真研究

本研究基于仿真软件APROS对两环路核动力系统的一、二回路耦合系统建立了仿真模型,并对此模型进行了功率运行稳态工况和线性变负荷动态工况仿真模拟。结果表明,模型仿真结果的最大稳态相对误差小于5%,与设计值符合较好;动态仿真趋势与热工水力计算程序RELAP5仿真趋势基本一致,验证了模型的有效性。因此,该核动力系统一、二回路匹配性良好,且本文所建立的系统模型能够较准确地模拟核动力系统的运行。     

核电厂凝汽器汽流激振问题研究与预防

针对某类型核电厂凝汽器在单列运行时发生多起因汽流激振导致的钛管开裂事件,采用基于多孔介质模型的计算流体动力学（CFD）方法对该凝汽器的喉部和管束区汽侧流场进行全三维数值仿真,计算得到凝汽器在多个单列运行工况下的汽侧速度场与钛管汽流激振风险系数分布。根据仿真计算结果,该凝汽器单列运行时,在靠近凝汽器垂直中心线的换热模块空冷区上方的指缝区表层钛管发生汽流激振的风险较高,为降低汽流激振风险需要考虑在相关位置安装防振条或实施预防性堵管。根据凝汽器单列运行泄漏工况数值仿真计算结果与核电机组实际运行记录,建议该核电厂凝汽器单列运行时在夏季、冬季工况下机组安全运行电功率限值分别为900 MW和600 MW。该凝汽器钛管跨距偏大,为了避免发生汽流激振现象,应将钛管跨距缩短到610.5 mm以下。     

直流蒸汽发生器控制系统研究

在所建立的直流蒸汽发生器动态数学模型基础上,研究和分析了直流蒸汽发生器在各种扰动下尤其在负荷变化下的响应,得到了在这些扰动下直流蒸汽发生器压力和各段长度的变化规律。在此基础上研究了串级控制系统和基于神经网络的自学习模糊控制系统,并进行了控制系统仿真研究,结果显示两种控制系统都具有较好的控制能力。研究结果对实际直流蒸汽发生器的控制系统设计具有一定的指导意义。     

直流蒸汽发生器的自抗扰控制研究

直流蒸汽发生器（OTSG）水容量小,蓄热能力小,其数学模型具有不确定性和非线性的特征,在存在扰动及负荷变化时,蒸汽压力会出现较大波动,对系统设备产生不利影响。常规比例-积分-微分（PID）控制存在超调、抗扰动性能差等问题,难以满足系统性能需求。针对上述问题,本文使用自抗扰控制器（ADRC）对OTSG的蒸汽压力进行控制。但由于ADRC待整定参数较多,调节比较困难,本文对混合蛙跳算法（SFLA）进行改进优化,用于ADRC参数的整定寻优,并建立仿真模型进行仿真试验研究。结果表明：采用改进SFLA进行参数自整定的ADRC能够实现对OTSG快速无超调的跟踪控制,减小了蒸汽压力的控制误差,并具有良好的抗扰动能力。     

HTR-10蒸汽发生器的建模及分析

为开发适用于球床模块式高温气冷堆HTR-10的模拟机,采用一体化仿真支撑平台vPower建立了蒸汽发生器的实时热工水力模型。模型以传热方程为基础求解两侧工质及金属管壁的温度和焓,以流体网络为基础求解两侧工质的压力和流量。本文讨论了3种节点划分方案,针对不同节点划分方案的适用范围提出了建议并采用96节点划分方案进行后续研究。此外,通过分析确认了模型在稳态工况下主要参数和分布参数的准确性和合理性,并在100%功率稳态工况的基础上模拟了氦气侧流量阶跃的场景,分析了模型中主要参数的变化过程。动态仿真结果表明,氦气流量阶跃会引起一、二次侧参数不同程度的变化,变化幅度与阶跃程度呈正比,且金属管壁和水侧热容、二次侧参数变化速率相对缓慢,模型再平衡时间较短,表明HTR-10采用的螺旋管式直流蒸汽发生器的热惯性相对较小。     

船舶汽轮机优化设计

船舶汽轮机是船舶动力装置中关键设备之一,且随着汽轮机大功率的发展趋势,其重量体积进一步增加,这给设备的设计安装带来困难,并严重影响船舶的机动性。因此,有必要在汽轮机设计中,应用优化技术寻找设计参数的最优组合,以减小汽轮机的重量或体积。建立船舶汽轮机设计计算数学模型,对其重量受冷凝器压力、高低压缸功率比和低压缸末级径高比影响的敏感性进行分析。以船舶汽轮机重量最小为目标函数,在满足一定的结构及性能约束条件下,利用混合粒子群算法对其进行优化设计。研究结果显示,采用优化方案后,汽轮机重量减小了3.13%。最后对优化结果进行了分析,指明了汽轮机优化设计的方向。     

直流蒸汽发生器动态特性与小破口故障仿真研究

以B&W直流蒸汽发生器为对象,基于过程仿真软件（APROS）支撑平台中的基本模块,建立了图形化的直流蒸汽发生器仿真模型。对模型进行变工况下的稳态和动态仿真,由结果可知,一次侧入口焓值与二次侧出口压力对稳态特性影响最大,一次侧入口温度对动态特性影响最大。进一步研究直流蒸汽发生器发生换热管破裂事故时,破口位置和破裂程度对其运行特性的影响。结果表明,破口发生位置接近一次侧入口时,对直流蒸汽发生器运行影响最大;换热管破裂对直流蒸汽发生器运行特性的影响随着破裂程度的增加而增大。      

新型蒸汽发生器综合性能实验研究

由于蒸汽发生器中流动及传热的复杂性,目前华龙一号ZH-65型蒸汽发生器不能完全通过理论计算进行设计,其性能是否满足设计要求必须通过开展相应的实验予以确认。本文利用中国核动力研究设计院的蒸汽发生器综合实验装置对新型蒸汽发生器开展综合性能实验研究,以验证ZH-65型蒸汽发生器二次侧自然循环性能和总体性能。通过稳态实验研究,获得了蒸汽发生器不同功率负荷下二次侧出口蒸汽压力、蒸汽产量、出口蒸汽湿度、循环倍率、给水组件阻力、汽水分离器压降等关键热工参数,全面验证了蒸汽发生器静态工作特性。本文还对蒸汽发生器瞬态工作特性进行了深入研究,获得了蒸汽发生器阶跃条件下的运行特性,获得的实验数据表明,华龙一号ZH-65型蒸汽发生器完全满足设计要求。     

核电厂凝汽器故障信号定值的计算与分析

核电厂的凝汽器压力达到"不可用"设定值后,将禁止旁路蒸汽向凝汽器排放.CPR1000系列反应堆要求,在紧急停堆先于凝汽器达到"不可用"设定值之前发生的情况下,仍能通过旁路系统继续向凝汽器排放蒸汽10～12 s,否则将引起主蒸汽系统管路超压.某些瞬态工况下,凝汽器的压力上升较快,为满足核岛蒸汽安全排放的要求,需对瞬态工况下凝汽器的压力变化进行仿真计算.本文通过模拟汽轮机紧急停机及紧急停堆后的凝汽器压力变化规律,研究满足核岛蒸汽安全排放要求的技术方案,解决瞬态工况下主蒸汽管道的超压问题.     

基于节点法的轴流式预热蒸汽发生器稳态热工水力分析

基于一维流动假设、传热假设和两相热平衡假设等,采用集总参数法和分布参数法相结合,建立了轴流式预热蒸汽发生器的一维稳态热工水力分析模型。采用C++语言编程,将计算结果与某典型轴流式预热蒸汽发生器热工水力参数的设计值进行对比,结果表明大部分总体参数计算结果的相对误差都在3%以内,验证了模型的合理性;蒸汽发生器中温度、空泡份额、压力等参数沿一次测流体流动方向的变化趋势,符合热工水力学及定性机理分析结果,说明所建立的模型和求解方法能够较准确预测轴流式预热蒸汽发生器稳态热工水力参数分布。