瞬态条件下稳压器水位测量特性试验研究

稳压器是压水堆核动力装置压力安全系统的主要设备，其水位波动反映了一回路系统的水容积变化情况，是稳压器运行控制的关键参数之一。本文基于双区非平衡模型模拟蒸汽泄露条件下的稳压器水位变化，并针对稳压器蒸汽泄漏工况开展了水位测量特性试验研究，研究了2.6~7.8 kPa/s压降速率工况下，稳压器内水位测量压差的变化情况。研究发现:采用压差修正液相区密度计算的水位值在压力瞬变情况下有较好的跟随性，能够更好的反应水位特性；表征稳压器内液相区密度变化的压差在压力减小的过程中，过渡时间小于40 s，且过渡时间与压变速率单因素无强相关性。这为稳压器的安全运行控制提供了基础研究数据。      

核电站稳压器水位控制系统数字化的实现及优化方案

根据模拟稳压器水位控制系统结构、功能以及运行原理的分析,展开对稳压器水位控制系统数字化的研究。在选择成熟商用单板机的基础上引入了数/模,模/数转换以及控制算法等实现了稳压器水位控制系统,并和稳压器水位仿真模型构成闭环运行,通过虚拟仪器监测此控制系统的运行情况,证实了本系统达到并超过了原有模拟控制系统的功能和性能。     

小型压水堆稳压器控制特性研究

核电厂反应堆瞬态变化过程中,稳压器(PZR)体积越小,相同波动流量引起稳压器压力和水位变化越剧烈。这种现象会使得稳压器内压力和水位之间耦合增强,导致执行机构频繁动作,系统稳定性变差,甚至出现不稳定运行。应用Matlab软件建立稳压器两区非平衡模型,推导适用于控制系统设计的主冷却剂与稳压器耦合计算方程,进行小型压水堆稳压器压力-水位耦合特性研究。利用对角矩阵法设计解耦补偿网络,最后采用频域方法进行稳压器控制特性的初步研究。     

稳压器新型水位测量装置倾斜和摇摆试验研究

为实现海上浮动核电站稳压器水位的精确测量，保证反应堆的运行安全，提出一种新型水位测量装置。本文分别从测量原理，试验装置，试验项目，以及试验结果分析4个方面展开论述，验证了该装置能够解决海上浮动核电站稳压器的水位测量问题，为摇摆工况下设备水位测量提供重要参考。     

基于支持向量回归的多参数融合的蒸汽发生器水位信号预测

舰船核动力装置负荷变化过程中,蒸汽发生器水位经常出现大幅波动甚至假水位现象。同时,水位测量通道故障时有发生。这些问题严重影响着给水流量的自动调节和操纵员对系统运行状态的准确判断。为此提出一种基于多信号重构的方法,对蒸汽发生器水位信号进行预测,该方法增加影响水位变化的相关信号作为预测输入信息。与单纯分析历史水位变化规律而进行的预测方法相比,提高了预测的准确性、稳定性、可靠性,并能进行较长期的预测。     

新型氮气稳压器系统稳态和瞬态特性研究

根据氮气稳压器系统的基本理论模型,分析了氮气稳压器的稳态和瞬态运行特性,得到了两种不同波动流量工况下,稳压器压力、水位、水区焓、水区质量、氮气温度及氮气体积随时间的变化特性.结果表明:当波动流量为正波动时,稳压器的压力、水区质量、水区焓、水位、氮气温度均呈上升趋势,氮气的体积降低;而当波动流量为负时,各参数变化规律相反.研究表明,氮气稳压器的响应特性较好.两种工况下主要参数的变化趋势与理论分析相一致,但对该模型的实验验证以及控制研究仍需在将来的工作中进行.     

HFETR试验回路稳压器水位测量

在高温高压容器中采用差压式水位计测量水位的方法，通常由于容器中介质密度的变化给测量带来很大误差。为了提高高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）试验回路稳压器水位测量精度，本文将介质密度随压力变化的函数关系输入测量仪表中，使稳压器的水位测量实现了介质密度的自动补偿。经试验标定和系统运行证明，此测量系统具有稳定性好、测量精度高和补偿范围大等特点。     

GM(1,1)灰色模型在核电设备趋势预测中的应用

利用灰色系统GM(1,1)预测模型对核电设备运行中的重要参数进行趋势预测,根据核电设备运行参数自身历史数据建立动态微分方程,并预测自身的发展趋势,为核电设备的状态监测及故障的预测和诊断提供参考.以稳压器水位为例对该方法进行了验证,结果表明该预测方法具有数据量小、计算简单、预测准确的特点.     

压水堆核电站稳压器压力和水位的解耦控制研究

针对核电站稳压器压力和水位的耦合现象对控制性能带来的影响,本文通过系统辨识得到加热器和上充阀门对稳压器压力、水位的被控特性数学模型,根据实验现象和耦合原理搭建出压力和水位的耦合数学模型,采用对角矩阵法得出解耦器并简化,在MATLAB/simulink仿真平台上验证基于此解耦器的稳压器压力和水位的解耦控制系统,取得了较好的解耦效果,提高了稳压器的控制性能,有助于核电站运行的稳定性和安全性。     

核电厂SGTR规程优化研究

核电厂通过应急运行规程（EOP）来缓解蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故,SGTR事故分析结果显示,在缓解过程中操纵员开启稳压器卸压阀进行反应堆冷却剂系统（RCS）降压后,安全注射（简称“安注”）流量大幅增加,导致稳压器水位大幅增加,可能存在潜在的危险。本文目的是为了更好地缓解SGTR事故,使事故缓解过程中稳压器水位不致上升过高,确保核电厂安全。通过对EOP缓解步骤进行优化,提前切除一列安注,并对优化后的EOP缓解事故过程进行分析计算,最终结果显示稳压器最高水位下降,减少了稳压器水位过高的风险,为后续核电厂规程的改进提供了依据。      

基于分区密度补偿的稳压器液位测量研究

针对稳压器底部电热元件进行加热时，稳压器中上部和底部温度差异较大，导致传统稳压器差压法液位存在测量误差大的问题，提出了一种基于分区密度补偿的稳压器液测量方法。首先根据实际情况将稳压器分为饱和区和非饱和区，饱和区为饱和蒸汽所在区域，利用测量得到的温度对饱和蒸汽密度进行补偿；非饱和区域为介质水所在的区域，利用非饱和区域平均温度对介质水密度进行补偿。其次在稳压器饱和区和非饱和区，建立基于最小二乘法的多项式拟合模型，进行密度变量补偿，进而结合冷水段密度量进行液位计算。最后在实验装置上进行实验，并和基准液位进行比较，实验表明本文所提出的稳压器液位测量方法能够得到可靠的测量结果，因此本方法能够广泛应用于核工业等工业领域中压力容器液位测量。      

稳压器水位控制改进研究

现代的反应堆稳压器的水位控制大都采用的是传统的PI调节器,对于这样一个非线性和时变性的复杂控制系统,PI调节器表现出来的常常是超调量大、调节时间长等并不理想的效果.本文提出以智能模糊控制器取代原有常规PI控制器的改进方案,并以大亚湾一期工程反应堆控制系统的稳压器水位控制为研究对象,着重阐述智能模糊控制原理在具体实践中的使用方法,最后对改造前后的系统输出进行LabVIEW仿真比较.仿真结果表明,模糊PI调节器不但克服了常规PI调节器的缺点,而且还提高了控制系统的实时性和抗干扰能力,值得广泛采用.     

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.     

超临界水冷堆述评

超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点（374℃，22.1MPa）的温度和压力下运行的反应堆。相对于传统的轻水堆，它的热效率显著提高，可达45％。由于冷却剂在超临界状态下不发生相变，可直接与能量转换设备相联，从而简化了反应堆的结构。在SCWR中不需再循环和射流泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器。它的主要特点是经济性好。     

核反应堆液位事故后监测系统

本文基于发热在气体和液体中放热系数的显著差异，开发了一种加热式铠装热偶液位探测器，并在模拟装置中进行了实验。结果表明该探测器原理正确，性能可靠，结构可行。多个探测器构成探测器组件，配以ＳＰＥＣ－２００核级仪表，可实现供热堆压力壳内水位事故后监测。     

全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析

利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统（PRHRS）在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明：情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器安全阀的开启导致PRHRS发生倒流现象,并会引起堆芯冷却剂过热沸腾、压力容器进出口温差过大等后果;情况2,由断电信号直接触发PRHRS,触发前安全阀不开启,此时PRHRS正常运行。     

稳压器波动管蠕变破裂失效尺寸敏感性分析

以压水堆严重事故最佳估算程序为计算工具,研究了严重事故中稳压器波动管不同失效尺寸对严重事故进程和结果的影响。计算分析表明,稳压器波动管失效尺寸设为当量直径15cm左右的破口时可获得一个相对保守的计算结果,失效尺寸在12cm以下或18cm以上时,其计算结果没有15cm情况下的严重。研究结果可为深入研究压水堆核电厂严重事故现象提供参考。     

内置稳压隔热水层的设计与数值研究

针对ACP100+模块化小型堆的内置稳压器，设计了一种隔热水层结构，采用数值分析方法，对隔热水层的流动与传热特性进行了数值研究，并分析了功率运行稳态工况和降功率瞬态工况下，隔热水层的温度分布与速度分布。结果表明，隔热水层内流体的流动和导热能力较弱，可以有效地实现高温流体和低温流体的隔离。