基于遗传算法的压水堆核电一回路稳压器机理建模与仿真

针对压水堆核电站一回路稳压器实际运行特性,根据能量守恒、质量守恒和动量守恒方程,考虑了喷淋流量、电加热器功率及安全释放阀的影响,建立了一个两相动态非平衡的稳压器机理模型.为提高模型精度,采用遗传算法对该模型的参数进行优化,用以得到一组模型的最优参数.将参数优化算法应用于某900 MW核电站稳压器仿真实例,通过模块封装组建成稳压器压力仿真模型,并与核电厂提供的对应数据做了比较验证了建模方法的正确性及优化方法的有效性.     

大亚湾核电厂反应堆一回路开口后泄漏率试验优化

大亚湾核电厂《安全相关系统和设备定期试验监督要求》中规定,在打开了反应堆冷却剂系统的任何操作之后,都需要将一回路压力提升到绝对压力15.8 MPa,执行一回路泄漏率试验。试验超出运行技术规范对第二道屏障15.5±0.1 MPa的参数要求限制,存在安全风险。通过对反应堆一回路开口后泄漏率试验的研究,分析了核电厂一回路开口后泄漏率试验的设计目的、稳压器安全阀换型对试验内容的影响。综合考虑大亚湾核电厂系统及设备的实际情况,经过试验风险分析及优化试验先决条件的参数,制定了该试验的优化方案。结果表明,大亚湾核电厂反应堆一回路开口后泄漏率试验压力由15.8 MPa调整为15.5 MPa,可以在满足核安全要求的前提下降低试验的安全风险,减少超正常运行范围时限。     

一体化汽-气稳压器动态特性研究

低温核供热堆二代(NHR-Ⅱ)是清华大学自主研发的反应堆,采用汽-气稳压器稳压方式。本文建立汽-气稳压器计算模型,通过与汽-气稳压器涌入实验数据进行比较验证,表明计算模型可较好地预测汽-气稳压器的动态特性。基于此计算模型,对采用一体化汽-气稳压器的NHR-Ⅱ系统稳压动态特性进行研究,结果表明NHR-Ⅱ动态功率调节过程中,系统压力和温度均出现滞后现象;在压力变化滞后阶段堆芯出口过冷度会急剧下降,但堆芯出口最小过冷度仍在安全范围内,系统安全。     

核电站稳压器瞬态特性计算

压水堆核电站稳压器与一回路系统相连。在正常运行时,稳压器中大约有60%的下部空腔充满水,40%左右的上部空腔充满汽,以便补偿反应堆冷却剂的膨胀和收缩,维持反应堆一回路系统压力。在事故工况时,稳压器可以调节和限制一回路系统的压力波动,阻碍事故     

核电厂一回路系统模拟实验设计与分析

研究核电站特定运行工况下,一回路系统传热流动的规律。应用Ishii模化方法模拟压水堆核电厂的一回路系统,设计出主泵与关联系统耦合实验回路的主要热工参数。同时,应用机理性程序对设计的实验回路进行分析。结果表明,基于Ishii模化方法设计的实验回路主要参数合理可行;模型可以研究反应堆原型事故运行瞬态工况下,一回路各系统间传热流动相互影响规律。     

HTR-10一回路流量变化试验的模拟

10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)是我国第一座高温气冷堆。一回路流量变化试验是HTR-10的三个动态特性试验之一,该试验不仅证明了反应堆的功率自调节性能,也为系统分析程序的验证提供了实测数据。基于实际的试验工况,利用THERMIX程序对一回路流量变化试验进行了模拟,分析了反应堆主要参数的变化。关于反应堆功率,计算结果与试验结果符合得很好,证明程序能够满意地再现HTR-10在该试验中的动态特性。试验过程中,燃料元件中心最高温度始终低于1 230℃的温度限值。     

基于多区非平衡模型的稳压器动态仿真与验证

采用FORTRAN程序设计语言,基于稳压器多区非平衡模型和吉尔数值求解方法,开发了稳压器动态仿真程序NEP MR。计算结果与美国希平港核电站稳压器74MW和105MW甩负荷的试验结果进行对比,总体趋势符合良好。NEP MR程序可较好地反映瞬态甩负荷过程中稳压器内部控制体的温度分层现象。在稳压器喷淋器开启和关闭瞬间,汽相和液相控制体之间的界面流量出现突跳现象。计算结果证明了多区非平衡模型建模和NEP MR程序仿真的合理性。     

秦山核电二期工程稳压器的自主设计与国产化

采用分析法进行稳压器的设计.为了减小热应力的危害,改善接头的受力状态,采取了降低热疲劳的措施.在RCC-M 1级锻件的基础上,又增加了砷、锡、锑、硼等有害元素的考核指标以及金相检验的要求.稳压器的支承设计采用下封头整体锻出的凸台与裙座支承筒对接焊连接.对波动接管及其热屏蔽套管的瞬态温度场分布、喷雾接管材料的疲劳性能和塑性累积变形,以及反应堆冷却剂系统特殊构件(包括波动接管)的瞬态传热特性进行了试验和分析研究,用流体力学软件FLUENT对构件的传热性能进行了数值计算,得到了良好的试验和计算结果.     

核电厂稳压器波动管内热分层效应分析

利用CFD方法对核电厂稳压器波动管以及与之相连接主管道内反应堆冷却剂进行流固耦合共轭流动传热计算,获得在升温瞬态条件下稳压器波动管内冷却剂的温度场分布,证实在水平段内可产生明显的热分层结构。在此基础上,利用有限元分析软件,结合波动管的结构特征,建立稳压器波动管的热分层应力计算模型,并对稳压器波动管的应力水平进行计算分析,给出稳压器波动管中的应力场分布特性。     

AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析

AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对比,发现两者具有相同的分布规律,表明利用RELAP5程序建立的计算模型可以准确模拟AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故下的热工水力特性。     

研究堆稳压器隔离及卸压方案仿真研究

建立了某气体稳压型研究堆在失水事故(LOCA)下局部破口及整体系统的数值仿真模型。针对主管道破口进行数值分析,研究系统流量、压力和破口流量的关系,获得破口的特性参数。通过在系统仿真模型中耦合破口特性参数,对隔离及卸压2种事故下防止稳压器上部气体进入反应堆的应对方案进行了研究。结果表明,破口截面的流量主要取决于系统的压力,采用卸压方案要优于隔离方案。     

基于动态差分法的压水堆一回路放射性核素浓度分析

本文通过分析一回路冷却剂在堆芯辐照区、非辐照区、稳压器及化容控制系统中的流动特性,建立核素浓度的动态差分数学模型,模型特征参数可根据实际操作情况进行调整,将每次取水测量值对数学模型计算初始值进行修正,以准确地反映核素浓度变化情况。应用所建立的动态差分数学模型针对某一典型压水堆的实际运行工况进行计算,并将计算结果与Profip5程序计算值进行对比,验证了所建立的数学模型的准确性。然后,对压水堆一回路放射性核素浓度进行计算分析,得到一回路冷却剂核素浓度和辅助系统中核素平衡浓度,以及各系统核素浓度随时间的变化规律和停堆时一回路核素的浓度变化规律。结果表明,所建立的动态差分数学模型冷却剂核素计算值与Profip5计算值相差不大,化容控制系统对一回路放射性核素的净化率与国家标准中提供的净化率相吻合,方程组可用于压水堆不同工况下冷却剂核素浓度计算,在燃料破损监测时,对分析破损发生的时间、预估破损后冷却剂核素浓度峰值、计算破口所在燃耗区域及大小均有重要意义。     

一回路氮气稳压系统瞬态模拟研究

基于氮气稳压基本原理,采用集总参数法开发了氮气稳压系统瞬态模拟程序,该模型突破了现有独立稳压器模型的局限,实现了一回路系统与氮气稳压器的直接耦合,并采用浮动式核电站氮气稳压系统试验数据对程序进行了验证。在此基础上,提出了一种基于敏感性分析的氮气稳压系统设计方法,与现有设计方法相比,该设计方法可以得到氮气稳压系统的优化配置方案,同时通过适配性设计,可以确保氮气稳压系统在启动过程中,压力不超过一回路系统温度压力限制曲线。      

核动力装置强迫循环与自然循环过渡过程特性研究

针对某型压水堆核动力装置,建立反应堆及一回路系统强迫循环与自然循环的计算分析模型,并与试验值进行比较,验证了建立的模型计算精度高,满足工程分析的要求.利用建立的数学模型,对自然循环与强迫循环过渡过程进行分析计算,结果表明:强迫循环向自然循环转换过程中冷却剂流量、蒸汽发生器压力、反应堆出口温度是几个约束参数;自然循环向强迫循环的转换过程中反应堆功率变化与周期变化幅度较大.     

反应堆系统冷却剂泵流量特性计算模型

反应堆的发热是靠反应堆系统一回路冷却剂循环带出堆芯之外的。一般情况下，冷却剂的流动是靠冷却剂主循环泵（主泵）来唧送的，特殊情况下，也需要靠回路中冷却剂的自然循环流动来完成。不论是哪种情况，主泵的流量特性直接影响着反应堆的安全。本文根据主泵的四象限特性图提出了一种用于计算反应堆系统稳态和瞬态工况下主泵流量特性的计算方法。该方法便于使用，其计算结果与Ｒｅｌａｐ５／ＭＯＤ２的计算结果进行了比较，二者符合很好，证明本文的模型完全可用于反应堆系统的稳态设计和瞬态事故分析。     

中国实验快堆全堆芯流量分配计算与试验

针对中国实验快堆(CEFR)堆芯和一回路的设计特点,开发水力特性计算程序DAEMON,完成不同工况下的全堆芯流量分配计算,给出流量分配不均匀性等参数。在反应堆调试阶段,进行全堆芯流量分配试验。结果表明,程序计算值与试验值符合较好。在此基础上,验证了CEFR堆芯的流体力学设计,并为反应堆调试和运行提供了基础数据。     

基于CFD的蒸汽发生器U型管内回流现象数值分析

反应堆一回路系统在自然循环条件下，蒸汽发生器（SG）部分U型管内可能会出现回流现象，利用计算流体动力学（CFD）方法，对某非能动三代反应堆蒸汽发生器U型管内流体的流动传热特性进行数值模拟分析。选取6组不同管长的U型管，对比分析U型管内单相流体的流动传热特性。基于数值仿真结果，得出6组U型管质量流量-进出口压降曲线，并?T分析了U型管长度和一次侧进口流体温度与二次侧壁面温度温差（?T）对流体回流的影响。研究结果表明，当?T一定时，随着进出口压降的降低，长管内更容易发生回流。当U型管长度一定时，?T越小越容易发生回流。      

核电站培训仿真器稳压器模型的改进

本文的改进模型采用两相非平衡态模型,考虑了稳压器内汽泡上升、液滴下降、喷淋凝结等各种传热传质过程。本文给出的模型与实验数据比较,吻合程度很好,并能满足核电站仿真器实时计算的要求。     

基于自适应遗忘因子RLS算法的稳压器模型在线辨识

为提高稳压器时变系统模型辨识的准确性及其参数在线辨识的快速性和鲁棒性,并研究遗忘因子大小对遗忘因子递推最小二乘法算法特性的影响,提出了一种基于模糊算法的自适应遗忘因子递推最小二乘法算法。该算法以系统动态特性值与辨识模型值之间的残差时间序列平均值及其变化率作为模糊算法的输入,遗忘因子修正量为输出,从而实现遗忘因子的自适应调整。通过对某核电厂稳压器降压系统进行仿真,结果表明,该算法可实时调整遗忘因子大小,有效地解决了稳压器模型参数时变性的问题,得到了较精确的时变模型;有效地解决了参数辨识结果稳定性和收敛速度相互矛盾的问题。因此,该算法具有可行性和优越性。      

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。