200MW 核供热堆的非线性动态模型

本文为２００ＭＷ核供热堆建立了一个用于大功率运行范围控制系统仿真的非线性动态模型。模型除了采用点中子动态方程、集中参数的慢化剂温度和燃料温度负反馈等压水堆控制系统常用的建模方法之外，为了使模型适用于大功率运行范围，还重点考虑了主回路自然循环对堆芯内冷却剂和燃料棒之间的传热系数、主换热器换热系数、主回路时间常数的影响，以及二回路流量变化引入的非线性。仿真结果表明，模型具有较高的精度，可用于控制系统仿真。     

一种低温堆核电站的动态数学模型

针对研发的采用一体化布置、全功率自然循环的低温核反应堆电站,建立了一个可用于大功率运行范围控制系统仿真的动态数学模型.模型采用了六组缓发中子动态方程(考虑了慢化剂温度和燃料温度反应性负反馈)、集中参数的堆芯传热模型以及自然循环流动模型,重点考虑了主回路自然循环对堆芯内冷却剂和燃料棒之间的传热系数、主换热器换热系数、主回路时间常数的影响.仿真结果表明,模型能够正确反映低温堆核电站的主要动态特性,可用于电站控制系统仿真.     

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.     

中国实验快堆主冷却系统建模与仿真研究

中国实验快堆(CEFR)是钠冷快中子反应堆,其一、二回路的运行特性对反应堆的安全运行具有重要的影响。使用JTopmeret软件建立CEFR一、二回路主冷却系统和蒸汽发生器(SG)的仿真模型,用于计算系统任意一点的流量、压力、温度等运行参数。在稳态及瞬态工况下,系统主要参数仿真值与设计值的误差均小于2%,满足系统仿真的精度要求。     

使用具有非线性项的H∞最优滤波器估计动态反应性

本文将非线性滤波方法用于非线性反应堆系统的动态反应性估计问题，所研究的非线性滤波算法是通过在线性Ｈ∞最优滤波器中加入一个非线性反馈回路而对其进行的个简单修正，该线性滤波器是基于一个线性化了动态系统模型而设计遥。这一模型是由线性化了点堆动力学方程和一个由假想信号所激励的反应性状态方程所组成的。后者虽为了处理作为状态变量的反应性进入引入的。计算机仿真的结果表明，即使是在反应性扰动相对较大的情况下，非线     

钠冷快堆主回路系统的建模及动态仿真

采用模块式结构,建立了一套钠冷快堆主回路系统的数学模型。在有效的仿真工具DSNP的有力支持下,该模型具有简便实用、替换灵活、适应面广的独特优点,以此模型为基础,编制了计算快堆主回路系统动态过程的仿真程序,并对EBR-Ⅱ的4个试验瞬态进行了实际计算。     

NUSTER-100电功率串级控制方法研究

热管冷却反应堆（简称热管堆）采用固态堆设计理念,通过热管非能动方式导出堆芯热量,具有结构简单紧凑、安全性高、噪音低、工作时间长的优势。本文以100 kW静默式热管堆（NUSTER-100）为研究对象,基于MATLAB/Simulink平台搭建了非线性动态模型,根据微扰理论获得了传递函数模型。基于动态特性分析,提出电功率串级控制方法,其中内环为核功率调节,外环为电功率控制。以反应性与核功率、核功率与电功率之间的传递函数为基础,设计了电功率串级控制系统,并采用增益调度解决其非线性问题。采用典型工况进行控制性能仿真验证,仿真结果表明,所设计的串级控制系统满足控制性能要求,可以实现反应堆的安全可靠运行。     

超临界水堆蒸汽温度的模糊自适应控制

超临界水堆(SCWR)是第四代核能系统推荐堆型中惟一的水堆,其蒸汽温度受反应堆功率影响强烈,且动态具有较强的非线性,仅采用传统的比例+积分(PI)控制方法难以达到控制效果。以Canadian SCWR为研究对象,利用移动边界方法建立蒸汽温度的动态模型。基于该动态模型设计了具有前馈和反馈的混合控制系统;反馈控制采用模糊自适应PI控制。瞬态仿真分析结果表明:前馈控制能减小功率变化时蒸汽温度的波动;模糊自适应PI控制能在线调整控制参数以改善控制性能,使蒸汽温度较快达到稳定,控制效果远比传统的PI控制更好,满足超临界水堆控制的要求。     

华龙一号海外首堆反应堆控制系统优化设计

反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一,对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一号（HPR 1000）海外首堆的反应堆控制系统功能,对各控制系统被控变量进行了说明;在此基础上,对控制系统参数优化流程进行说明;利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制系统参数进行敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性得到较优的控制系统参数,经性能验证满足设计要求。所获得的反应堆控制系统参数已用于海外华龙一号首堆反应堆控制系统设计,并用于指导核电厂现场调试和核电厂运行。      

基于微机的核供热堆模拟器PCNHR1.0的软件系统研究

为了使更多的技术人员形象地了解低温堆供热站的原理,在国际原子能机构的支持下,清华大学核能技术设计研究院研究开发了基于微机的２００ＭＷ低温核供热堆模拟器。它采用两回路、一维漂移流热工水力学模型,点中子堆物理以及控制系统模型,能对核供热堆稳态运行、瞬态过程和事故进行仿真,仿真精度接近系统分析结果。在奔腾或以上的微机上,ＷＩＮＤＯＷＳ９５／９８／ＮＴ操作系统下,能对过程进行实时仿真,而且大多数过程能达到     

模块式高温气冷堆核电站的运行特性研究

球床模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)由于具有多个模块，运行特性比单堆电站更复杂。利用集总参数方法建立了HTR-PM的动态模型，并利用该模型对电站的运行过程进行了仿真。升功率运行的仿真结果表明，蒸汽温度严重偏离了正常允许值。设计了1个基于蒸汽温度的简单控制器，仿真结果表明，该控制器能很好地对电站进行运行控制，结果令人满意。     

400 MW低温供热堆功率调节系统仿真研究

随着日益增长的居民供暖需求,以及对环保的重视,核能供热以其显著减排、供热量大、安全性高的优点,对保护环境、减少污染、缓解燃煤需求等具有积极意义。通过以400 MW低温供热堆一回路中间热交换器为仿真边界,依回路建立各部件的数学模型,基于Matlab/Simulink软件平台建立上述模型的仿真模型。通过设置功率阶跃适应负荷变化,研究低温供热堆控制系统调节能力及一回路负荷跟踪能力。仿真结果表明：低温供热堆一回路功率调节系统跟随负荷变化调节性能良好,控制系统对反应性扰动的响应良好,对于以后设计低温供热堆的运行方式,可考虑负荷运行。     

小型模块化熔盐堆误提棒ATWS事故分析

误提棒未能紧急停堆（Anticipated Transient Without Scram,ATWS）事故是熔盐堆的超设计基准事故之一，以125 MW液态熔盐堆为研究对象，采用RELAP5-TMSR(Reactor Excursion and Leak Analysis ProgramThorium Salt Reactor)程序，针对误提棒ATWS事故，选取三种停堆策略分析反应堆功率和熔盐温度等关键参数的变化。此外对反应性引入价值、提棒速度和温度系数等若干重要因素也开展了相应的敏感性分析。分析结果表明：维持一回路主泵运行、关闭二回路主泵和三回路风机的停堆策略是三种策略中堆芯熔盐温度最低的；在仅维持一回路主泵运行的情况下，温度极值与反应性引入价值、引入速率及温度反应性系数密切相关，温度峰值随反应性引入价值和提棒速度的增加而增大。     

10MW高温气冷堆控制方案研究

在清华大学核能设计研究院开发的高温堆可视化仿真控制平台上进行了10MW高温气冷堆动态特性研究,并结合其运行特点和控制要求设计了3种控制方案,采用比例积分与微分控制方法,在高温堆可视化仿真控制平台上进行了控制方案的仿真比较。控制的重点在于维持直流蒸汽发生器的出口蒸汽温度恒定,同时兼顾反应堆出口热氦气温度不超出保护限值。仿真结果表明,采用给水泵调节给水流量来控制蒸汽温度,并通过氦风机调节氦流量保持与给定功率成比例,避免跨回路调节,静态解除了由于氦流量的变化对一、二回路的耦合问题,能够获得理想的控制效果。     

HFETR 2000 kW高温高压考验回路主泵断电事故瞬态特性分析

为了研究高通量工程试验堆（HFETR）内2000 kW高温高压考验回路在主泵断电事故过程中的安全特性，基于RELAP5程序建立了考验回路的仿真模型，采用验证后的模型开展了主泵断电事故瞬态特性分析。计算结果表明，在主泵断电事故过程中，主泵高速工况会切换至2台事故泵低速工况，流量下降较快并最终稳定至初始流量的一半，燃料包壳在4.34 s达到峰值温度763 K；之后由于功率的不断下降，包壳温度随之不断下降；事故过程中最小偏离泡核沸腾比大于1.3，表明不会发生偏离泡核沸腾，满足安全要求。      

基于模糊状态观测器的核反应堆功率T-S模糊积分控制系统

为提高核反应堆运行的负荷跟随能力,设计了基于T-S模糊模型的包含模糊状态观测器的积分控制系统。该方法将非线性的点堆动力学方程在一些选定工况点进行线性化,采用并行分布补偿（PDC）方法,设计模糊积分控制器和模糊状态观测器,以相对于额定功率平衡状态的相对中子密度为前件变量,构造T-S模糊控制系统。引入模糊状态观测器,成功解决了部分状态变量不能测量的困难。使用线性矩阵不等式（LMI）方法进行稳定性分析,保证了此控制系统的大范围稳定性。仿真结果验证了这种控制系统能在大范围运行工况下工作良好。     

模块式高温气冷堆核能系统二回路流体网络控制特性分析

针对模块式高温气冷堆（MHTGR）核能系统二回路流体网络进行非线性建模,研究管路动力学特性及网络拓扑结构特性,建立了微分-代数模型,设计了模块质量流量和汽机主蒸汽压力的调控方案。在MATLAB/Simulink环境下对模型进行标准化封装,以高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）为例进行二回路流体网络的仿真。结果表明,模型有效地反映了系统二回路流体网络的非线性特性,设计的控制器使得模块流体质量流量和汽机主蒸汽压力有效地收敛于参考值,各项控制指标均高于控制要求。设计的仿真平台可为实际工程调控中积分时间系数的选择、拥有更多模块数量的高温气冷堆核能系统二回路流体网络的调控等提供试验仿真测试。     

快堆功率和堆芯冷却剂出口温度的线性自抗扰控制

针对快堆控制器具有更快的响应速度和更高的控制精度的需求,分别设计了堆功率和堆芯冷却剂出口温度线性自抗扰控制器（LADRC）。基于快堆中子动力学模型和堆芯热传输模型分别导出了用于控制器设计的相对功率和冷却剂出口温度的2阶非线性模型,并基于导出的模型设计了对应的加入模型信息的线性扩张状态观测器（LESO）。采用所导出的2阶模型的时间尺度参数确定了LESO带宽范围,采用偏差和执行机构动作速度允许范围确定了比例-微分（PD）控制器带宽范围,并据此进行了LADRC参数整定。仿真结果表明,加入模型信息的LESO具有更好的总扰动估计效果,所设计的LADRC均具有较快的响应速度和较高的控制精度,而采用加入模型信息的LESO的LADRC控制性能更优。      

池式堆供热系统建模与仿真方法研究

以低温、常压的池式堆供热系统为研究对象,经过系统划分和对实际物理设备进行合理简化和假设后,建立了覆盖其基本功能的动态数学模型。该模型包含点堆中子动力学模型、热工水力学模型及堆外热力设备模型。本文基于vPower仿真平台对该模型进行了论证,仿真结果表明该模型能正确反映池式堆供热系统的动态特性。该仿真模型可进一步用于研究运行工况及验证设计数据的合理性。     

CSR1000启动过程控制特性研究

启动系统和启动特性分析是超临界水堆（SCWR）设计的重要组成部分，为了实现全系统启动分析，以SCWR瞬态分析程序SCTRAN为基础，提出了新的宽参数范围的壁面换热模型，在此基础上设计了启动过程的控制系统，包括冷却剂流量、堆芯入口温度、系统压力、堆芯功率、汽鼓水位控制。根据启动各阶段的不同控制目标建立不同的控制方案，并以中国百万千瓦SCWR（CSR1000）为研究对象，建立了包括再循环回路和直流冷却回路的分析模型，提出了采用控制系统的SCWR的4个启动过程。计算结果表明，再循环回路和直流冷却回路在各个启动过程中，各热工参数变化符合预期，最高包壳表面温度不超过限值温度650℃，验证了启动方案的可行性和启动过程的安全性。