一体化压水堆发展前景

简要介绍了一体化压力堆研究、开发和应用的历史和现状。并详细论述一分析了一体化压水堆的技术基础，经济竞争力及其应用前景。分析结果表明：一体化压水堆在技术上是比较成熟的，在经济上是可行的，在应用前景方面前途是广阔的。     

压水堆核电厂控制系统仿真研究

提出了用于压水堆核电厂控制系统快速和精确仿真的系统数学模型和数值方法,并用研制的仿真程序ＮＣＳ对商用压水堆核电厂控制系统进行了仿真研究,得到了满意的结果。     

一体化压水堆蒸汽发生器的热工水力瞬态特性分析

一体化压水堆的设计是将蒸汽发生器及稳压器等一回路所有部件都放入压力容器内，以提高安全性，采用可以精确模拟直汉蒸汽发生器二次侧水的饱和点，蒸干点位置等重要参数随时间变化的可移动边界并分法，选用适合各中换热工况的一整套换热关系式，建立了可以模拟一体化压水堆直流蒸汽发生器的稳态及瞬态热工不特性的物理及数学模型，并编制了计算程序，经对Ｂａｂｃｏｃｋ和Ｗｉｌｃｏｘ公司１９管直流蒸汽发生器实验装置进行了计算有     

压水堆稳压器数学模型优化及动态仿真

根据压水堆稳压器的特点及性能要求,对稳压器数学模型进行优化。对一些热工参数与温度的关系进行线性化处理,得到稳压器的优化数学模型。基于MATLAB环境进行稳压器动态仿真研究。通过仿真研究,验证模型优化的准确性和动态仿真的实时性,实现压力安全系统动态仿真。     

压水堆核电站堆芯集中参数模型的微机仿真

阐述了PWR核电站堆芯的模型化问题,提适用于微机仿真的核电站堆芯的物理数学模型,将核电站堆芯分为三大块分别建立模型,中子动力学模块,反应性反馈模块,堆芯热力学模块,建立系统传递函数,运用MATLA仿真,得到良好结果。     

压水堆核电站运行堆芯物理过程的PC仿真

阐述了PWR核电站堆芯的模型化问题，建立了适用于微机仿真的核电站的临界堆中子动力学模型，温度效应中子动力学模型和堆芯热传递模型。应用所建模型，建立传递函数，用微机仿真并对仿真结果进行分析。     

压水堆核电厂一回路仿真可视化研究

对压水堆核电厂一回路系统及主要设备进行了详细分析,建立了点堆中子动力学模型、两相漂移流蒸汽发生器模型、三区不平衡稳压器模型和主循环泵四象限特性模型,并以此为基础使用FORTRAN90语言和Visual C++语言通过混合编程的方法开发了核电厂仿真分析程序,实现了对压水堆核电厂一回路主要设备及全系统的可视化仿真计算。软件提供实时绘图、缩放等可视化功能,还提供了数据结果的标准图片格式和标准文本格式输出。通过将程序的计算结果与RELAP5/MOD3.0计算结果进行比较,对程序的可靠性进行了验证。     

俄罗斯一体化压水堆ABV—6M综述

简要介绍了俄罗斯ＡＢＶ－６Ｍ一体化压水堆技术现状及其总体结构，关键设备部件和系统的设计特点和它的应用前景。     

压水堆装置三维图形仿真

利用Ｉ－ＤＥＡＳＭａｓｔｅｒＳｅｒｉｅｓ５软件的“设计”、“图面绘制”、“仿真”、“测试”、“几何资源转译器”功能,在“压水堆装置三维图形仿真”任务中完成建模的工作。校核了设计数据的可靠性。     

压水堆核电厂过冷度显示的仿真

清华大学核电厂模拟培训中心模拟机的参考电厂是美国本屋公司设计的其模型中没有堆芯过冷度显示系统的模拟。根据三哩岛事故的教训，在该装置上增设过冷度显示的模拟是十分必要的。本文叙述了在原模拟机上增设过冷度显示所进行的软件设计、数据传输和显示线路设计。     

整体式预热器U型管蒸汽发生器数学模型及动态模拟

本文针对整体式预热器Ｕ型管蒸汽发生器建立了热工数学模型并进行了动态模拟。该模型是一个２５阶、非线性、可移动边界模型。包括：一、二次侧的质量与能量平衡方程以及确定二次侧下降段流量的动量守恒方程。对所建立的模型利用Ｇｅａｒ方法作了蒸汽阀门开度阶跃１０％的瞬态模拟，所得结果和国外所公布的结果吻合得很好。由此可见。本文所建立的模型可以为这种蒸汽发生器的设计、运行、控制提供理论依据。     

法国—体化压水堆C.A.P述评

本文简要介绍法国一体化压水堆 C.A.P.的结构、非能动安注系统和主要特点。C.A.P.布置紧凑,自然循环能力强,固有安全性好,建造周期短,造价低,已成功地用于法国第二代攻击型核潜艇,适用于小型核动力,有重要参考价值.     

压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真技术研究

核电站核安全级模拟控制系统虽面临逐步技术淘汰,但在相当一段时间仍将存在,并需要不断维护。本文阐述了压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真系统设计及关键技术,并列举了实际应用案例。压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真技术有助于技术人员了解核电厂的控制原理,并掌握模拟控制系统的维修技能,对核电站机组安全稳定运行具有重要意义。     

先进非能动核电厂DEDVI事故热工水力模拟分析

采用Relap5/Mod3.4程序建立了先进非能动核电厂的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。针对小破口失水事故(SBL,OCA)中的直接安注管双端断裂事故(DEDVI)进行分析,并着重对SBLOCA现象识别和排序表(PIRT)中对其影响较大的液滴夹带进行敏感性分析。分析结果表明,对直接安注管双端断裂事故,破口和自动卸压系统(ADS)能够有效地使反应堆冷却剂系统降压,堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能够迅速实现堆芯补水,确保堆芯冷却。对液滴夹带的敏感性分析表明,对于位置较高的第4级ADS,喷放流量对液滴夹带模型比较敏感,使用均相流模型计算时,其液相流量显著高于非均相流模型。     

用于压水堆负荷跟踪运行的硼浓度模糊控制系统

对压水堆负荷跟踪运行进行了研究，提示将一种三维模糊控制系统应用于硼浓度自动调节的设计方案，在设计中，将核电站全范围模拟机的数学模型移植到微机上作为控制对象，对硼浓度模糊控制系统进行仿真实验的结果证实，该模糊控制方法不仅可行，而且效果良好。     

压水堆技术发展趋势概述

核安全是核电厂的头等大事,核电技术就是在吸取核电厂事故教训,对核安全监管当局对技术进行评审时提出的要求,不断研发改进而发展起来的。文中概述了压水堆技术的发展趋势,其大致可归纳为设计理念的拓展和新技术、新材料的研发与应用推广两方面。