“华龙一号”控制棒驱动机构设计研究

控制棒驱动机构是反应堆控制和保护系统的伺服机构,它是反应堆本体中唯一的动设备,其安全性和可靠性直接影响到反应堆的安全与运行,特别是在事故工况下,控制棒驱动机构必须能够完成快速落棒,实现安全停堆。本文根据"华龙一号"核反应堆控制棒驱动机构的设计要求,结合以往工程与科研经验,对决定控制棒驱动机构安全性和可靠性的关键零件"钩爪和连杆"的制造工艺进行了设计研究,根据研究结果确定了最佳的工艺参数,并按照该工艺进行了样件试制,最后,利用控制棒驱动机构整机对样件进行了热态寿命考核。结果表明,采用本文确定的最佳工艺参数制造出的钩爪和连杆零件具备较高的硬度和良好的耐磨性,经历1500万步热态寿命试验后,仍有一定运行余量,可充分满足第三代压水型反应堆控制棒驱动机构在安全性和可靠性方面的设计要求。     

基于IGBT的反应堆控制棒驱动机构电源控制装置

反应堆控制棒驱动机构电源控制装置采用闭环调节技术、脉宽调制技术以及可编程控制器控制技术,控制功能完备,实现了控制电路对绝缘栅双极型晶体管的有效控制,使得控制对象上的电流线性可调节,以及电流波形下降沿时间可调节。本装置采用的新的设计方法解决了基于传统国产控制棒驱动机构控制方法设计的装置和目前国外控制棒驱动机构电源控制装置存在的相关问题,与国内外同类控制设备相比主要性能基本一致,在控制技术、设备性能、可靠性和设备总体技术性能方面均达到国外同类先进产品的技术水平。     

基于IGBT的反应堆控制棒驱动机构电源控制装置

反应堆控制棒驱动机构电源控制装置采用闭环调节技术、脉宽调制技术以及可编程控制器控制技术,控制功能完备,实现了控制电路对绝缘栅双极型晶体管的有效控制,使得控制对象上的电流线性可调节,以及电流波形下降沿时间可调节。本装置采用的新的设计方法解决了基于传统国产控制棒驱动机构控制方法设计的装置和目前国外控制棒驱动机构电源控制装置存在的相关问题,与国内外同类控制设备相比主要性能基本一致,在控制技术、设备性能、可靠性和设备总体技术性能方面均达到国外同类先进产品的技术水平。     

反应堆控制棒新型电磁驱动机构原理实验监控系统

为解决反应堆控制棒新型电磁驱动机构工程样机设计中遇到的一些问题，对该机构的原理样机进行了性能实验。该原理样机实验监控系统采用光栅尺测量控制棒的实际位移，可编程控制器(PLC)控制实验台，计算机采集实验数据，计算机与PLC之间通过RS232串口进行通信。实验表明：该实验监控系统性能可靠，精度高，保证了实验的顺利完成。     

广东岭澳核电二期工程数字化棒控棒位系统设计

广东岭澳核电二期工程控制棒控制系统和控制棒棒位监测系统(以下简称棒控棒位系统)采用基于法国AREVA的安全级仪控平台TXS技术和数字化技术,以及冗余设计技术手段,实现了反应堆温度和功率的集中控制.采用大功率晶体管实现了对控制棒的"一带一"控制;采用分组编码探测器对控制棒在堆芯中的位置进行监测.本文对其设计要求和设计特点进行了介绍,并将没计结果与岭澳核电一期和秦山二期棒控棒位系统的设计结果进行了比较.结果表明,岭澳二期的棒控棒位系统能为运行人员和维护人员提供丰富的信息,方便了系统的运行和维护,提高了系统的可靠性.     

反应堆控制棒驱动线步进载荷试验研究

控制棒驱动线是一个比较复杂的系统,仅通过动力学建模计算分析无法准确获得其步进载荷值,因此开展反应堆驱动线控制棒步进载荷试验研究,对进一步改进和完善控制棒驱动机构的设计,验证其动力学模型的准确性,提供其安全性和可靠性等方面具有重大的实用价值。本文研究对象为"华龙一号"反应堆控制棒驱动线,模拟其在反应堆压力容器中的实际安装方式和对中,对其进行了步进载荷的实际测量,得到了控制棒驱动线在提升和下插过程中的步进载荷值,为后续的相关计算验证工作提供了准确的数据支撑。     

反应堆控制棒铪板性能研究

铪材因其具有良好的综合性能,是反应堆控制棒的首选材料.在反应堆控制棒用铪材研制过程中,对化学成分、机械性能、腐蚀性能、物理性能等进行了试验研究.结果表明,铪材制造工艺合理,材料性能优良,满足控制棒材料的使用要求.     

西安脉冲反应堆半实物仿真系统设计研究

为了给在建中的西安脉冲堆数字化仪表与控制系统提供调试用模拟信号源、验证功率调节方法以及人员培训等,研制了一套西安脉冲反应堆半实物仿真系统。提出了半实物仿真系统的设计思想,设计了系统框架。改进了堆芯仿真物理模型,使用MATLAB编制了堆芯实时仿真程序。采用组态王软件编制了人机界面,采用可编程控制器S7-200进行棒位控制和棒位测量。研制了控制棒驱动机构模拟件、信号发生器和手动操作盘等多个硬件设备,建立了系统内部的通讯。在该半实物仿真系统上模拟了升、降控制棒的功率变化和发射脉冲后的脉冲参数,与堆上实验结果符合较好,测量了信号发生器的输出信号,与预期一致。结果表明,该半实物仿真系统能够实现设计目的且性能良好。      

控制棒驱动机构电流监测与故障诊断技术研究

控制棒驱动机构作为反应堆控制和核安全保护系统的执行机构，对其运行状态进行有效监测是防止反应堆发生控制棒卡棒、滑棒和驱动失灵的重要措施。本文在分析控制棒驱动机构动作原理的基础上，通过对驱动机构探测方法、信号分析处理方法以及故障鉴别方法的研究，实现了对控制棒驱动机构的电流监测与故障诊断，为驱动机构电流监测与故障诊断系统的应用奠定了技术基础。      

新型铪控制棒的研制

铪材具有良好的综合性能,是反应堆控制棒的首选材料.为了克服铪板辐照后的变形和力学性能下降等问题,增加控制棒的使用寿命,开展了新型控制棒组件的研制工作.在研制过程中,对铪材的化学成分、机械性能、腐蚀性能、物理性能等进行了试验研究,并进行了成品验证试验,证明此新型控制棒的设计和制造完全满足技术要求,具有良好的机械性能,能有效提高铪控制棒的使用寿命.     

压水堆棒控系统动力熔断器烧毁原因分析及维修策略改进

对某核电厂反应堆棒控系统动力熔断器烧毁事件进行根本原因分析。通过对反应堆棒控系统原理和熔断器所在电路的分析,结合熔断器熔断特性和可控硅导通与关断特性,实测数据验证动力熔断器烧毁根本原因是可控硅性能异常导致相邻两相电压短路,相间短路造成两相动力熔断器瞬间熔断。并给出反应堆棒控系统维修策略改进建议。     

Development of Telerobotic Systems for Reactor Decommissioning, (III)

This paper describes the telerobotic system for reactor decommissioning in the scope of engineering demonstration of dismantling radioactive reactor internals of an experimental boiling water power reactor JPDR. The total system consists of a telerobotic manipulator system equipped with a multi-functional amphibious slave manipulator with a load capacity of 25 daN, a chain-driven transport system, and a computer-assisted monitoring and control system. Preceding to the application of the telerobotic system to actual dismantling operation, a mockup test was performed of dismantling the simulated reactor internals of actual-size by the method of underwater plasma arc cutting in order to study the performance of the telerobotic system in a realistic environment. The system was then successfully applied to dismantling the actual reactor internals according to the JPDR decommissioning program.     

1 GWt PB-FHR负荷跟踪运行特性分析

为研究熔盐堆系统在商业应用中的价值,分析其是否满足电网负荷的变化需求和安全运行的能力,本文以1 GWt球床式氟盐冷却高温堆（PB-FHR）为研究对象,仿真计算其在负荷跟踪模式下的瞬态行为和运行特性。以RELAP5/MOD4.0程序为研究工具,并植入相关的熔盐物性与计算关系式,建立氟盐冷却高温堆的热工水力系统与功率控制系统的仿真模型,对典型负荷工况参数变化情况下控制系统的响应特性进行仿真分析。结果表明：该氟盐冷却高温堆系统在设计的控制逻辑的调控下,展示出良好的负荷跟踪运行能力,堆芯功率能迅速响应负荷变化,功率超调和温度超调小,反应堆的运行参数始终处于合理的运行范围内。     

反应堆功率控制半实物仿真系统

对于新型研究堆,其功率自动调节系统的设计缺乏基本的设计参数和依据,需要通过半实物仿真试验对功率自动控制系统的控制参数和性能进行研究.半实物仿真系统是一个半实物的反应堆闭环控制系统.它根据当前功率与给定功率的偏差执行功率调节算法,输出步进电机控制信号,使步进电机正、反向转动,以此达到功率调节作用.通过在半实物仿真系统上进行的各种控制方式的闭环运行试验得到结论:需根据不同的棒位区域取不同的控制器参数,才能够较好地满足预定的控制指标和性能要求,为新型研究堆功率自动调节系统的设计及闭环运行提供理论依据和技术基础.     

三门核电站停机不停堆的运行分析

三门核电AP1000反应堆在满功率情况下发生汽轮机故障停机事件时,通过快速降功率系统、旁排系统和棒控系统等的快速响应,一回路的参数不会突破安全限值,避免了反应堆停堆,降低了该瞬态对反应堆冷却剂系统的冲击。文章对停机不停堆的实现方式和运行特点进行了详细的分析和阐述,以帮助电站人员对停机不停堆的理解,并提高他们面临瞬态的响应能力。     

基于NSGA-Ⅱ算法的核反应堆功率LQG控制器设计

反应堆功率控制系统的设计与核电厂的安全性和经济性息息相关。为提高其功率控制性能,本研究以某压水堆核电厂为研究对象,建立了其非线性动态数学模型,推导了其状态空间模型;采用线性二次型高斯（LQG）最优控制方法,设计了堆芯功率控制器;进一步基于遗传算法NSGA-Ⅱ对LQR权重系数进行了多目标优化;将本文所设计的控制器与传统PID控制器进行了典型工况的仿真对比。结果表明,与传统PID控制器相比,基于NSGA-Ⅱ方法优化的LQG控制器不但响应快速、控制精度高、稳定性好,而且具有良好的鲁棒性,能获得更优越的堆芯功率控制效果。     

An assessment of a VVER-1000 core during Turbo-Generator load reduction test using RELAP5/MOD3.2 and WIMSD-5B/PARCSv2.7

Reactor dynamic tests, which are categorized as one of the power start-up test groups, are the most complex tests during commissioning of the new nuclear power plants. This paper presents the results of Turbo-Generator load reduction test as one of the reactor dynamic tests for VVER-1000/V446 unit at Bushehr Nuclear Power Plant (BNPP). In this test modeling because of the need for control rod bank worth and core reactivity coefficients, the core geometry has been modeled first by using WIMSD-5B/PARCSv2.7 codes for neutronic calculations. For performing the thermal-hydraulic analysis, the RELAP5/MOD3.2 computer code has been used. The control rod bank worth and core reactivity coefficients obtained from WIMSD-5B/PARCSv2.7 are compared with BNPP FSAR that confirm the ability and reliability of the method. Also comparison of the thermal-hydraulic core parameters obtained from RELAP5/MOD3.2 against actual plant data, indicate that this code can properly predict behavior of VVER-1000 reactor for this dynamic start-up test.     

Advanced operational strategy for the IRIS reactor: Load follow through mechanical shim (MSHIM)

The renaissance of nuclear power brings more attention to advanced reactor designs and their improved performance and flexibility, including their enhanced load follow capability. Reactor control strategy used to perform transients including power changes has impact on the overall control system design. In particular, as the power change is performed within a load follow maneuver, several modifications occur in the core from a neutronic view point: the fuel and moderator temperature change, the xenon concentration and distribution are modified, the power distribution skewed axially, etc. These changes need to be adequately counterbalanced to keep both the core critical and the power distribution acceptable. The traditional approach in PWRs is to compensate for the reactivity change due to the power variation by adjusting the soluble boron concentration and moving a limited number of control rod banks. However, advanced reactors may adopt a different strategy for a variety of reasons. For example, water-cooled reactors that do not use soluble boron in coolant obviously cannot use its adjustment for this purpose. Moreover, Integral Primary System Reactors (IPSRs) using soluble boron, due to their integral design, have a large inventory of primary coolant. Therefore dilution/boration strategy, while in principle an option, becomes expensive for short time changes and leads to large volume of liquid effluent, in particular toward the end of cycle. Therefore, a capability to perform load follow without changing soluble boron concentration is very desirable for a range of reactor designs.International Reactor Innovative and Secure (IRIS) is an advanced medium-size IPSR that has been selected as the reference reactor for the purpose of this study. A capability to perform load follow maneuvers without changing soluble boron concentration has been examined and demonstrated through implementation of the Westinghouse Mechanical Shim (MSHIM) control strategy. A control bank design suited for MSHIM operation has been devised. Nine load follow scenarios covering a wide range of possible operating requirements, including Westinghouse design basis plus others proposed by EPRI for Advanced LWRs, have been successfully performed through the control rod banks movement only, without soluble boron adjustment, and maintaining power peaking factors within the acceptable range. Thus, IRIS provides improved operation by enabling load follow through MSHIM.     

200MW核供热堆控制棒水力驱动系统安全特性

２００ＭＷ核供热堆采用控制棒水力驱动系统作为控制棒驱动机构。该系统是以非能动系统为基础设计的，并实现了传动、导向一体化。通过时系统自身固有安全特性及设计安全特性、失压事故下控制棒不发生弹棒的机理以及系统引水管破断冷印剂总丧失量不会导致堆芯裸露的计算结果的分析，表明该系统具有良好的安全特性，在任何失效事故下都能保证反应堆的安全停堆，为具有固有安全特点的２００ＭＷ核供热堆提供了重要的技术支持。