基于THERMIX/BLAST和vPower平台的HTR-PM工程模拟机开发

模块式高温气冷堆示范电站（HTR-PM）在山东荣成石岛湾开始兴建,本文通过将THERMIX/BLAST程序嵌入至vPower仿真平台,开发了HTR-PM工程模拟机。其中两个嵌入vPower仿真平台的THERMIX/BLAST程序模块分别模拟2个由堆芯、一回路和蒸汽发生器组成的蒸汽供应系统模块,与利用vPower仿真平台建立的汽轮发电机系统模块相连接,在平台上实现了数据的管理及人机界面。该工程模拟机可用于模拟和分析HTR-PM的稳态工况、瞬态事故工况。     

基于THERMIX/BLAST和vPower平台的HTR-PM启停堆过程仿真分析

将THERMIX/BLAST程序嵌入至vPower仿真平台,开发球床模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)工程模拟机。在该工程模拟机上进行双堆冷启动过程和双堆正常冷停堆过程的模拟仿真,分析2种工况中反应堆功率、氦气流量、蒸汽发生器出入口参数及汽轮机入口蒸汽参数等关键参数的变化趋势,总结双堆冷启动过程和双堆正常冷停堆过程的运行特点。结果表明,2个反应堆在运行过程中互相影响,二回路参数变化是2个反应堆耦合的结果。     

HTR-PM直流蒸汽发生器的建模与分析

球床模块式高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）采用两座模块式高温气冷堆带一台汽轮发电机组的技术方案,为了开展其运行特性研究,清华大学核能与新能源技术研究院开发了针对HTR-PM的工程模拟机,其中螺旋管式直流蒸汽发生器的模型还需进一步完善。本文深入分析了螺旋管式直流蒸汽发生器的流动、换热规律,明确了蒸汽发生器一次侧和二次侧的流动与换热模型,通过对稳态工况中分布数据的详细分析,说明了模拟结果的正确性。为适应更多模块的高温气冷堆核电站的运行分析要求,通过网格划分方案的讨论与优化,在保证实时性的前提下,提高了蒸汽发生器中流动与换热模拟的准确性,为下一步采用工程模拟机开展其运行特性研究打下基础。     

蒸汽排放系统蒸汽冷凝器动态特性仿真研究

根据核动力商船高压定压蒸汽冷凝器的结构及工作特性,建立了适合蒸汽冷凝器实时仿真分析计算的两相流仿真模型。利用该仿真模型对蒸汽冷凝器进行了稳态计算和动态仿真分析,并将其稳态计算结果与蒸汽冷凝器试验结果进行对比验证。结果表明：该模型能准确模拟蒸汽冷凝器的动态特性,满足核动力装置蒸汽排放系统实时仿真分析要求。研究结果对二回路系统启动及停运的运行和控制系统设计具有指导意义。     

球床模块式高温气冷堆失冷事故特性研究

利用高温气冷堆专用系统分析软件THERMIX程序,对球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)失冷失压和失冷不失压事故的动态特性进行了研究,分析了堆芯功率、燃料最高温度及堆舱水冷壁余热载出功率等关键参数的变化过程,并对影响余热排出功率和燃料最高温度的不确定性进行了评价.研究结果表明,在失冷事故下,堆芯余热可通过热传导、辐射和自然对流等非能动方式传至最终热阱大气,燃料元件和压力容器等重要部件的最高温度均在设计限值内.这为HTR-PM保持模块式高温气冷堆固有安全性不变的同时实现单堆250 MW的功率方案奠定了基础,也为后续高温气冷堆电站示范工程进一步的深入设计研究提供了依据.     

核动力装置冷凝器实时仿真

根据核动力装置的冷凝器结构及工作特性,给出了适用于冷凝器动态特性实时仿真数学模型.该模型可用于冷凝器稳态和动态的仿真,并能够预测冷凝器内蒸汽和凝结水的流量以及蒸汽、凝结水、管壁和冷却水等的温度.用本文的仿真模型对正常运行工况及事故工况进行了仿真计算,将仿真结果与系统设计值进行了比较.结果表明,该模型能够满足核动力装置冷凝器实时仿真的要求.     

高温气冷堆启动过程的模拟与分析

本文利用工程模拟机可实时计算、多系统耦合求解的技术优势,对球床模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)的启动过程进行模拟。分析并掌握了HTR-PM主要运行参数的变化规律和调节手段,研究了模块式高温气冷堆在启动过程中的运行特性,特别是不同模块间所体现出的耦合效应对整个系统运行特性的影响,为电厂运行方式的确定和具体运行规程的制定提供了重要参考。     

直流蒸汽发生器动态特性与小破口故障仿真研究

以B&W直流蒸汽发生器为对象,基于过程仿真软件（APROS）支撑平台中的基本模块,建立了图形化的直流蒸汽发生器仿真模型。对模型进行变工况下的稳态和动态仿真,由结果可知,一次侧入口焓值与二次侧出口压力对稳态特性影响最大,一次侧入口温度对动态特性影响最大。进一步研究直流蒸汽发生器发生换热管破裂事故时,破口位置和破裂程度对其运行特性的影响。结果表明,破口发生位置接近一次侧入口时,对直流蒸汽发生器运行影响最大;换热管破裂对直流蒸汽发生器运行特性的影响随着破裂程度的增加而增大。      

HTR-PM堆芯出口热气混合数值模拟分析

利用Fluent软件对模型实验台架的两支路工况进行了数值模拟,该实验台架用于高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)的堆芯出口混合结构的设计验证。通过利用模拟计算所得的温度、压力以及流速分布与模型实验台架所得到的实验结果进行对比分析,进一步确定了模拟计算的各种设置,包括边界条件、湍流模型以及求解算法等。利用Fluent软件并根据相应的设置,对HTR-PM的堆芯出口混合结构的两支路工况进行了计算分析。结果表明,两支路工况下,HTR-PM的堆芯出口混合结构可满足高热混合效率和低压降的要求。     

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。     

Current status and technical description of Chinese 2 × 250 MWth HTR-PM demonstration plant

After the nuclear accidents of Three Mile Island and Chernobyl the world nuclear community made great efforts to increase research on nuclear reactors and to develop advanced nuclear power plants with much improved safety features. Following the successful construction and a most gratifying operation of the 10 MW_th high-temperature gas-cooled test reactor (HTR-10), the Institute of Nuclear and New Energy Technology (INET) of Tsinghua University has developed and designed an HTR demonstration plant, called the HTR-PM (high-temperature-reactor pebble-bed module). The design, having jointly been carried out with industry partners from China and in collaboration of experts worldwide, closely follows the design principles of the HTR-10.Due to intensive engineering and R&D efforts since 2001, the basic design of the HTR-PM has been finished while all main technical features have been fixed. A Preliminary Safety Analysis Report (PSAR) has been compiled.The HTR-PM plant will consist of two nuclear steam supply system (NSSS), so called modules, each one comprising of a single zone 250 MW_th pebble-bed modular reactor and a steam generator. The two NSSS modules feed one steam turbine and generate an electric power of 210 MW.A pilot fuel production line will be built to fabricate 300,000 pebble fuel elements per year. This line is closely based on the technology of the HTR-10 fuel production line.The main goals of the project are two-fold. Firstly, the economic competitiveness of commercial HTR-PM plants shall be demonstrated. Secondly, it shall be shown that HTR-PM plants do not need accident management procedures and will not require any need for offsite emergency measures.According to the current schedule of the project the completion date of the demonstration plant will be around 2013. The reactor site has been evaluated and approved; the procurement of long-lead components has already been started.After the successful operation of the demonstration plant, commercial HTR-PM plants are expected to be built at the same site. These plants will comprise many NSSS modules and, correspondingly, a larger turbine.     

螺旋管式直流蒸汽发生器的准稳态数学模型

为了满足模拟机实时仿真核电站一、二回路工况的需要,根据流体的质量、动量和能量守恒原理,建立了适合模拟机要求的螺旋管式直流蒸汽发生器的准稳态数学模型.该模型将蒸汽发生器作为单管模型处理,并根据水的状态将蒸汽发生器分为单相水段、两相段和过热段三大段,每大段又细分若干小段.该数学模型方程采用变步长四阶龙格库塔法联立求解一、二...     

基于流动与传热网络的HTR-PM堆内热工水力模拟

球床模块式高温气冷堆核电站（HTR-PM）全尺寸模拟机的开发是示范工程的重要组成部分,HTR-PM堆内热工水力过程的模拟是模拟机开发的关键技术之一。本文针对堆内热工水力过程的模拟进行了研究,根据堆内几何结构和热工水力过程的特点,采用组件搭建的方式建立了HTR-PM堆内流动与传热过程的计算模型,基于所建立的流动与传热网络模拟方法,编制了相应的模拟计算程序,实现了HTR-PM堆内热工水力过程的模拟,给出了反应堆50%FP、100%FP稳态工况、控制棒误提升事故工况的模拟结果,通过与设计分析程序THERMIX的比较进行了验证。对比结果表明,模拟方法和基于流动与传热网络的计算模型能够满足模拟机的开发要求,反映了堆内热工水力过程的特点。     

高温气冷堆核蒸汽供应系统出口蒸汽温度的T-S模糊控制方法

高温气冷堆（HTGR）是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型,具有第四代核能系统的技术特征,其核蒸汽供应系统（NSSS）复杂的非线性特性,对控制策略的设计提出了挑战。另一方面,T-S模糊控制方法在复杂非线性系统的控制方面存在巨大优势,因此在高温气冷堆核蒸汽供应系统中应用T-S模糊控制方法,可能会获得较传统线性控制方法更好的控制性能。本文提出了一种T-S模糊控制器的系统化设计方法,首先建立高温气冷堆核蒸汽供应系统出口蒸汽温度的T-S模糊控制系统模型;然后基于李雅普诺夫方法,得到T-S模糊控制系统的双线性矩阵不等式（BMI）形式的全局渐近稳定条件;最后通过局部最小化算法求解双线性矩阵不等式,得到T-S模糊控制器的参数。仿真结果表明,按照这一系统化方法设计的T-S模糊控制器较传统的线性PI控制器表现出更好的控制特性。     

超临界水在垂直管内换热及流动不稳定性研究

清华大学核能与新能源技术研究院在建的250 MWt高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)中蒸汽发生器二回路为亚临界水,由于反应堆能提供750℃的高温氦气,二回路水可提高到超临界压力和温度,采用多堆带一机方案可与超临界蒸汽透平机组匹配,因此研究超临界水在管内的流动、传热以及流动不稳定现象非常重要。本文通过使用RNGk-ε模型耦合强化壁面函数,发现模拟结果与Yamagata等的实验数据符合较好。基于此模型,分析了超临界流体流动时换热系数的变化规律,并采用瞬态计算方法,线性增大加热功率,分析了流动不稳定现象,发现流体一旦进入不稳定区,进出口流量的波动非常严重,甚至出现倒流,应尽可能避免此类现象。     

HTR-PM控制棒组件机械可靠性分析

运用机械可靠性理论,利用力学仿真分析高温气冷堆示范工程——球床模块式高温气冷堆核电站（HTR-PM）控制棒组件的受力情况和薄弱区,识别出其薄弱区位于控制棒组件连接头位置;基于概率断裂力学的可靠度-寿命计算方法,结合辐照对疲劳寿命模型的影响,并考虑所受应力情况,建立可靠度-寿命模型,计算HTR-PM控制棒组件在辐照减弱系数为0.7时的可靠度-寿命。计算结果表明,可靠度水平为0.99时,HTR-PM控制棒组件寿命约为15万次动作循环,辐照对控制棒组件寿命影响较大。本研究可为HTR-PM控制棒组件设备可靠性管理提供参考。      

HTR-PM二回路图形建模与仿真研究

介绍了在vPower仿真平台上嵌入THERMIX代码来研究紧凑型高温气冷堆仿真机的方法。根据模块式高温气冷堆示范电厂二回路系统的特点和结构,利用vPower仿真平台建立二回路各个系统的组态模型并进行稳态和瞬态仿真结果分析。结果表明,稳态值与设计值的误差均在2%范围内;额定工况下,主调节阀关小和给水流量减少2个典型瞬态响应过程曲线趋势合理,动态响应各项指标及最终稳定值满足要求;循环水泵关闭导致凝汽器循环水中断的事故情况下,因凝汽器真空过低调节主蒸汽阀门迅速关闭,主蒸汽流量减小同时汽轮机跳闸。