核电厂稳压器压力控制系统闭环验证

稳压器是压水堆核电站的重要部件之一,其压力控制的优劣直接影响到核电站能否安全的运行。在正常的运行瞬态情况下,稳压器压力控制系统使稳压器的压力维持或恢复到设定值。在瞬态过程中,稳压器控制系统产生相应动作,防止压力增加某限值,当压力大于该限值时,会触发反应堆紧急停堆或需要驱动专设安全设施来防止压力边界超压。同样,也要防止压力降低到需要驱动专设安全设施动作,以防止偏离泡核沸腾的情况发生。首先通过仿真技术建立了核电厂高精度工艺模型和实时的仪控系统模型,并基于OPC技术开发了验证真实DCS控制逻辑策略的接口通信软件,完成了对稳压器压力控制系统控制策略和响应特性的闭环验证。     

应用小波理论分析稳压器压力信号特征

压水堆的稳压器起着控制核动力一回路装置压力的作用。该文介绍了稳压器机理建模的思路。基于描述两相状态的两区模型,分析了稳压器压力信号的内在物理机制。指出当尺度系数按整数划分时,信号的连续小波变换可以按照数值求和的方法进行计算;当尺度系数为分数甚或无理数时,必须采用频域Z变换法进行计算,并给出了该算法。定义了压力信号的小波时间平均功率谱和L ipsch itz指数,对压力信号的局部奇异性进行定量描述,反映了核动力装置的运行特点,为系统运行监测提供有效支持。     

大型高空台进排气控制半物理仿真系统设计

为构建大型复杂高空模拟试车台进排气控制半物理仿真系统,提出了仿真模型和实物部件相结合的系统设计方法。依据系统结构组成及工作机理统筹规划系统仿真模型和实物部件,利用理论建模、系统辨识方法建立仿真模型,并基于PLC完成系统设计和软件开发,最终将仿真模型和实物部件高效统一形成半物理仿真试验台。通过仿真平台实现了系统一体化虚拟仿真,结果表明系统运行可靠稳定,能够准确模拟真实发动机试车过程。     

稳压器改进免疫模糊PID解耦控制研究

由于压水堆核电站稳压器在负荷发生变化时压力和水位的互相耦合现象,目前稳压器压力和水位常用的独立单回路PID控制系统往往不能取得较好的控制效果.在对稳压器压力和水位耦合的数学模型进行解耦的基础上,设计了改进免疫模糊PID控制器,并采用经验法及差分粒子群(DEPSO)优化算法对控制器的参数进行优化.该控制方法通过MAT-L...     

基于重复控制的高频稳压器研究

针对高频稳压器输出电流周期性误差干扰问题,提出重复控制解决方案,通过阐述重复控制原理,分析其稳定性,进而结合系统模型和滤波器设计重复控制器,并在仿真中加以验证,重复控制具有良好控制误差信号的特性和改善输出电流的能力。     

海洋条件对一回路松脱部件监测系统的影响分析

为保障海洋核动力装置反应堆一回路的运行安全,需要对一回路冷却剂内易松脱部件实施有效的监测.松脱部件监测系统是监测反应堆一回路冷却剂零部件松脱事件的专有系统.为提高海洋运行环境下系统监测有效性,分析了因海洋环境特征及反应堆结构特殊性带来的松脱部件监测本底噪声复杂、探测灵敏度提高、前端仪表性能要求提高、声传播路径变化、电气...     

基于LSTM的核反应堆一回路传感器故障智能检测

核反应堆一回路部署大量各类型传感器,用于获取核电厂实时运行数据。这些数据的准确、有效是保障核电厂安全运行的前提和基础。实现对传感器运行状态的实时在线监测和传感器故障的智能检测,对提高核电厂的安全性与经济性具有重要意义。基于长短期记忆(LSTM)神经网络深度学习的方法,建立了预测传感器正常状态下期望输出的分析模型。结合滑动时间窗口四分位距(IQR)方法,定义了传感器故障检测阈值,从而建立了一套传感器故障智能检测方法。以CPR1000型压水堆一回路稳压器压力传感器为研究对象,基于CPR1000全范围模拟机提供的近似真实核电厂行为数据,对传感器LSTM分析模型进行了训练和仿真验证。结合故障检测阈值算法检测传感器输出数据中的异常数据点,实现了对稳压器压力传感器偏差故障和漂移故障的在线检测,证实了传感器故障智能检测方法的可行性。     

基于AMESim的某风洞喷雾供水系统压力控制方法研究

通过对某风洞喷雾供水系统压力控制流程的分析,简化了系统压力控制方法,避开了各控制回路相互的耦合问题。对其核心控制元件调节阀进行了详细的计算分析,并给出了调节阀的调节公式。最后利用系统工程高级建模与仿真平台AMESim对系统的压力控制进行仿真,结果表明,理论分析和仿真结果是一致的,可以为系统的实际控制提供理论支持。     

基于模块的运算部件模拟验证研究与实现

提出一种基于模块的运算部件模拟验证方法，其基本思想是：针对运算部件模块，从通用的C测试程序中提取出模拟和仿真的输入向量；并对运行结果进行分析。利用该方法针对浮点乘法部件的验证过程说明，该方法可减少系统仿真时间，加速功能部件的逻辑验证，从而提高对处理器调试的速度。     

飞机起落架收放系统建模与故障仿真

针对某型支线客机的起落架收放系统,分析了其主要故障类型和故障原因。应用AMESim仿真平台建立了起落架收放系统模型,对该系统的正常收放过程进行了仿真,得到作动筒行程和液压泵出口压力、流量变化情况,并进行了结果分析,仿真结果满足起落架收放系统的基本性能指标。研究了液压泵泄漏、作动筒泄漏、油滤堵塞、节流阀堵塞等对系统工作特性影响较大的故障模式。仿真并分析了不同部件性能参数变化对系统工作性能的影响,为起落架收放系统故障诊断和健康状态监测在工程中的应用提供了有益的参考。     

控制棒驱动机构智能感知与自适应控制系统设计及仿真验证

控制棒驱动机构作为核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,保障核反应堆安全经济运行的必要手段。本文在研究分析控制棒驱动机构线圈电流和振动信号特征的基础上构建了控制棒驱动机构状态判别与故障诊断模型,并基于dSPACE实时仿真系统建立了控制棒驱动系统自适应控制数字化模型和控制棒驱动机构智能感知与自适应控制实验样机。通过功能验证,证明该系统能根据电流和振动信号实现对控制棒驱动机构正常运行工况和典型故障模式的实时判别、故障诊断与自适应控制,运行状态识别准确率达到99.2%以上,为后续核反应堆智能设备的研制提供参考。     

On-line failure detection in nuclear power plant instrumentation

The functional redundancy approach to detecting instrument failures in nuclear power plant instrumentation is described and evaluated. This real-time method uses a bank of Kalman filters (one for each instrument) to generate optimal estimates of the plant state. By performing consistency checks between the output of each filter, failed instruments can be identified. The technique is used to design an instrument failure detection system for a pressurized water reactor (PWR) pressurizer. Actual pressurizer data are used to demonstrate the capabilities of the functional redundancy methods.     

CFD方法在压水堆安全分析中的应用现状和发展趋势

为更好地利用CFD方法解决压水堆安全分析问题,简要介绍CFD方法,着重阐述其在硼稀释、混合和热分层以及受压热冲击等压水堆安全分析问题的应用现状,并提出CFD与系统程序的耦合计算、流固耦合计算和CFD与中子动力学程序的耦合计算将是CFD方法在该领域的发展重点.     

核电站系统安全评价指标体系研究

核电站系统的安全性是影响核电发展的一个重要因素.针对事故发生概率,安全系统的性能,事故造成的后果3个指标采用全局安全评价指数(GSI),并基于MATLAB模糊逻辑工具箱,提出安全评估框架和方法.对国内目前比较常用的压水反应堆(PWR)和新引进的AP1000两种反应堆类型进行评价,并对结果进行了比较,发现AP1000具有更高的安全性能,GSI最终评价结果能够非常直观的供核安全管理部门参考.     

On the design and modeling of microcontrolled fuzzy nuclear power plant controller

The article presents a working model of Control rod insertion in nuclear power plant based on fuzzy logic and implemented with MC68HC11 microcontroller. The control rods are made of neutron absorbing metal. The amount of control rod insertion into a pressurized water reactor in a nuclear power plant controls the nuclear fission process by controlling the rate at which the chain reaction takes place. The temperature in the pressurized water tank varies with the load of power, the higher the demand of power the higher the temperature and vice versa. The control rods help to maintain the appropriate temperature in the core of the reactor. Nuclear Power plants use a very complicated control scheme, to vary the amount of control rod insertion which is very expensive and difficult to troubleshoot. We have developed a fuzzy model, tested its functionality by generating control surfaces, written the fuzzy inference software, downloaded in the EEPROM of MC68HC11, and interfaced it with 8 LED Bar to simulate control rod and two 8-bit DIP switches to enter inputs of Power Generation and Temperature of the core of the reactor. © 1996 John Wiley & Sons, Inc.     

基于PLC的堵板密封装置控制系统设计

为保证核电厂反应堆压力容器与蒸汽发生器检修工作能够同时进行,需使用堵板密封装置对主管道进行封堵.这可以使得反应堆一回路水位的升降不影响蒸汽发生器的检修工作,同时也可保证人员和设备安全,避免人员或异物掉入主管道.使用西门子S7-1200 PLC作为控制器,采用全集成自动化博途软件进行编程设计.根据工艺流程,设计了可编程逻...     

Formal Modeling and Verification of Safety-Critical Software

Rigorous quality demonstration is important when developing safety-critical software such as a reactor protection system (RPS) for a nuclear power plant. Although using formal methods such as formal modeling and verification is strongly recommended, domain experts often reject formal methods for four reasons: there are too many candidate techniques, the notations appear complex, the tools often work only in isolation, and output is often too difficult for domain experts to understand. A formal-methods-based process that supports development, verification and validation, and safety analysis can help domain experts overcome these obstacles. Nuclear engineers can also use CASE tools to apply formal methods without having to know details of the underlying formalism. The authors spent more than seven years working with nuclear engineers in developing RPS software and applying formal methods. The engineers and regulatory personnel found the process effective and easy to apply with the integrated tool support.     

基于PCS7的多容器控制系统设计

以工业中常见的反应器、闪蒸罐等所组成的多容器为被控对象,分析工艺流程和控制指标要求。结合过程控制实训系统(SMPT 1000),设计了多容器控制系统方案。通过PCS7的顺序功能图(SFC)实现自动开车流程,连续功能图(CFC)搭建控制回路。针对反应器进出口流量、反应器温度、反应器液位和闪蒸罐压力,分别进行单回路或复杂控制,使其在安全、稳定的状态下高效产出反应物。尤其是针对连续生产过程中多个容器的生产工艺关联性问题,从反应器进、出料的动态平衡出发,设计了反应器的进料流量控制。控制结果表明,该反应器控制系统的方案设计合理、运行稳定可靠、生产效率高,达到了生产指标要求。该研究对基于PCS7的连续过程控制系统在工程应用和试验具有一定的参考价值。     

基于AMESim的安溢活门系统动力学仿真

在对安溢活门工作原理和动态特征方程研究的基础上,建立安溢活门及其试验系统的AMESim模型,对试验过程中安溢活门的动态特性进行数值仿真,从系统角度研究该安溢活门系统整体性能.仿真结果与试验测试结果吻合较好,并着重研究主副弹簧刚度、主副膜片刚度、主副膜片有效面积、主活阀摩擦阻尼、背压腔容积和泄压间隙等参数对安溢活门动态特性的影响,进而为系统整体性能优化提供分析设计支持.