压水堆核动力厂控制系统可视化模化与仿真软件——NCS

对压水堆核动力厂控制系统的建模与仿真进行了较系统的研究。提出了用于压水堆核动力厂控制系统快速和精确仿真的被控对象数学模型和数值方法。被控对象模型主要包括堆芯、稳压器、蒸汽发生器、管道及泵的模型等,分别采用了龙格-库塔法和特雷纳方法求解这些模型。设计了面向控制系统结构图的可视化模化平台,实现了图形方式下的控制系统可视化建模,并采用离散相似法对所建立的控制系统数学模型进行求解。研制出了相应的压水堆核动力厂控制系统可视化模化与系统仿真软件——NCS,并用NCS软件对商用核电站控制系统进行了仿真研究,得到了满意的结果。NCS软件对核电站控制系统设计和分析研究工作具有很好的参考和实用价值。     

核电站控制系统可视化模化与仿真研究

研制了面向控制系统结构图的可视化模化平台 ,并采用离散相似法对所建立的控制系统数学模型进行求解 ,从而方便、快速、准确地模化和仿真核电站控制系统 ,取得了十分满意的效果。此项工作对核电站控制系统设计和分析的研究工作具有很好的参考和实用价值。     

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。     

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。     

压水堆核动力系统瞬态热工水力特性分析仿真软件

采用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、主循环泵四象限特性模型和非能动应急余热导出系统模型,并利用Compaq Visual Fortran 6.0语言开发了微机型压水反应堆瞬态热工水力特性分析程序,并利用Microsoft Visual Studio.NET语言实现输入参数的可视化、输出结果的实时处理和动态显示。利用RELAP5程序对本瞬态安全分析软件进行了可靠性验证,结果表明,本软件求解精度较高、速度快、界面新颖、功能完善、可操作性强。此外,利用本软件对秦山核电站事故瞬态工况下的热工水力特性进行了分析,得出了一些具有工程价值的结论。     

小型压水堆核电厂蒸汽排放控制系统仿真研究

小型压水堆核电厂通常采用结构紧凑的直流蒸汽发生器,在甩负荷工况下,其蒸汽压力急剧升高。为防止蒸汽压力过高对设备造成损坏,本文在建立小型压水堆一、二回路设备模型以及控制系统的基础上,分别基于压力模式、温度-压力和功率-压力模式设计蒸汽排放控制系统,并在甩负荷工况下开展小型压水堆系统的仿真研究。结果表明,在甩负荷工况下,与压力模式相比,温度-压力和功率-压力模式能够有效减小蒸汽压力的超调量。     

核动力厂与环境

目前世界上已有28个国家和地区已有或正在建造核电厂。截至1991年12月31日,全世界运行中的核电机组共有422套,总装机容量达328GW,其中美国的装机容量最多,核电厂发电量占比例最大的是法国。美国三里岛和苏联切尔诺贝利核电厂     

基于网络的压水堆核电厂瞬态实时仿真软件NUSOLSIM的开发

为满足核工程与核技术专业相关课程不限时间和空间的仿真教学需求,采用C/S架构开发了基于网络的压水堆核电厂瞬态实时仿真软件(NUSOLSIM)。针对大型压水堆核电厂堆芯、一回路、二回路等系统设备进行建模,此软件具有实时仿真模拟典型核电厂事故的能力,具备暂停、保存和图形输出功能。最后利用NUSOLSIM软件分析了2个典型的预期运行事件,结果表明本软件具有较好的事故进程分析能力。     

核动力控制系统连续仿真和离散仿真的研究

分别采用连续时间模型和离散时间模型对一个试验重水反应堆的功率控制系统进行仿真研究,并阐述了如何利用仿真工具分析和改善系统的固有缺陷,使之达到希望的控制效果。     

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。     

压水堆核电厂反应堆压力容器辐照脆化评价与监督

反应堆压力容器是压水堆核电厂的核心关键设备,受快中子(E1MeV)辐照造成的辐照脆化是其运行失效的重要因素,因此需要对压力容器进行辐照评价与监督,以保证其寿期内的安全运行。     

压水堆水力模化中Eu数的讨论

要进行反应堆的水力设计,必须通过堆的水力模化试验来确定其各部分的 Eu数(Euler Numb-er)。本文分析了美国 San-Onofre 反应堆的压降数据与它的水力模化装置上实测确定的 Eu 数,并得出了如下结论:①反应堆的水力模化装置和原型堆间的尺寸比例可以取得较小;②水力模化装置上实测确定的燃料组件部分流道的 Eu 数应用到原型堆上去是不正确的;③其余四个部份,由水力模化装配上实测确定的 Eu 数可应用于原型堆的设计上去。     

压水堆核电厂蒸汽排放控制系统实时仿真研究

建立了压水堆核电厂蒸汽排放控制系统及其控制对象的实时仿真模型,包括蒸汽发生器及相关管道阀门的数学模型.在此模型基础上,编制了压水堆核电厂蒸汽排放控制系统动态特性的实时仿真程序,并对该控制系统模型进行了闭环稳态和瞬态等工况的可视化动态实时仿真.仿真结果表明,程序输出与实际系统响应趋势一致,仿真软件能实时输出蒸汽排放控制系...     

压水堆核电厂稳压器压力模糊控制器研究及仿真

为提高核电厂稳压器压力的控制性能,针对其升、降压不同的被控特性,结合可以实时调整控制器参数的模糊自适应比例、积分、微分(PID)控制,设计出基于2个模糊控制器的压力控制系统。通过MATLAB/simulink仿真表明,采用模糊控制器的稳压器压力控制系统使控制性能得到了明显的改善。     

某压水堆核电厂辐射控制区氚化水蒸汽监测

压水堆核电厂一回路冷却剂中的部分氚会通过废液和废气排放系统排放至工作环境中。本文报道某压水堆核电厂辐射控制区气态氚的监测结果:运行期间气态氚浓度范围为<LLD～9.21×10² Bq/m³;大修期间为<LLD～3.14×10³ Bq/m³。监测结果显示,压水堆核电厂运行初期工作环境中氚浓度较低,工作人员在现场工作无需采取额外的防护措施以及进行氚内照射剂量监测。     

基于数字调节器的压水堆核电厂稳压器压力控制系统优化设计

基于数字调节器的稳压器压力控制系统,同时针对稳压器升、降压的不同动态特性,设计具有2组调节器参数的数字调节器控制系统,并给出含自动切换功能的控制策略SAMA图设计。最后,在SIMULINK仿真软件平台里实现调节器的2组比例积分(PI)参数整定。仿真结果验证此设计可以更好地将压力控制到稳定值,提高核电厂运行的安全性。     

压水堆核电厂装换料操作参数化建模研究

为了优化压水堆核电厂装换料工艺流程,提高装换料效率,分别建立了装卸料机、水下燃料运输系统、燃料抓取机等设备的运动学模型,并根据模型推导出计算装换料操作总时间的初步方程,形成反应堆装换料操作流程参数化分析的方法。通过对某典型堆型进行参数验证,证明了该模型和方法的正确性和有效性。     

压水堆核电厂放射性流出物源项审评计算软件编制

介绍了压水堆核电厂放射性流出物源项审评计算软件的编制。该软件分别基于AP1000、CAP1400和EPR三种堆型,设计了19道计算例题对软件进行了测试和验证。将测试结果与美国核管理委员会的PWR-GALE软件及EPR设计参数进行了对比。测试结果表明:该软件适用于我国压水堆核电厂放射性流出物源项审评计算,并具有较强的拓展性,可为我国多种新堆型的气液态流出物源项审评提供参考。     

核动力厂应急行动水平的发展与应用

核动力厂的应急行动水平是核动力厂应急状态的分级判据.本文介绍了应急行动水平的发展情况及我国各核动力厂所使用的应急行动水平的特点,并对其中的差异进行了比较分析,对目前我国核动力厂应急行动水平中辐射报警阈值设定、屏障丧失判断、外部程序引进和多机组厂址分级特点等问题进行了讨论.     

压水堆核电厂机械补偿策略下控制系统AFD的校准及验证

压水堆核电厂机械补偿控制策略的棒阴影效应导致保护系统指示的轴向通量偏差（AFD）变为外围组件加权值而非堆芯平均值,因此基于堆芯平均AFD的控制系统无法像传统电站那样直接使用保护系统输出值。基于该问题,探索了控制系统堆芯平均AFD几种线性的指示途径,研究了不同控制棒位置及机组氙震荡瞬态对线性关系的影响,提出了一种“偏差修正”的堆芯平均AFD校准方法。经过机组调峰过程验证,结果表明使用该方法可以消除控制棒位置、机组功率变化及氙浓度变化对控制系统AFD指示的影响,能够满足系统指示精度的要求。因此这种方法可以用于机械补偿控制策略控制系统AFD的校准。