用全胶凝工艺控制UO_2微球的质量

全胶凝工艺已经发展成为制造１０ＭＷ高温气冷堆燃料芯核，ＵＯ２微球的优选工艺；本文通过批量试验和工艺参数的控制，实现产品质量和产率的控制。批量试验结果表明：藉助于分散频率和胶凝条件的控制，实现了微球尺寸和球形的控制：藉助于烧结参数，其中包括氢气氛、温度和时间等的控制，能够实现微球密度和Ｏ／Ｕ比的控制。在批量试验中微球产品的产率达到９０％。     

制造UO_2陶瓷微球的一种先进工艺(TGU)

UO_2陶瓷微球是制造高温气冷核反应堆(HTGR)球状燃料元件的最重要的部件。为此,清华大学核能技术设计研究院开发了一种全胶凝工艺(TGU)。它是在传统的溶胶-凝胶工艺,即外胶凝(EGU)和内胶凝(IGU)工艺的基础上发展起来的,现已被选用为10MW高温气冷试验堆燃料芯核的生产工艺。该项研究的目的是从芯核的质量控制(QC)和质量保证(QA)的要求出发,采用批量试验方式,检验工艺参数和产品质量的稳定性。试验结果证明:当工艺参数被控制并固定时,芯核的质量能够满足质量规范的要求,即当胶体流量和喷嘴的振动频率被固定时,芯核的几何尺寸便随之固定;烧结温度和时间固定时,芯核密度亦随之固定;采用纯氢烧结时,O/U比便接近化学计量。对UO_2陶瓷微球的性能和结构也进行了研究。     

制造UO_2陶瓷微球的一种先进工艺(TGU)(英文)

UO_2陶瓷微球是制造高温气冷核反应堆(HTGR)球状燃料元件的最重要的部件。为此,清华大学核能技术设计研究院开发了一种全胶凝工艺(TGU)。它是在传统的溶胶-凝胶工艺,即外胶凝(EGU)和内胶凝(IGU)工艺的基础上发展起来的,现已被选用为10MW高温气冷试验堆燃料芯核的生产工艺。该项研究的目的是从芯核的质量控制(QC)和质量保证(QA)的要求出发,采用批量试验方式,检验工艺参数和产品质量的稳定性。试验结果证明:当工艺参数被控制并固定时,芯核的质量能够满足质量规范的要求,即当胶体流量和喷嘴的振动频率被固定时,芯核的几何尺寸便随之固定;烧结温度和时间固定时,芯核密度亦随之固定;采用纯氢烧结时,O/U比便接近化学计量。对UO_2陶瓷微球的性能和结构也进行了研究。     

陶瓷UO2畸形球的控制方法

研究了用于高温气冷核反应堆燃料核芯中畸形球的种类、产生机理及其控制方法。在500 ℃以下空气中进行了脱碳研究，结果发现破裂球(缺裂球、沟槽球等)的产生基本上来源于干球的不完全脱碳所致。在振动分散条件下进行了溶胶的分散研究。结果发现，孪生球和椭圆球的形成基本上来源于溶胶的不均匀分散所致。因此，为了控制和防止上述两类畸形球的形成，最重要的方法是，(1)必须在一定脱碳程序下供给必要的空气量，确保脱碳完全；(2)必须采用合理的溶胶参数下保持均匀分散，以保证球形均匀。     

包覆颗粒燃料芯核的制备

本文描述了高温气冷堆用的u0。燃料芯核的溶胶一凝胶法制造过程。它采用脲素络合硝酸铀酰制备胶体,用聚乙烯醇及四氢糠醇调节溶胶性质,通过振动喷嘴分散成滴在氨水柱中造粒。对溶胶喷射流均一造滴的条件进行了研究。     

外胶凝法制备高温气冷堆UO2核芯的湿法工艺

为制备高温气冷堆用燃料致密UO2核芯,对传统的溶胶-凝胶法进行优化和改进。主要对改进后的外胶凝工艺的湿法部分进行介绍,包括U3O8粉的溶解即欠酸硝酸铀酰(ADUN)溶液的制备、胶液的制备、胶液的分散和胶凝及凝胶球的陈化、洗涤和干燥等,并对湿法过程的机理进行了探讨。采用这一工艺,所得重铀酸铵微球的球形度好、尺寸分布均匀且具有良好空隙结构,经过后续的干法工艺如焙烧、还原和烧结,可制备出合格的高温气冷堆用燃料致密UO2核芯。     

内胶凝法制备HTGR燃料芯核

用内胶凝工艺研制了高温气冷堆(HTGR)燃料芯核,对该工艺的各个过程,如:缺酸硝酸铀酰(Acid Deficient Uranyl Nitrate)溶液和溶胶液的配制,分散溶胶成液滴并胶凝成固体微球、洗涤、干燥、煅烧,还原烧结等过程进行了系统的研究,并在1kg 级装置上进行了条件最佳化试验,确定了最佳工艺参数。本工艺制备的 UO_2燃料芯核密度达98%理论密度以上 O/U 比为2.000±0.005,圆球度(D_(max)/D_(min))达1.03,破碎强度为2kg,闭孔尺寸为1μm 左右。各项性能符合我国10MW HTGR 燃料元件的要求。     

制备致密UO_2微球的全胶凝方法

为了制备高温气冷反应堆用燃料芯核,致密UO_2微球,研究了一种新的溶胶-凝胶工艺.该流程具有经典的溶胶-凝胶工艺的优点,但克服了它们的缺点.已经知道,合理的配方设计和良好的干燥条件是克服破裂困难的关键因素.影响胶滴尺寸及其分布的控制因素是:极限流量、几何因子、物理因子和振动因子.微球干燥和焙烧参数的优化是依据热分析曲线来确定的.用SEM方法观察了热处理过程中的微观结构的变化.观察了真空烧结的重结晶现象.观察了UO_2·nH_2O的化学气相沉积.结果表明:晶粒大小随烧结温度增加而增加.本工艺适合于制备500μm直径的微球.其产率为90%.球度优于1.08.球径范围为470-530μm.1400-1450℃真空条件下的烧结密度范围为10.71-10.76 g/cm~3.     

胶凝法制造UO_2陶瓷微球时空气区长度的确定

胶凝法是制造高温气冷堆(HTR)燃料元件核芯UO_2陶瓷微球的主要方法。在制造过程中胶液首先从喷嘴喷出,分散成滴并经过一段空气区后液滴球形度达到一定要求,随即进入固化区进行固化成形。液滴从离开喷嘴到进入固化区落下的距离即为空气区长度。为了获得具有较高球形度的UO_2微球,本文建立了一个数学模型,通过理论计算得到了优化的空气区长度,并通过实验验证了计算结果。当球形度E=1.05时,空气区高度为0.22 m,与实际操作相吻合。     

包覆燃料颗粒包覆层性能测试方法

高温气冷堆包覆燃料颗粒，是由ＵＯ２燃料核芯和在它上包覆热解碳和ＳｉＣ层材料构成。为测量这些微小颗粒包覆层材料的性能，专门研究了一些测试方法和专用仪器。本文简要地介绍了这些测试方法和测量精度     

蒸汽发生器双级模糊积分智能水位控制器设计

为了实现对蒸汽发生器水位的有效控制,设计了双级模糊积分智能水位控制器.在常规模糊控制器之前,增加了"假水位"判别模糊控制器,以实现在"假水位"阶段对水位进行有效控制.为实现对水位的最优控制,将模糊控制器和积分控制器结果协调输出.通过对控制响应曲线的分析,验证本论文所设计的双级模糊积分智能控制器能有效克服"假水位"现象对水位控制带来的不利影响,且控制超调量小,稳定时间短.     

稳压器水位控制改进研究

现代的反应堆稳压器的水位控制大都采用的是传统的PI调节器,对于这样一个非线性和时变性的复杂控制系统,PI调节器表现出来的常常是超调量大、调节时间长等并不理想的效果.本文提出以智能模糊控制器取代原有常规PI控制器的改进方案,并以大亚湾一期工程反应堆控制系统的稳压器水位控制为研究对象,着重阐述智能模糊控制原理在具体实践中的使用方法,最后对改造前后的系统输出进行LabVIEW仿真比较.仿真结果表明,模糊PI调节器不但克服了常规PI调节器的缺点,而且还提高了控制系统的实时性和抗干扰能力,值得广泛采用.     

状态微分反馈控制与压水反应堆功率现有两种控制系统的等价性研究

本文提出了一种新型的反馈控制--状态微分反馈控制,并用于设计负荷跟随运行模式下的反应堆控制系统。设计过程依赖于控制棒位置的积分控制和控制棒速度的状态微分反馈控制两种控制系统之间的等价性,这一关系被证明并总结为定理。数值仿真结果表明,所设计的反应堆功率的状态微分反馈控制系统具有很好的负荷跟随模式性能。     

Robust control design for the plasma horizontal position control on J-TEXT Tokamak

It is extremely important for tokamak to control the plasma position during routine discharge. However, the model of plasma in tokamak usually contains much of the uncertainty, such as structured uncertainties and unmodeled dynamics. Compared with the traditional PID control approach, robust control theory is more suitable to handle this problem. In the paper, we propose a H_∞ robust control scheme to control the horizontal position of plasma during the flat-top phase of discharge on Joint Texas Experimental Tokamak (J-TEXT) tokamak. First, the model of our plant for plasma horizontal position control is obtained from the position equilibrium equations. Then the H_∞ robust control framework is used to synthesize the controller. Based on this, an H_∞ controller is designed to minimize the regulation/tracking error. Finally, a comparison study is conducted between the optimized H_∞ robust controller and the traditional PID controller in simulations. The simulation results of the H_∞ robust controller show a significant improvement of the performance with respect to those obtained with traditional PID controller, which is currently used on our machine.     

压水堆棒控系统数字化设计

系统采用西门子S7-400 PLC进行系统的总体控制,采用PROFIBUS-DP网络进行系统的通讯,实现了棒控系统的数字化控制,并对棒控系统的硬件设计、软件设计以及系统的调试进行了研究。该系统设计新颖,技术先进,符合国际发展趋势,对国产核电站数字化仪控系统的出口具有现实意义。     

Fuzzy Logic Control Application for BWR Recirculation Flow Control System

There has been increasing necessity for load following and/or AFC (Automatic Frequency Control) operation along with the growth in the share of nuclear power generation in the electric power network. Fuzzy logic control was investigated for application to a BWR recirculation flow control system, in order to obtain a rapid generator power response within an allowable neutron flux overshoot. The proposed controller has two control loops, generator power and neutron flux loop. The fuzzy logic is utilized for weighing these control loops and for controlling the neutron flux. By evaluating the controller performance by numerical simulations on the step response for generator power demand with the model BWR recirculation flow system, more rapid response was obtained than that for conventional proportional plus integral controllers with no neutron flux overshoot beyond alarm activation level.     

Overview of magnetic control in ITER

ITER is targeting Q = 10 with 500 MW of fusion power. To meet this target, the plasma needs to be controlled and shaped for a period of hundreds of seconds, avoiding contact with internal components, and acting against instabilities that could result in the loss of control of the plasma and in its disruptive termination.Axisymmetric magnetic control is a well-understood area being the basic control for any tokamak device. ITER adds more stringent constraints to the control primarily due to machine protection and engineering limits. The limits on the actuators by means of the maximum current and voltage at the coils and the few hundred ms time response of the vacuum vessel requires optimization of the control strategies and the validation of the capabilities of the machine in controlling the designed scenarios.Scenarios have been optimized with realistic control strategies able to guarantee robust control against plasma behavior and engineering limits due to recent changes in the ITER design. Technological issues such as performance changes associated with the optimization of the final design of the central solenoid, control of fast transitions like H to L mode to avoid plasma-wall contact, and optimization of the plasma ramp-down have been modeled to demonstrate the successful operability of ITER and compatibility with the latest refinements in the magnetic system design.Validation and optimization of the scenarios refining the operational space available for ITER and associated control strategies will be proposed. The present capabilities of magnetic control will be assessed and the remaining critical aspects that still need to be refined will be presented. The paper will also demonstrate the capabilities of the diagnostic system for magnetic control as a basic element for control. In fact, the noisy environment (affecting primarily vertical stability), the non-axisymmetric elements in the machine structure (affecting the accuracy of the identification of the plasma boundary), and the strong component of eddy current at the start-up (resulting in a poor S/N ratio for plasma reconstruction for I_p < 2 MA requiring a robust plasma control) make the ITER magnetic diagnostic system a demanding part of the magnetic control and investment protection systems. Finally the paper will illustrate the identified roles of magnetic control in the PCS (plasma control system) as formally defined in the recent first step of the design and development of the system.     

用于加速器数字反馈控制研究的实验平台

本文介绍了用于加速器数字反馈控制研究的实验平台。该平台由四极磁铁、磁铁电源、Hall电路、DSP系统和用于系统开发的计算机组成。它不仅可用于加速器轨道反馈控制等系统级的研究,而且还可以用于研究高精度电源和高频系统低电平等设备级的数字反馈控制。     

非安全级优选控制技术在CPR1000核电工程中的应用

在CPR1000核电工程项目中存在着诸多参与安全功能的同时受1E和NC级DCS信号控制的非安全级设备,当1E和NC级命令同时到达时,需对1E和NC级DCS命令进行优选处理。本文提出一种优选控制技术,充分考虑不同信号优先级逻辑比较和1E级信号的定期试验回路设计。结果表明,非安全级优选控制技术通过了SL1和SL2抗震试验,为这类非安全级设备的不同级别的控制命令优选处理以及1E级命令的定期试验提供了解决方案。