用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统仿真功能

RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能,但是,由于该程序采用文本输入方式进行建模,编写复杂,可读性不强,小适合于对大型复杂控制系统进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护系统进行建模。因此,本文将RELAP5程序与Simulink耦合,并利用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统的模拟功能。为了验证两程序耦合方法的准确性,将用Simulink实现的控制与保护系统的仿真结果,与已通过验证的RELAP5实现的具有相同功能的控制与保护系统的仿真结果进行对比,结果表明二者符合较好。     

COMMEN程序热膨胀模型的开发和验证

堆芯解体事故已成为钠冷快堆安全分析的主要关注点之一。COMMEN程序是中国原子能科学研究院开发的钠冷快堆堆芯解体事故分析程序。该程序耦合了二维的时空中子动力学模块,主要用于计算堆芯丧失原有几何形状之后的事故进程。为改进COMMEN程序,须在现有的中子学模块中添加热膨胀模型。改进后的COMMEN程序计算严重事故时考虑的反应性反馈更全面。为验证该模型,使用改进后的COMMEN程序对中国实验快堆(CEFR)进行建模计算,并将计算结果和SAS4 A程序进行对比。结果表明:添加了热膨胀模型后,COMMEN程序的计算结果得到了很大改善,其结果与SAS4 A符合的很好。     

秦山核电二期工程计算机仿真技术在控制系统中的应用

在核电站正式投入运行前,必须对各控制系统分别进行调试,验证系统的稳定性,并使其具有良好的动态品质和稳态精度.对控制系统进行调试,需要根据控制系统静态和瞬态仿真计算的结果,提供系统的参数整定值.因此在秦山核电二期工程控制系统的设计中引入了现代计算机仿真技术.在整个核电站基本参数已经确定的基础上,结合理论分析,主要以国外通用的用于核电站控制系统仿真设计的计算机仿真程序CATIA2为工具进行了一系列仿真实验,通过改变控制参数并分析所得仿真实验结果,最后确定出了一套合理的控制参数,为电站开堆调试和实际运行作了必要的准备.     

多物理耦合分析自动建模软件SuperMC/MCAM5.2设计与实现

超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC是一套通用、智能、多功能的核系统设计与安全分析软件。多物理耦合分析自动建模软件SuperMC/MCAM(multi-physics coupling analysis modeling program)是其中的自动建模模块,其目标是为多物理耦合分析提供精确高效的建模功能。SuperMC/MCAM最新版本SuperMC/MCAM5.2支持SuperMC、MCNP、FLUKA、Geant4、TRIPOLI等多种蒙特卡罗程序计算模型的自动建模,可进行CAD模型与蒙特卡罗计算模型之间的自动双向转换,以及进行各蒙特卡罗程序计算模型之间的相互转换。本文对SuperMC/MCAM5.2的功能及多蒙特卡罗几何正向与反向转换方法进行了介绍,采用国际热核实验堆ITER基准模型对SuperMC/MCAM5.2进行了测试,测试中SuperMC/MCAM5.2生成的各蒙特卡罗模型计算结果一致,证明了SuperMC/MCAM5.2建模功能的正确性和有效性。     

基于CADMesh的蒙特卡罗自动建模方法及应用

为开展复杂结构场所辐射场蒙特卡罗模拟研究,使用开源的CADMesh接口程序实现一种将三维CAD数据模型导入Geant4的自动建模方法。对某废物处理设施进行自动建模,使用Geant4内建的基于命令的统计功能计算周围剂量当量率分布。将周围剂量当量率分布模拟结果与实际测量结果进行对比,模拟结果在50%误差范围内与实测数据基本符合,初步验证了该自动建模方法的适用性。     

压水堆重反射层堆芯核热耦合高精度计算分析研究

重反射层的应用可提高反应堆中子经济性,其结构和中子吸收特性均与压水堆常规围板/反射层差异较大,因此对核设计程序的计算分析能力提出了新的要求。为分析重反射层建模方案对堆芯中子学计算结果的影响,使用先进中子学程序SCAP N和确定论堆芯高保真模拟程序NECP X对压水堆重反射层问题进行了高保真模拟,分析了5种反射层建模方案下计算结果的差异,并将高精度计算结果与商用核设计程序系统进行了对比。数值结果表明,重反射层水洞内冷却剂温度变化对计算结果影响较小;相较精确建模方案,重反射层铁水打混建模方案造成的反应性计算偏差在±30 pcm以内、组件相对功率分布计算偏差在±2%以内。     

Non LOCA-三维物理GINKGO/COCO?耦合程序的开发与验证

针对更为精细和准确的堆芯建模与热工水力分析需求,基于自主研发的Non LOCA热工水力分析程序GINKGO和三维物理程序COCO,采用动态链接库（DLL）技术开发了GINKGO/COCO耦合程序;介绍了耦合程序的开发原理和实现方式,并采用经济合作与发展组织（OECD）主蒸汽管道破裂事故（MSLB）国际基准题对其进行了验证。结果表明,GINKGO/COCO耦合程序的计算结果与OECD MSLB国际基准题的结果较为吻合。因此,GINKGO/COCO耦合程序具有良好的计算能力和可靠性。      

基于中子随机输运理论的物理-热工耦合研究

基于随机输运理论的中子动力学与热工水力的耦合可实现对不同程序的控制和数据传递。本工作研究基于单根燃料棒和3×3燃料棒束的MCNP5程序与CFD程序CFX的耦合。使用该耦合程序对先进球床高温反应堆（PB-AHTR）的堆芯进行计算,并与MCNP5与RELAP5-3D耦合程序的计算结果进行比较。由计算结果可见：在不同初始状态下,有效增殖因数经若干耦合计算后均趋于稳定,但伴随一定波动。结果表明,中子动力学与CFD的瞬态耦合是可行的,但其计算精确度和实用性需进一步验证研究。     

基于OpenFOAM的管束流固耦合模拟与数据驱动建模

为实现开源工具OpenFOAM在管束流固耦合行为预测方面的应用,针对OpenFOAM缺乏大涡模拟验证的综合基准案例、缺乏基于OpenFOAM仿真数据的参数辨识方法和数据驱动建模方法问题,首先通过研究基准问题来定量比较OpenFOAM中大涡模拟的性能,重点讨论统计时间长度、计算域大小与形状、网格划分方式、壁面函数对结果的影响规律,并将数值结果与实验数据进行验证,获得了合理的流场分析模型;然后,将运动方程与流场计算相耦合,求解具有移动边界的非定常Navier-Stokes(uRANS)方程,实现管束的流固耦合仿真,成功捕捉到了管束的流固耦合特征,并以流管模型为例,实现了关键参数辨识和数据驱动建模。结果表明,大涡模拟中,达到统计收敛至少需180个漩涡脱落周期;升力、回流长度对网格分辨率较为敏感,漩涡脱落频率、圆柱表面压力对计算域较为敏感;对于尾流区的统计量分布,网格分辨率的影响更为显著;计算域形状的影响可以忽略;通过数据驱动建模方式计算的临界流速与实验值吻合较好。     

非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究

本文为了更加真实准确的模拟非能动核电机组复杂的热工水力工况,提高事故分析计算精度,开展了非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究。首先应用热工水力系统分析程序RELAP5对AP1000机组进行系统建模,并开展冷却剂强迫流动完全丧失事故(全失流事故)的分析计算,得到堆芯相关热工水力参数。然后将RELAP5程序的计算结果作为边界条件,分别利用子通道程序COBRA-Ⅳ、计算流体力学程序FLUENT以及基于两个程序的耦合程序对AP1000堆芯组件进行建模,并分别开展全失流事故过程中堆芯热工水力分析计算。最终通过三个程序计算结果的对比,表明应用耦合程序开展堆芯热工水力分析的方法可行,建立的堆芯组件模型合理,计算结果更加接近真实情况,有效减少了单一程序计算的过度保守性。     

基于RELAP5和FLUENT的多尺度耦合分析方法研究

基于二次开发得到的铅冷快堆一维系统程序RELAP5_LEAD和三维计算流体力学程序FLUENT,利用动态链接库技术和FLUENT用户自定义函数,开发了多尺度耦合分析程序RELAP5/FLUENT。在单相范围内,分别利用耦合程序RELAP5/FLUENT开展简单铅冷串联管道的瞬态流动和传热模拟、简单铅冷闭式回路的瞬态流动模拟,并与RELAP5_LEAD计算结果开展Code-to-Code对比分析。研究结果表明,RELAP5/FLUENT计算结果与RELAP5_LEAD模拟结果吻合良好,耦合程序的开发取得了初步成功,可用于分析铅冷快堆堆内的复杂三维热工水力现象。     

A simplified mathematical dynamic model of the HTR-10 high temperature gas-cooled reactor with control system design purposes

A simplified mathematical dynamic model of the HTR-10 high temperature gas-cooled reactor is developed based upon the fundamental conservation of fluid mass, energy and momentum. The model is formulated for coupling reactor neutron kinetics with reactivity feedback and reactor thermal-hydraulics. The reactor is nodalized to employ the lumped parameter modeling methodology, which is mathematically described by differential algebraic equations (DAEs). The developed model is implemented on a personal computer using the MATLAB/Simulink tool. A lot of numerical simulation experiments are investigated and discussed. The transient results show that the model can properly predict the reactor dynamics and can serve as the basis for the model-based control system design.     

MNSR控制系统仿真研究

通过对微型中子源反应堆（MNSR）控制系统理论分析,建立相应的Simulink模型,开展MNSR控制系统的仿真分析。为便于稳定性分析,对MNSR控制系统的数学模型进行了降阶和离散化,在降阶和离散化后的开环传递函数的基础上,利用Matlab工具的根轨迹分析工具箱,进行了稳定性分析,得到了不同采样时间下的临界增益。在反应堆稳态运行时引入正的阶跃反应性的情况下,进行了不同采样时间T_s下的PID控制器的比例系数K_p的整定,确定了两个T_s下的K_p的最佳整定值。随后,整定了不同T_s和K_p下的最佳微分系数K_d。T_s、K_p和Kd整定后,在T_s=60 ms、K_p=2 500和K_d=300的情况下,分析了负阶跃反应性输入和斜坡反应性输入时的反应堆的中子通量密度、控制棒速度以及控制棒引入的反应性的响应。仿真分析的结果表明,有关MNSR控制系统的Simulink建模准确,分析数据可靠,为MNSR控制系统的软硬件设计提供了理论基础。     

Simulation Research on Control System of MNSR

By the theoretical analysis of the Miniature Neutron Source Reactor (MNSR) control system, the corresponding Simulink model was established and the simulation analysis of the MNSR control system was carried out. To facilitate the stability analysis, the mathematical model of the MNSR control system was reduced and discretized, based on the open-loop transfer function after reduction and discretization, the stability analysis was performed using the rltool analysis toolbox of the Matlab, and the critical gain for different sampling time was obtained. The calibration of the proportional coefficientK_p for the PID controller at different sampling time Ts was carried out with the introduction of positive step reactivity in the steady-state operation of the reactor, and the optimal calibration values ofK_p at different sampling time were determined. The optimal differential coefficientK_d at differentT_s andK_p was calibrated. After calibrations ofT_s,K_p andK_d, the reactor neutron flux density, control rod velocity and response to control rod introduction reactivity at negative step reactivity input and slope reactivity input were analyzed atT_s=60 ms,K_p=2 500 andK_d=300. The results of the simulation analysis show that the Simulink modeling about the MNSR control system is accurate and the analytical data are reliable, which provides a theoretical basis for software and hardware designs of the MNSR control system.     

压水堆燃料管理软件Bamboo-C研发及工业确认

基于经典的“两步法”压水堆计算流程,采用目前最先进的核反应堆物理计算方法,研发了先进的压水堆燃料管理软件Bamboo-C。Bamboo-C软件主要由3个功能程序（LOCUST、SPARK、LtoS）组成,LOCUST为二维组件非均匀及等效均匀化计算程序,SPARK为三维堆芯稳态/瞬态分析程序,LOCUST和SPARK程序之间通过组件均匀化参数函数化程序LtoS链接。Bamboo-C软件具备完善的压水堆燃料管理与核设计必备的分析功能,主要包括:启动物理试验、动力学参数计算、控制棒微积分价值、功率运行跟踪等。最后,基于我国自主研发的CNP300、CNP650和CNP1000堆型的运行数据,完成了Bamboo-C软件的工业确认工作。结果表明,采用Bamboo-C软件获得的临界硼浓度、温度系数、控制棒价值以及功率分布等堆芯关键参数的计算值与实测值之间的误差均满足工业限值的要求。      

AP1000给水丧失事故定性分析

针对AP1000核电站,基于两流体最佳估算系统程序RELAP5建立热工水力模型,基于Matlab/Simulink软件及工业组态软件建立相关控制系统数学模型,用于对正常给水丧失事故的计算分析。建模数据主要参考AP1000 Design Control Document(AP1000 DCD),由于建模数据不够充分、详尽,模型不够精确,文中事故分析以定性分析为主。计算结果表明：RELAP5具备计算自然循环的能力,计算结果与DCD中正常给水丧失事故结果总体趋势基本一致,非能动余热排出系统（PRHRS）、堆芯补水箱（CMT）系统能够及时、有效地排出堆芯余热和堆芯衰变热,确保堆芯安全。PRHRS余热排出能力对事故发展有明显影响,模型中PRHRS余热排出能力较强,使冷却剂温度更快地降低到较低水平,导致CMT更早投入以及随后反应堆各参数响应的不同。     

核电厂安全控制系统TXS虚拟机软件的设计与开发

在深入分析大型压水堆核电厂数字化仪表控制系统组合基础上,为与过程控制系统虚拟机软件并列应用,针对核安全控制系统进行虚拟仿真,研究开发基于Windows平台的数字化仪表控制系统(DCS)虚拟机软件VTXS。VTXS以自动代码分析和翻译转换为基本构建手段,以Visual C++为集成开发环境,采用面向对象模块化程序设计的方法、多线程和多进程通信的技术,以完全软件形式高逼真的再现真实TXS的安全控制功能。