瞬态条件下稳压器水位测量特性试验研究

稳压器是压水堆核动力装置压力安全系统的主要设备，其水位波动反映了一回路系统的水容积变化情况，是稳压器运行控制的关键参数之一。本文基于双区非平衡模型模拟蒸汽泄露条件下的稳压器水位变化，并针对稳压器蒸汽泄漏工况开展了水位测量特性试验研究，研究了2.6~7.8 kPa/s压降速率工况下，稳压器内水位测量压差的变化情况。研究发现:采用压差修正液相区密度计算的水位值在压力瞬变情况下有较好的跟随性，能够更好的反应水位特性；表征稳压器内液相区密度变化的压差在压力减小的过程中，过渡时间小于40 s，且过渡时间与压变速率单因素无强相关性。这为稳压器的安全运行控制提供了基础研究数据。      

海上浮动核电站应急撤离分析

核事故应急撤离是核应急响应的重要组成部分, 目的在于快速有效地将可能受到事故影响的人员转移至安全地区。本文根据海上浮动核电站的运行场址与运行特点, 对海上浮动核电站应急响应特征进行分析, 给出了浮动核电站应急等级划分和应急计划区范围。结合陆地核电站场区撤离与海洋平台撤离疏散方法, 制定了海上浮动核电站应急撤离情景与撤离分析假设。对浮动核电站人员撤离的分析结果表明, 浮动核电站人员撤离满足客船撤离要求, 及海上浮动核电站应急撤离的时间要求。关键词: 海上浮动核电站; 核应急; 应急计划区;应急响应; 应急撤离     

基于支持向量回归的稳压器水位信号重构研究

稳压器水位是船用压水堆非常重要的监测参数，是操纵员判断堆运行瞬变的重要依据。然而，稳压器却时常出现假水位、超量程水位及水位测量丢失的问题。为此，根据稳压器水位参数与反应堆进出口平均温度、稳压器压力与温度、主回路系统的冷却剂装量、充排水流量等热工水力参数的耦合关系，提出一种基于支持向量回归的稳压器水位信号重构方法。模拟试验分析表明，该方法能快速、准确、有效地重构出正常运行工况下的稳压器水位信号。     

HFETR试验回路稳压器水位测量

在高温高压容器中采用差压式水位计测量水位的方法，通常由于容器中介质密度的变化给测量带来很大误差。为了提高高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）试验回路稳压器水位测量精度，本文将介质密度随压力变化的函数关系输入测量仪表中，使稳压器的水位测量实现了介质密度的自动补偿。经试验标定和系统运行证明，此测量系统具有稳定性好、测量精度高和补偿范围大等特点。     

压水堆核电站稳压器压力和水位的解耦控制研究

针对核电站稳压器压力和水位的耦合现象对控制性能带来的影响,本文通过系统辨识得到加热器和上充阀门对稳压器压力、水位的被控特性数学模型,根据实验现象和耦合原理搭建出压力和水位的耦合数学模型,采用对角矩阵法得出解耦器并简化,在MATLAB/simulink仿真平台上验证基于此解耦器的稳压器压力和水位的解耦控制系统,取得了较好的解耦效果,提高了稳压器的控制性能,有助于核电站运行的稳定性和安全性。     

核电站稳压器水位控制系统模件偶发故障原因分析及改进建议

大亚湾核电站稳压器水位控制系统在运行中曾多次出现水位定值组件输出不可忽略的脉冲干扰,而且干扰只存在于模拟量存储操作组件上,严重时直接影响到稳压器水位控制,引起水位波动.本文从系统控制和模件本身硬件设计两个方面对核电站稳压器水位控制系统模件偶发干扰故障原因进行分析,采用电源回路测试及系统仿真模拟试验,找出故障原因.建议再...     

ACP100S浮动核电站总体设计及验证

浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站,从电功率分级上划分属于小型反应堆,可用于发电、淡化海水、供热,能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优势基础上,提出了中核集团ACP100S浮动核电站方案,分析ACP100S设计原则、技术特点、设计参数、总体技术方案、试验和验证以及示范工程进展情况。     

海上浮动核电站总体设计初探

通过分析国际上现有堆型的优劣及其在舰船上的应用成果,建议海上浮动核电站采用技术成熟的压水堆,并对反应堆功率与换料周期给出原则性建议。以单点系泊型式的船型浮动核电站为例,根据各舱室的主要功能进行分区,提出舱室划分原则。同时分析了海上浮动核电站主尺度的主要制约因素,阐述了总体性布局原则,并着重介绍了反应堆舱内设置的安全壳、安全围壁、放射性废物管理系统、生物屏蔽设计的基本原则。同时,结合海上浮动核电站的特点,对一些关键系统如二回路、控制室、电力系统、物理防护等的设计原则进行了介绍。      

船坞式浮动核电站总体技术研究

为推动我国实现浮动核电站工程建设，本文结合国内外浮动核电站发展趋势，提出了ACP100S船坞式浮动核电站初步方案，并对船坞式浮动核电站在外部事件、反应堆设计、船体设计、经济性、水电气联供实现性、应急安全、电站扩展部署技术等几个方面进行了初步分析，给出了“近岸浮动核电站”—“远海浮动核电站”两步走的发展建议，对于早日实现我国浮动核电站建设具有一定的指导意义。     

浮动核电站设计中的安全准则研究

浮动核电站作为船海工程与核电工程的结合,属于核能工程的新领域,国内尚缺少相应的安全设计准则。结合海洋核动力平台示范工程实际设计需求,基于对陆上压水堆核电厂、海上移动式平台、核动力舰船规范的分析,从浮动核电站总体设计、平台设计以及核安全3个层面分别提出了相应的安全设计准则。研究表明,浮动核电站的安全设计应围绕3项基本安全功能进行;平台设计应考虑布置、结构、辅助系统、电力、通信、消防6个因素;核安全设计应充分考虑其孤岛运行和海洋应用场景对核动力装置系统设备设计、运行的制约影响。      

核动力稳压器多区非平衡模型

提出了核动力稳压器多区非平衡模型，运用该模型对希平港核电站稳压器的动态特性进行了仿真。仿真结果与试验数据符合良好，证明了本文所给出的稳压器模型的正确性。     

用于浮动核电站的一体化核反应堆蒸汽供应系统

本文描述了用于小规模浮动核电站的提高安全性的一体化反应堆装置的概念设计结果，浮动核电站大多数以准备运行的状态被转运至运行场址，它们被设计用于边远地区和不易接近地区提供电源，核蒸汽供应系统（ＮＳＳＳ）的示意流程图，设计布局和反应堆装置，以及基本的技术规范作了一个整体描述。     

浮动核电站抑压水池液舱晃荡研究

浮动核电站运行环境与陆地核电站有着显著不同，其专设安全设施的设计需考虑海洋环境适应性，尤其是涉及液体流动的设施更应考察船体运动激励的影响。本文以抑压水池为分析对象，采用有限体积法对液舱晃荡过程进行仿真分析，研究在极限海洋环境下水池内水位的变化，以及有/无制流板情况下水位的区别。研究表明，船体纵/横摇引起的抑压水池最低水位相比于初始水位显著降低，由于抑压水池共振周期与船体晃荡周期错开，因此水位变化主要由晃荡幅值和内部结构件共同作用决定。      

三门核电厂稳压器安全阀误开启事故研究

稳压器安全阀用于核电站一回路系统和设备的超压保护,如果发生故障卡开,将造成冷却剂丧失事故(LOCA)。本文使用机理性分析程序对三门核电厂1号机组进行建模,并对稳压器安全阀误开启导致的LOCA事故进行模拟分析,研究在稳压器水位较高的情况下,非能动安全设施对LOCA事故的响应情况。之后,为验证三门核电站对类似三哩岛事故的应对能力,假设丧失给水叠加稳压器安全阀卡开事故并进行相应事故分析。通过以上两个事故的分析表明,三门核电厂的非能动安全设计能够应对稳压器安全阀故障造成的LOCA事故,保证对一回路补水,不会造成非常严重的事故后果。     

稳压器模糊控制系统初步研究

通过合理地确定模糊集、隶属度函数和模糊控制规则等。初步研究和设计了核电站稳压器的模糊控制器。仿真结果表明,与传统的比例－积分－微分控制器相比,模糊控制器在提高稳压器压力、水位控制系统的动态和稳态性能方面具有明显的优点。     

浮动核电站堆舱舷侧与底部辐射分区研究

浮动核电站是驻泊在海上的核动力电厂,主要辐射源集中在堆舱区域。堆舱内部是包容反应堆及一回路系统等辐射源的船舶舱室,堆舱外包括舷侧和船底两大区域。堆舱内部的辐射分区与陆上核电站相似,而堆舱外区域则需要重新考虑,导致在浮动核电站在辐射分区标准选择方面,堆舱内可参考陆上核电站设计方法,但堆舱外区域则缺乏参考标准。本文给出了浮动核电站辐射分区的总体特征,重点研究了影响浮动核电站堆舱外区域辐射分区的制约因素,给出了堆舱舷侧与底部分区设计的解决方案,兼顾了辐射安全、较高辐射区管理成本和经济成本要求,可供工程人员设计参考。     

基于分区密度补偿的稳压器液位测量研究

针对稳压器底部电热元件进行加热时，稳压器中上部和底部温度差异较大，导致传统稳压器差压法液位存在测量误差大的问题，提出了一种基于分区密度补偿的稳压器液测量方法。首先根据实际情况将稳压器分为饱和区和非饱和区，饱和区为饱和蒸汽所在区域，利用测量得到的温度对饱和蒸汽密度进行补偿；非饱和区域为介质水所在的区域，利用非饱和区域平均温度对介质水密度进行补偿。其次在稳压器饱和区和非饱和区，建立基于最小二乘法的多项式拟合模型，进行密度变量补偿，进而结合冷水段密度量进行液位计算。最后在实验装置上进行实验，并和基准液位进行比较，实验表明本文所提出的稳压器液位测量方法能够得到可靠的测量结果，因此本方法能够广泛应用于核工业等工业领域中压力容器液位测量。      

核电站汽轮机负荷瞬时阶跃模拟分析

采用ＣＡＴＩＡ２程序分析了秦山二期６００ＭＷ核电站汽轮机负荷从２０％瞬时阶跃上升到３０％和负荷从３０％瞬时阶跃下降到２０％时两种运动瞬态工况。分析结果表明：当核电站汽轮机负荷瞬时阶跃±１０％时，反应堆的功率自动控制系统具有负荷自动跟踪和稳定反应堆运行的能力，蒸汽发生器的水位控制系统、电动给水泵系统、给水阀调节系统和稳压器压力调节系统具有跟随负荷变化的应变能力，反应堆的所有参数都在核电站正常运行许可     

核电站稳压器水位控制系统数字化的实现及优化方案

根据模拟稳压器水位控制系统结构、功能以及运行原理的分析,展开对稳压器水位控制系统数字化的研究。在选择成熟商用单板机的基础上引入了数/模,模/数转换以及控制算法等实现了稳压器水位控制系统,并和稳压器水位仿真模型构成闭环运行,通过虚拟仪器监测此控制系统的运行情况,证实了本系统达到并超过了原有模拟控制系统的功能和性能。     

浮动核电站跨界转运的安全和法律问题初步研究

浮动核电站具有模块化、多用途、可移动、运行灵活、适应性强等优势,受到了国际社会的广泛关注,具有广阔的应用前景和发展空间。然而,浮动核电站由于特殊的海外部署场景和可移动特性,不可避免地面临着跨越主权边界转运的安全和法律问题。结合浮动核电站不同的海外部署场景,重点对浮动核电站在不同部署场景下跨界转运可能面临的安全和法律问题进行梳理总结和讨论分析,并从法律、安保和应急层面提出可能的解决方案建议,对浮动核电站跨界转运相关的国际公约和规则制定具有一定参考意义。