模糊控制应用于研究堆功率调节系统的研究

基于MATLAB/Simulink平台构建了研究堆功率调节系统闭环内所有环节的数学模型,设计了Mamdani型二维模糊控制器。在Simulink平台环境下,通过仿真分析了系统的稳定性及其控制特性。结果表明,采用该模糊控制器的反应堆功率调节系统是稳定的,并具备良好的跟随特性,其控制性能优于经典的PID控制器。     

数字化反应堆功率控制系统

数字化技术对提高反应堆功率控制系统的可靠性、安全性和可维护性以及改善人机界面具有重要意义。文章描述一采用数字化技术设计的研究堆功率控制系统，介绍了功率控制方法、实现的功能、系统的结构、功率调节算法以及设计关键技术。由于采用了标准的数字化控制器，使功率控制系统可方便地集成到统一的控制系统中。     

加速器驱动次临界堆的安全和控制特性初步研究

加速器驱动次临界反应堆的结构特点使其安全和控制特性有别于临界反应堆。本工作使用数值计算和仿真运行方法,驱动堆的安全和控制特性进行了初步研究。结果表明：驱动堆不易发生瞬发临界,其安全特性优于临界堆,次临界度越深,安全性越好;驱动堆控制回路具有小的时间常数和超调量,调整时间短,控制特性亦优于临界堆。     

Application of On-Line Digital Noise Analysis to Reactor Diagnosis in JMTR

The reactor noise analysis technique is particularly useful in reactor diagnosis for on-line monitoring if the raw noise signals can be processed in almost real time.

An on-line reactor noise analysis system has been developed with use made of the mini-computer HITAC-10. This system utilizes functions for calculating the power spectral density in almost real time, plots the output by digital incremental plotter, and displays the results by means of color graphic display equipment, in order to detect anomalous reactor conditions with the statistical technique.

Using this system, reactor noise signals have been measured and analyzed under various operational conditions in the JMTR. The variance of the power spectral density is found to fit a logarithmic probability density function. This function is independent of the frequency, but is dependent on the number of sampling functions.

A logical procedure for anomaly detection based on statistical characteristics has been developed. It is applied to a case where it is supposed that the PWR operating mode in the OWL-1 is the normal process and that the BWR mode is the anomalous. It is demonstrated as a result, that this procedure can successfully detect anomalous processes.     

Decoupling Control of Nonlinear Coupled Core Reactor

This paper concerns the application of the decoupling theory for a nonlinear system to the power control of the coupled core reactor. By using this theory, we can deal with the power change problem, the regulating problem for a system subject to a large perturbation, etc., which cannot be dealt with by the decoupling theory for a linear system.

But, since this theory assumes tacitly that all the states are measurable, the theory can not be applied directly to the nuclear reactor that has nonmeasurable state variables such as the delayed neutron precursor. In this paper, the above difficulty is overcome by introducing the observer theory for a nonlinear system.

The decoupling controller and observer resulted from these theories are applied to the coupled core reactor and the dynamic characteristic of the reactor is simulated by the digital computer. The simulation shows that the reactor power of each core is controlled satisfactorily in decoupling manner.     

核反应堆中子通量密度的广义预测控制方法研究

将核反应堆中子动力学系统的数学模型变换成一种受控自回归积分滑动平均(CARIMA)模型，在此基础上，提出了中子通量密度的广义预测控制方法。该控制律能有效消除不确定干扰和非线性因素对系统的不良影响，提高系统的控制精度和动态品质。通过计算机仿真比较，证明了该方法优越于古典控制方法。     

核反应堆模糊PID控制的实验模拟系统

在核反应堆实验模拟系统上进行了核反应堆模糊ＰＩＤ控制的研究,研究结果表明：采用模糊ＰＩＤ控制器控制核反应堆系统,在负载改变时能较快抑制冷却剂温度变化,稳态精度高,可以达到很好的控制效果。     

核动力堆热功率跟踪系统的自校正模型算法控制

针对核动力堆控制系统这一带不确定参数及干扰的复杂非线性系统 ,本工作用自校正模型算法控制原理提出了一种动力堆热功率跟踪控制的方法。该方法克服了一般多步模型算法控制律所存在的由于模型估计不准或模型参数大幅度变化引起系统动态特性和控制质量变坏的缺点。通过仿真 ,将本方法与一般多步模型算法控制相比较 ,结果证明了该方法可使系统具有更强的鲁棒性和更好的动态品质。     

核反应堆模糊控制的计算机模拟系统

根据核反应堆的物理特征,抽象出其近似的核反应过程物理模型,在此模型基础上进行了核反应堆模糊控制的计算机模拟研究,并分析其控制效果。     

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。     

模型预测控制在压水堆堆芯功率控制中的应用

在压水堆核电站中,堆芯功率的自动控制难以实现。将模型预测控制方法应用于压水堆堆芯,以实现堆芯功率的自动控制。堆芯功率自动控制模型的建立是以反应堆堆芯模型和模型预测模型为基础的。反应堆堆芯模型包括中子动力学模型、热工水力学模型和反应性模型,模型预测模型以状态空间形式表述。为评估所设计的基于状态空间的模型预测控制系统的性能,设计了堆芯功率控制仿真实验。模拟结果表明:所设计的控制方法能快速、准确地控制堆芯功率,跟踪负荷变化。     

核动力堆热功率跟踪系统的多步模型算法控制仿真研究

动力堆控制系统是一带不确定参数及干扰的复杂非线性系统,采用常规的古典控制很难保证其势功率精确跟踪负荷的变化。本工作利用系统开环脉冲响应序列建立了一非参数模型,并应用多步模型算法控制原理提出了一种动力堆热功率跟踪数字控制方法。该方法跟踪调节性能好、鲁棒性强、能消除不可测干扰。通过仿真检验和调试证明了该方法的正确性和有效性,并实现了热功率-负荷的高精度匹配。     

核电厂给水流量控制系统在线仿真技术研究

本文建立了核电厂给水流量控制系统的一种在线仿真系统,并对核电厂在线仿真关键技术进行了研究,为进一步开展核电厂事故风险在线预测与诊断研究提供重要借鉴意义。     

模糊鲁棒控制方法在核反应堆功率控制中的应用

为了对核反应堆功率进行实时控制,以适应电网负荷的变化需求,基于T-S模糊模型设计了核反应堆功率模糊鲁棒控制器。首先使用状态反馈设计了局部控制器,然后应用并行补偿方法设计全局控制器。线性矩阵不等式的求解证明所设计的控制器是稳定的。仿真结果表明,对于3种典型工况变化,所设计的控制器对反应堆的功率变化能进行很好的控制。     

反应堆物理启动提棒外推临界修正方法

反应堆物理启动提棒外推临界时,外推临界曲线常出现外凸现象。若按此曲线外推,将导致超临界。本文分析了出现这种现象的原因,引入一种外推临界修正方法,并进行了实例计算。与实际反应堆物理启动参数进行的比较表明：此方法较好地改善了曲线外凸现象,按修正后的曲线进行临界外推,可降低反应堆启动期间出现超临界现象的风险。     

核反应堆神经元PID控制的计算机模拟系统

设计了核反应堆神经元比例积分微分（PID）控制器,对控制过程进行了计算机模型,模拟结果表明,神经元PID控制器能自动调整自身参数到理想状态,并在核反应堆的控制过程中达到好的控制结果。     

核电厂反应堆功率数字冗余控制系统及其可靠性

针对核电厂反应堆功率控制系统连续运行时间长、可靠性和安全性要求高的特点,提出了一种全新的基于双CPU冗余、电源冗余和ControlNet现场总线网络冗余控制的实现方案,对原有的反应堆功率模拟控制系统进行数字化改造设计,实现反应堆功率的可靠控制.通过对系统的主要可靠性指标进行定量计算和分析,评估了系统的可靠性和可用性.     

Control of Thermal Instability of Pure and Catalyzed D-D Fusion Reactor Plasmas

The possibility eliminating the thermal instability of self-sustained pure and catalyzed D-D fusion reactor plasmas is examined, using the two feedback models of (a) fueling rate and (b) power control (control by power injection or subtraction). Calculations are performed on the bases of linear stability analysis and non-linear dynamic simulation.

In contrast to D-T fusion plasma, Cat. D plasma can be stabilized by fueling rate control in all the confinement time scalings adopted in the study. Pure D plasma is not completely stabilized by fueling rate control except when the confinement times are governed by trapped-ion mode (TIM) scaling. The plasma, however, can be maintained near equilibrium state even in forms of scaling other than TIM. Among the different types of fueling rate control, the one most suitable would appear to be deuterium control, in which the rate of deuterium injection is increased [decreased] to counteract temperature increase [decreased].

With power control, temperature increase [decrease] is counteracted by subtraction [addition] of power out of [into] the plasma. Compared with fueling rate control, this method exerts a more direct effect, although it involves a more complex procedure.     

ADS次临界反应堆的中子共轭方程

与临界反应堆相比,ADS次临界反应堆的外源中子和裂变中子的空间分布具有严重的不均匀性,对应的中子价值也不同。本工作对次临界反应堆的稳态输运方程作分群扩散近似,得到了多群方程,进一步推导出按堆芯功率归一化的中子共轭方程表达式和与功率相关的中子价值函数表达式,给出了次临界反应堆中子价值的物理意义。由稳态中子共轭方程组出发,给出了两种带外加中子源的次临界反应堆增殖因数的表达式。     

秦山600MW核反应堆控制棒热态落棒实验模拟分析

本文详细分析了控制棒下落运动的受力情况，并建立了相应的数学模型，结合秦山60MW控制棒热态落棒验数据。对模型中的有关系数进行了拟合。用拟合的系数进行热态落棒数值模拟．模拟结果与实验结果吻合很好，验证了数学模型的正确性。为控制棒下落的机理分析和数值求解控制棒落俸提供了理论依据和求解方法。