堆芯中子动力学实时仿真模型

介绍了堆芯中子动力学实时仿真的三种不同模型：点堆模型，三维绝热模型和改进的准稳态模型。并采用了美国Ａｇｏｎｎｅ实验室一维基准问题及秦山６００ＭＷ反应堆弹棒事故对三种模型进行了运算比较。综合计算精度及运算时间表明，随着计算机运算能力的提高，用于堆芯动态仿真，改进的准稳态是国为理想的求解模型。     

基于PAnySimu的PWR核电站堆芯建模与仿真研究

基于PAnySimu仿真支撑系统对PWR核电站一回路堆芯部分进行建模与仿真分析.通过研究分析岭澳二期3/4号机组堆芯实际结构,将其分为功率计算、堆芯传递计算、控制棒引起的反应性、反应性反馈、毒物计算五个模型.在此基础上,分析堆芯中子通量,考虑控制棒位置、燃料和慢化剂温度、氙和钐中毒、硼浓度等因素对中子通量的影响.利用P...     

自然循环过渡过程实验的堆芯动态仿真模型

在自然循环过渡过程模拟实验中,真实地模拟反应堆堆芯及其控制系统是十分重要的。本文着重叙述了仿真堆芯的中子动力学模型和热工水力学模拟,并用ＲＥＴＲＡＮ程序的计算结果对模型及其相应程序进行了验证,获得了满意的结果。     

核反应堆堆芯模糊多模型仿真系统开发与应用

单一功率水平处的堆芯模型无法准确地代表堆芯不同功率工况下的动态特性。为了解决这一问题，利用三角形隶属度函数对5个不同功率水平下的局部模型进行加权，建立堆芯模糊多模型，并开发模糊多模型仿真系统。以压水堆堆芯为对象，开展堆芯反应性和冷却剂进口温度的扰动仿真。结果表明，建立的堆芯模糊多模型仿真系统可适用于堆芯不同功率水平的仿真。      

软件仿真核电站堆芯核测量系统的设计与实现

针对堆芯核测量系统设计制造周期长、关键机械设备采购难、控制系统调试困难等问题,设计了仿真堆芯核测量系统。基于RSView32的仿真测量系统仿真电气设备和机械设备的功能,并配备了测量系统的状态监控界面。本文介绍了仿真测量系统的原理和实现方法。通过仿真测量系统与真实控制软件的联调试验,证实在系统设计过程中,仿真测量系统完全可以代替电气和机械设备,辅助测量系统的控制程序进行调试运行。该仿真测量系统的使用可显著减少机械磨损,缩短控制系统的调试周期。     

堆芯动态仿真中子动力学方程刚性解法的改进

本文主要通过对比反应堆堆芯仿真过程中求解中子动力学刚性方程的几种方法，提出了对常用的吉尔法的一些改进方法，并证明了它的有效性。     

压水堆堆芯双节点模型及其应用

基于节点方法建立双节点反应堆模型,并利用微小摄动理论对模型进行线性化处理,得到双节点线性化反应堆多变量模型;为了更加准确地对棒控系统进行仿真,建立了双节点棒控系统模型。参考AP1000的机械补偿控制策略(MSHIM),在Matlab/Simulink平台上搭建平均温度控制系统和轴向偏移控制系统的仿真程序,并对功率阶跃负荷瞬态工况进行仿真。仿真结果表明,功率偏差始终在目标控制带以内,平均温度和功率水平的实际值与目标值之间存在稳态偏差,偏差处于死区范围之内。因此双节点线性化堆芯模型适用于功率控制系统和功率分布控制系统的仿真和设计。     

基于ADI的一种堆芯物理实时仿真算法

针对传统的交替方向隐式(ADI)方法求解中子扩散方程,在仿真中难以满足实时性要求这一问题,提出了以组件为单位划分网格以保证计算速度,并通过对ADI方法进行调整,引入调整因子使扩散方程强制守恒.为了验证该方法的可行性,以秦山二期核电厂为对象建立了仿真模型,结果表明,调整后的ADI方法能够满足计算精度和速度要求,可以用于反...     

压水堆核电站堆芯集中参数模型的微机仿真

阐述了PWR核电站堆芯的模型化问题,提适用于微机仿真的核电站堆芯的物理数学模型,将核电站堆芯分为三大块分别建立模型,中子动力学模块,反应性反馈模块,堆芯热力学模块,建立系统传递函数,运用MATLA仿真,得到良好结果。     

秦山核电二期工程堆芯测量系统设计

秦山核电二期工程堆芯测量系统采用计算机技术实现了对相关数据的自动采集、数据处理和信息显示.调试和运行结果表明,该系统测量精度高、性能良好,其设计完全满足工程要求.本文简要介绍了该系统的设计方案、系统功能、系统组成、工作原理和应用情况.     

基于多模型策略的压水堆堆芯功率控制与仿真

在建立压水堆堆芯非线性模型的基础上求取5个功率水平处的线性化模型作为堆芯局部模型,以局部模型组合替代堆芯非线性模型。利用基于局部模型全维观测器的全状态反馈法,设计带有鲁棒性能的局部模型控制器作为非线性堆芯局部控制器,用于相应功率水平域内的功率控制。仿真结果表明,所设计的堆芯多模型控制系统能很好地控制堆芯功率。     

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。     

压水堆装卸料机堆芯定位试验方法的比较分析

装卸料机作为压水堆核电厂燃料装卸与贮存系统(PMC系统)的关键设备之一,其堆芯定位试验是进行堆芯首次装料的前提,也是机组换料的保障。单点定位法是目前国内压水堆机组装卸料机堆芯定位试验普遍使用的方法。某核电厂装卸料机用单点定位法进行堆芯定位试验时,部分位置出现模拟燃料组件与堆内构件围板磕碰问题。提出四点定心平均步长堆芯定位方法,成功地解决了磕碰问题,并比较分析单点定位法和四点定心平均步长法之间的优缺点。     

不溶性粒状腐蚀产物在压水堆堆芯内沉积的数值模拟

在反应堆运行时,由于燃料棒、堆内构件等部件会受到高压过冷态的冷却剂的腐蚀冲刷的影响,会产生许多不溶性腐蚀产物。利用FLUENT软件模拟不溶性粒状腐蚀产物在堆芯燃料棒流域里沉积分布。对液相采用标准k-ε模型预测通道内流场与近壁面区域的湍流变化,对腐蚀产物颗粒物采用DPM模型(离散相模型)来跟踪颗粒的运动轨迹。研究发现:在堆芯流域腐蚀产物颗粒在对称面附近形成高浓度区域,在入口段腐蚀产物颗粒浓度比出口段高。在包壳入口段表面呈大面积附着沉积,这会改变堆芯中子通量分布和包壳材料的热导率,引起堆芯轴向功率偏移;而在包壳出口段表面呈点状沉积,这会导致包壳出现点蚀现象。点蚀区域会引起传热恶化,破坏包壳完整性。针对腐蚀产物颗粒沉积规律和堆内组件的腐蚀特点,提出定时定点、针对局部强化清理等缓解措施。     

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...     

压水堆堆芯系统线性化模型在最优控制中的应用

基于微小摄动理论,对压水堆堆芯系统的非线性模型进行线性化处理,得到了线性时不变系统模型.利用该模型进行线性二次型高斯(LQG: Linear Quadratic Gaussian)最优控制器设计,并进行了控制系统仿真.结果表明,利用线性化模型对压水堆堆芯系统进行控制系统设计的方法是可行的.     

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。     

超级均匀化方法在压水堆堆芯Pin-by-pin计算中的应用与研究

在压水堆堆芯Pin-by-pin计算中,采用超级均匀化（SPH）方法作为均匀化技术,对燃料组件传统SPH因子进行计算,生成了Pin-by-pin等效均匀化参数。针对存在中子泄漏现象的反射层组件,研究了与空间泄漏相关的SPH方法,在保证反应率守恒的基础上,同时保证各栅元各能群的中子泄漏率守恒,解决了存在中子泄漏时SPH因子迭代计算的不收敛问题,生成了反射层组件的等效均匀化参数。基于KAIST基准题,分析了压水堆堆芯Pin-by-pin计算中应用SPH因子的堆芯计算精度。数值结果表明,与传统组件均匀化计算方法相比,应用SPH方法的压水堆堆芯Pin-by-pin计算的计算精度更高。     

Application and Research of Super Homogenization Method for PWR Core Pin-by-pin Calculation

Super homogenization (SPH) method was used as the homogenization technique of PWR core Pin-by-pin calculation. For the fuel assembly, the traditional SPH method was used to generate the group constants. For the reflector-assembly, the spatial leakage dependent SPH method was evaluated. The problem of non-convergence in the iteration of SPH factors calculation was solved by improved SPH method which can keep the neutron leakage and reaction activity conserved. Based on KAIST benchmark, the performance of the SPH method applied in PWR core Pin-by-pin calculation was evaluated. Numerical results demonstrate that compared with the results of traditional assembly-homogenized calculation, the Pin-by-pin calculations have the higher accuracy.