高温气冷堆蒸汽发生器用高温合金的述评

本文按蒸汽发生器对材质的要求,根据合金的化学成分、组织和性能,对国内外试验的高温合金进行了评述.认为反应堆出口温度为750℃时,可选 Incoloy 800H 合金。如果选 GH181合金,不仅可显著提高蒸汽发生器的使用寿命,而且当出口温度提高到1000℃时,仍可继续使用。     

高温气冷堆甲烷蒸汽重整制氢系统中蒸汽重整器的数值分析

为了对高温气冷堆甲烷蒸汽重整制氢系统中氦气加热的蒸汽重整器的性能进行定量化的分析,基于一维拟均相模型建立了一个动态的数学模型,开发了相应的计算程序.利用日本原子能研究院的实验结果进行了稳态下的模型验证与计算分析.研究表明:稳态的计算与实验结果吻合较好;化学反应速度不是影响性能的主要因素;相对光滑管,中心管采用肋片管使蒸汽重整器性能有明显的提高.     

高温气冷堆甲烷蒸汽重整制氢蒸汽重整器的初步研究

基于一维拟均相模型，针对高温气冷堆具有单根转化管的甲烷蒸汽重整器建立了动态数学模型，开发了相应的计算程序，并对日本原子能研究所设计的甲烷重整器进行了稳态计算与分析。研究结果表明：重整器氦气入口的散热损失对重整器性能有明显影响，而化学反应速度则不是影响其性能的主要因素。稳态计算结果与实验结果较好吻合。      

高温气冷堆甲烷蒸汽重整制氢系统重整器性能数值分析

甲烷转化率和产氢量是反映重整器性能的重要指标。本文对匹配高温气冷堆HTR-10的蒸汽重整器性能进行数值分析。设定重整器氦气入口流量不变，研究不同氦气入口温度、压力，不同工艺气入口温度、压力、流量，以及不同水碳比对重整器性能的影响。在所研究的范围内，结果表明：氦气的入口温度对重整器性能有明显的影响；氦气的入口压力、工艺气的入口温度和压力对重整器性能影响较小；提高工艺气流量，甲烷转化率降低，但产氢量增加，而提高水碳比则有相反的变化关系。     

高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器热工水力特性研究

高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器结构复杂,运行工况严苛,为实现对高温气冷堆蒸汽发生器运行特性的快速预测,获得其正常运行及典型瞬态工况下的热工水力特性,本文建立了一套完善准确的螺旋管蒸汽发生器管壳两侧流动换热模型,开发了适用范围较广的蒸汽发生器系统热工水力分析程序STAGS;基于THTR-300反应堆蒸汽发生器验证了STAGS程序准确性和可靠性;以球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)为对象,开展了螺旋管蒸汽发生器满负荷工况下系统运行特性分析,获得了关键热工水力参数沿螺旋管分布以及管壳侧流体流量对蒸汽发生器运行影响规律,进而研究了管壳侧入口参数受扰动时蒸汽发生器关键热工参数响应特性。结果表明：管侧换热系数最大值受管侧流体流量影响较大,管侧流量增加10%时,管侧对流换热系数最大值增加约5 149.3 W/(m²·K);壳侧入口氦气热工水力参数的变化对蒸汽发生器的换热功率影响较为剧烈,壳侧流量突降10%以及入口温度突增20 K时分别导致蒸汽发生器换热功率降低968 kW和上升664 kW。     

高温气冷堆蒸汽发生器舱室混凝土温度场分析

采用ABAQUS6.7有限元分析软件,对高温气冷堆蒸汽发生器舱室混凝土在正常工况和设备冷却水系统停止供水事故工况下的温度场进行了计算。结果表明,在正常工况下,蒸汽发生器舱室混凝土的最高温度低于规定的限值;在设备冷却水系统停止对屏蔽冷却水系统供水事故工况下,7天内混凝土最高温度低于100℃,屏蔽冷却水系统能够保证对蒸汽发生器舱室的冷却。     

高温气冷堆核级石墨相关问题研究

本文通过对石墨在高温气冷堆中的运行环境进行了分析,研究了在石墨堆内构件设计中的关键问题和在高温气冷堆单个模块及其未来发展中核级石墨的需求。从原料、成型及中子辐照等角度分析了核级石墨国产化研究方向。根据核级石墨目前的研发形势,进行了风险问题分析。     

模块式高温气冷堆超临界蒸汽发生器设计

介绍了用于模块式高温气冷堆的超临界蒸汽发生器的设计参数，给出了传热管束的螺旋管结构设计方案和结构尺寸，并分析了其在超临界压力下的传热特性。经过热工水力分析计算，证明能够满足传热和水动力要求，且在设计工况下，不会发生传热恶化。     

高温气冷堆UO_2燃料芯核振动分选设备

介绍了高温气冷堆UO2燃料芯核振动分选设备的结构,并对设备的工作原理进行了分析,同时指出了影响分选效果的几个因素。设备运行结果表明:分选设备性能达到了预期设计要求。     

基于网络的10MW高温气冷堆仿真系统

仿真系统基于计算机网络环境,可对10 MW高温气冷堆(HTR 10)的堆芯、主回路系统和蒸汽发生器等部件进行分析计算,模拟稳态和瞬态过程,并以图形界面动态显示仿真过程。同时可对仿真过程进行回放,对仿真数据结果进行分析并以二维、三维图形显示。该仿真系统不仅对高温气冷堆的工程设计、安全分析和人员培训有重要作用,且可对HTR 10主控室的操作人员进行现场支持及各项研究提供帮助。     

基于模糊状态观测器的核反应堆功率T-S模糊积分控制系统

为提高核反应堆运行的负荷跟随能力,设计了基于T-S模糊模型的包含模糊状态观测器的积分控制系统。该方法将非线性的点堆动力学方程在一些选定工况点进行线性化,采用并行分布补偿（PDC）方法,设计模糊积分控制器和模糊状态观测器,以相对于额定功率平衡状态的相对中子密度为前件变量,构造T-S模糊控制系统。引入模糊状态观测器,成功解决了部分状态变量不能测量的困难。使用线性矩阵不等式（LMI）方法进行稳定性分析,保证了此控制系统的大范围稳定性。仿真结果验证了这种控制系统能在大范围运行工况下工作良好。     

T-S型模糊切换控制器在堆芯功率控制中的应用#br# #br#

The traditional PID controller is used to control the core power, which has the problems of large overshoot and long regulating time in the control process. In order to solve this problem, based on the core transfer function model, the PD controller, the PID controller and the fuzzy controller are weighted and switched by T-S fuzzy rules, and T-S fuzzy switching controller is designed. Taking the core power control of a lead cooled fast reactor as an example, a T-S fuzzy switching control system of the core power is established to simulate the relative power setpoint value step and the core inlet coolant temperature disturbance. The results show that the T-S fuzzy switching controller designed based on the core transfer function model can achieve a good control of the core power.     

蒸汽发生器水位双PI控制的改进研究

蒸汽发生器（SG）水位的控制问题是压水堆核电站紧急停堆的1个重要原因,尤其在低功率情况下,缩胀效应致使水位控制较难。为了避开水位变化初期的假水位的影响,在控制过程中加入判别器来决定水位信号是否参与控制。采用遗传算法对控制器参数进行整定,采用的SG水位模型是简化的数学模型。对控制器中有无判别器的控制效果进行了对比。对比结果表明：加入判别器后,缩短了调节时间,降低了超调量。     

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。     

核反应堆功率模糊广义预测控制

为了满足核电机组提高负荷跟随性能的需求,基于T-S模糊模型,设计了针对点堆中子动力学方程的模糊广义预测控制器。利用并行分布补偿(PDC)方法,将基于线性化方程的各局部预测控制器在强非线性的全局范围内统一起来,从而扩大了反应堆功率控制中广义预测控制器的适用范围。计算机仿真结果表明,对于三种典型的反应堆运行工况,所设计的控制器都能在保证安全的前提下,在全局范围内表现出良好的负荷跟随能力。     

基于压水堆核电机组等效热降法的改进算法

由于核电汽轮机抽汽状态点焓值及排汽焓难以准确确定,使得压水堆核电机组常规等效热降法计算结果存在偏差.针对这一问题,提出压水堆核电机组等效热降法的改进算法.对1000MW压水堆核电机组二回路热力系统进行实例计算,结果表明:用等效热降法的改进算法所得的汽轮机实际循环热效率与设计值相比较,误差在允许的范围内.等效热降法的改进...     

基于DSP的蒸汽发生器水位模糊控制系统研究

为克服传统的核动力蒸汽发生器水位PID控制器存在的缺点,利用模糊推理技术和数字信号处理器（DSP）技术设计了基于DSP的核动力蒸汽发生器水位模糊控制系统。通过总结熟练操作人员的经验,给出了模糊控制规则,确定了一些重要的控制参数。考虑到控制的实时性,系统的稳定性,采用DSP设计了水位模糊控制系统。仿真实验表明,该系统性能良好。     

PWR-1000XL核蒸汽供应系统设计

国产化1000MW级压水堆核电站（PWR－1000XL）是中国核动力研究设计院拟向国内用户推荐的计划在“十五”后期开始建造的核电站方案之一。PWR－1000XL的设计寿命60年，核蒸汽供应系统的主要设计特点是：采用Performanc^ 燃料组件，换料周期18个月：堆芯平均线功率密度165．2W/cm，堆芯热工裕量大于15％，堆顶结构一体化，设置RPV顶盖事故排气系统，无测温旁路系统；稳压器容积45m^3，选用△75型蒸汽发生器和100D型主泵；采用破前漏技术，设置可燃气体控制系统；采用数字化仪表和控制系统。     

5MW核供热堆报警系统的改进

采用欧姆龙可编程控制器改进5MW核供热堆报警系统,克服了原报警系统元器件老化、工作不可靠、功能不够完善的缺陷,提高了报警系统的可靠性和报警功能,改善堆运行的安全性和可靠性。     

集成神经网络方法在蒸汽发生器故障诊断中的应用

针对蒸汽发生器传统故障检测与诊断方法的不足,提出了基于集成神经网络的蒸汽发生器故障检测与诊断的新方法。该方法采用两个神经网络。一个神经网络作为蒸汽发生器的动力学模型,用于蒸汽发生器的重要运行参数的预测,其原理是通过检测蒸汽发生器运行参数监测信号值与相应的蒸汽发生器神经网络模型预测值之间的偏差来确定是否发生了异常,如果某一参数偏差超过了预先给定的极限,就认为发生了异常。另一个神经网络作为故障分类模型,用以对蒸汽发生器故障进行分类,给出故障的类型。由两个神经网络监测和诊断结果的融合给出蒸汽发生器故障较为清晰的信息。仿真结果表明,该方法能够提高蒸汽发生器监测与诊断的能力。