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核反应堆功率调节系统控制特性研究 总被引:2,自引:1,他引:2
某新型研究堆采用新型燃料元件和堆芯结构,反应堆的控制特性缺乏基本数据,功率调节系统的设计无可借鉴经验。通过半实物仿真试验,在同一功率定值下分别引入阶跃和斜坡反应性扰动,考虑调节棒在不同位置的价值影响,采用PD控制方案研究功率调节系统的调节特性和控制效果,并对控制方案和PD参数进行比较和优化,为反应堆功率调节系统的设计和投入运行奠定基础。半实物仿真试验结果表明:采用同一组控制器参数,无法满足预定的控制要求。充分发挥数字化控制器的优点,在同一功率定值、不同棒位下,采用不同的控制器参数能较好地满足预定的控制指标和性能要求。 相似文献
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西安脉冲堆功率调节系统 总被引:1,自引:0,他引:1
西安脉冲堆功率调节系统具有“自动”方式和“方波”方式的调节功能。由于驱动机构的传动部件首次采用步进电机,设计了满足步进电机运行特点的控制棒驱动电源。试验结果表明,系统的核功率最大调节偏差<±5%定值功率,过渡过程时间<10秒,具有响应快、超调小、精度高等优点。 相似文献
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为了给在建中的西安脉冲堆数字化仪表与控制系统提供调试用模拟信号源、验证功率调节方法以及人员培训等,研制了一套西安脉冲反应堆半实物仿真系统。提出了半实物仿真系统的设计思想,设计了系统框架。改进了堆芯仿真物理模型,使用MATLAB编制了堆芯实时仿真程序。采用组态王软件编制了人机界面,采用可编程控制器S7-200进行棒位控制和棒位测量。研制了控制棒驱动机构模拟件、信号发生器和手动操作盘等多个硬件设备,建立了系统内部的通讯。在该半实物仿真系统上模拟了升、降控制棒的功率变化和发射脉冲后的脉冲参数,与堆上实验结果符合较好,测量了信号发生器的输出信号,与预期一致。结果表明,该半实物仿真系统能够实现设计目的且性能良好。 相似文献
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本文以中国原子能科学研究院预先设计研究的热功率为1 500MW的驻波堆为模型,以Matlab的Simulink子软件包为仿真平台,通过理论分析、推导,建立了驻波堆各主要部件的模型。包括:堆芯物理模型、堆芯热工模型、冷池模型、热池模型、栅板联箱模型、中间热交换器模型、管道模型、泵模型以及蒸汽发生器模型;同时建立了以步进电机作为驱动电机的控制棒驱动机构和功率调节系统模型,并基于这些模型构建了1 500MW驻波堆的仿真模型。通过调研国外现有快堆的控制运行方案,并结合驻波堆自身特点,文中提出了1 500MW驻波堆适合采用"堆跟机"的运行方案,分别给系统添加反应性扰动、一回路流量扰动、二回路流量扰动以及负荷扰动,对提出的"堆跟机"运行方案进行仿真分析,仿真结果表明1 500MW驻波堆采用"堆跟机"方案时各参数满足理论要求,反应堆运行情况良好,此方案可作为1 500MW驻波堆的运行方案。 相似文献
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《原子能科学技术》2015,(Z1)
由于具有固有安全性,高温气冷堆被视为下一代核能系统的首选堆型之一,且安全、稳定和高效的运行是发展高温气冷堆技术的基本要求。功率控制通过合理给出控制棒的升降速度来增强闭环稳定性和过渡过程暂态性能,因而对于提升高温气冷堆的运行性能具有重要意义。本文基于反应堆控制的物理方法,从理论上给出了比例微分(PD)输出反馈功率控制律保证闭环全局渐近稳定的充分条件。数值仿真结果验证了此结论的正确性,并揭示了功率调节性能与温度反馈回路增益之间的关系。这一结果不仅从理论上保证了经典PD反馈律可用于实现高温气冷堆的高性能功率调节,而且为利用PD控制实现负荷跟踪提供了理论基础。 相似文献
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《中国核科技报告》1999,(1)
“游泳池反应堆控制保护系统安全整治工程”应用现代测控技术,严格遵照核安全法规标准进行设计、制造、安装、调试,建成了一个先进的试验堆控制保护系统。新系统增设和完善了保护变量与保护设备;监测装置的灵敏度提高了1~2个量级;停堆状况下有5个独立的监测装置同时指示堆功率,稳定性与抗干扰性能好。全新的自动功率调节系统不仅品质优良,且自动工作的量程下限由千瓦级扩展到十瓦量级,提高了运行安全与灵活性;增设UPS不间断电源作系统安全电源,保证可靠停堆与在反应堆失去全部电源情况下指示堆功率。二年多良好的运行工况证明了整治的成功。该项目是我国试验研究堆控制保护系统全面整治的首例,其成功对其他堆整治与新堆的设计运行有重要的参考价值。 相似文献
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反应堆功率保成本控制器设计 总被引:2,自引:0,他引:2
针对反应堆功率控制系统设计中存在的建模误差以及实际运行过程中参数的不确定性,提出了一种新的功率保成本鲁棒控制器设计方法:运用线性矩阵不等式先求解出最优状态反馈保成本控制器,构造卡尔曼滤波器解决实际问题中状态不可测的问题,采用回路恢复的方法使总系统逼近目标反馈环传递函数.系统仿真结果表明,所设计的控制器实现了对设定功率的精确跟踪,解决了在堆模型不确定性、运行过程中参数不确定性下控制系统可能出现的不稳定和控制精度不够的问题,系统不但具有良好的鲁棒性,而且调节性能较好,满足堆功率调节控制的要求. 相似文献
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主要分析了研究用小型反应堆的功率控制系统,利用频域内的最优传递函数方法,采用部分状态反馈,实现了最优控制系统。仿真结果表明,改进后的系统特性明显改善。所得结果可为小型反应堆和动力反应堆控制系统设计提供参考。 相似文献
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200MW核供热堆功率调节系统设计原理 总被引:1,自引:2,他引:1
简要介绍了200MW核供热堆的堆型结构和运动方式,着重介绍了200MW核供热堆功率调节系统设计原理和调节控制棒与调节二回路流量协调控制方案,并介绍了调节二回路流理所采用调频电源作为二回路水泵调速的执行机构。 相似文献
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1GW固态燃料熔盐堆运行瞬态分析 总被引:1,自引:0,他引:1
钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)作为一种新的堆型,具有独特的安全与运行特性。研究其热工水力特性,对其进行瞬态分析,将有助于深刻理解该反应堆。本文介绍了1 GW固态熔盐堆的堆芯设计方案,并描述了用于瞬态分析的详细程序结构。其中,利用RELAP5对其热工水力模型进行模拟;利用Simulink对其控制系统模型进行模拟。通过预期运行瞬态,例如功率降低、堆芯反应性引入、二回路温度变化等工况显示了其运行特性,并验证了控制系统可以使反应堆达到安全稳定状态,而不触发保护系统动作。 相似文献
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The aim of this work is to analyze feedwater temperature effects on reactor power in a BWR driven by natural convection (NCBWR) applying a methodology based on Monte Carlo's simulation. The analysis was performed with the reactor operating with different control rod patterns. The Monte Carlo's methodology was applied systematically to establish the operating domain, due that NCBWRs are not yet in operation, the analysis of the nuclear and thermal–hydraulic processes must rely on numerical modeling with the purpose of developing or confirming the design basis. The relative standard deviation obtained with a size of 20,000, data showed that for 2% change in the feedwater temperature, the response in thermal power change is 6.5% for 100% of rated power and 100% of rod pattern. Additionally five more rod patterns are presented in this paper. The regression analysis with the feedwater temperature showed statistically valid linear, quadratic and cubic representations, which are described in this paper for six different arrangements of reactor control rods. The results obtained in this study can be applied to operation and design of NCBWR. 相似文献
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反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一,对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一号(HPR 1000)海外首堆的反应堆控制系统功能,对各控制系统被控变量进行了说明;在此基础上,对控制系统参数优化流程进行说明;利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制系统参数进行敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性得到较优的控制系统参数,经性能验证满足设计要求。所获得的反应堆控制系统参数已用于海外华龙一号首堆反应堆控制系统设计,并用于指导核电厂现场调试和核电厂运行。 相似文献