压水堆核电厂一回路仿真可视化研究

对压水堆核电厂一回路系统及主要设备进行了详细分析,建立了点堆中子动力学模型、两相漂移流蒸汽发生器模型、三区不平衡稳压器模型和主循环泵四象限特性模型,并以此为基础使用FORTRAN90语言和Visual C++语言通过混合编程的方法开发了核电厂仿真分析程序,实现了对压水堆核电厂一回路主要设备及全系统的可视化仿真计算。软件提供实时绘图、缩放等可视化功能,还提供了数据结果的标准图片格式和标准文本格式输出。通过将程序的计算结果与RELAP5/MOD3.0计算结果进行比较,对程序的可靠性进行了验证。     

压水堆核电厂控制系统仿真研究

提出了用于压水堆核电厂控制系统快速和精确仿真的系统数学模型和数值方法，并用研制的仿真程序ＮＣＳ对商用压水堆核电厂控制系统进行了仿真研究，得到了满意的结果。     

小型压水堆核电厂蒸汽排放控制系统仿真研究

小型压水堆核电厂通常采用结构紧凑的直流蒸汽发生器,在甩负荷工况下,其蒸汽压力急剧升高。为防止蒸汽压力过高对设备造成损坏,本文在建立小型压水堆一、二回路设备模型以及控制系统的基础上,分别基于压力模式、温度-压力和功率-压力模式设计蒸汽排放控制系统,并在甩负荷工况下开展小型压水堆系统的仿真研究。结果表明,在甩负荷工况下,与压力模式相比,温度-压力和功率-压力模式能够有效减小蒸汽压力的超调量。     

压水堆核电厂气液态放射性流出物源项计算程序CPGale的开发北大核心CSCD

分析了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物的产生和排放途径,建立了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物源项的计算模型,开发了具有良好人机界面的计算程序CPGale,并采用国内在役压水堆核电厂的流出物源项实测值对程序进行了验证。结果表明,基于CPGale程序计算所得流出物源项相比实测值具有适度的保守性,可满足工程设计的需求。     

基于网络的压水堆核电厂瞬态实时仿真软件NUSOLSIM的开发

为满足核工程与核技术专业相关课程不限时间和空间的仿真教学需求,采用C/S架构开发了基于网络的压水堆核电厂瞬态实时仿真软件(NUSOLSIM)。针对大型压水堆核电厂堆芯、一回路、二回路等系统设备进行建模,此软件具有实时仿真模拟典型核电厂事故的能力,具备暂停、保存和图形输出功能。最后利用NUSOLSIM软件分析了2个典型的预期运行事件,结果表明本软件具有较好的事故进程分析能力。      

负荷跟踪运行下反应堆一回路控制系统仿真与验证

随着核电厂负荷跟踪运行研究的不断深入,开发针对负荷跟踪过程的仿真模型也势在必行。本文以CNP600压水堆核电厂一回路主系统为研究对象,基于RELAP5/MOD3.4程序建立系统模型,并在此基础上进行控制系统仿真。以典型日负荷跟踪运行模式、负荷线性变化以及负荷阶跃变化等工况瞬态测试对仿真系统进行验证。结果表明,瞬态过程中各参数变化范围和趋势与电厂实际运行值相符,准确反映了负荷跟踪下CNP600压水堆核电厂一回路的运行过程。仿真模型对后续的安全分析具有一定的适用性。     

压水堆核动力厂控制系统可视化模化与仿真软件——NCS

对压水堆核动力厂控制系统的建模与仿真进行了较系统的研究。提出了用于压水堆核动力厂控制系统快速和精确仿真的被控对象数学模型和数值方法。被控对象模型主要包括堆芯、稳压器、蒸汽发生器、管道及泵的模型等,分别采用了龙格-库塔法和特雷纳方     

压水堆活化腐蚀产物源项~(58)Co和~(60)Co敏感性研究

以某压水堆核电厂为例,采用CORA程序分析压水堆核电厂一回路材料组成、蒸汽发生器传热管材料钴含量、冷却剂氢氧化锂浓度、净化效率和反应堆运行功率等因素变化对一回路腐蚀产物58Co和60Co活度浓度的影响。计算结果表明:通过限制蒸汽发生器传热管材料中钴元素的含量、提高冷却剂中氢氧化锂浓度、提高冷却剂净化效率和降低功率等措施可以有效降低活化腐蚀产物的活度浓度,为压水堆核电厂辐射剂量控制提供参考。     

用于核电厂数字化仪表控制系统优化设计的CATIA 2程序的改进

对压水堆核电厂瞬态仿真程序CATIA 2程序进行了改进,以满足核电厂数字化仪表控制系统优化设计工作的需要.主要的改进是在CATIA 2程序中,对ΔT保护通道引入了数字化采样模块模型及数字化处理时间步长,以及对ΔT保护通道所用的输入变量引入了采样时间步长,并针对数字化技术提出了一种新的超温ΔT定值方程模型.通过分析比较数值仿真的结果,表明所做的改进是合理和可行的.     

均相流蒸汽发生器瞬态分析模型

本文介绍了压水堆核电厂蒸汽发生器的一维均相流瞬态分析模型。基于该模型开发的程序计算结果与法国ＢＵＧＥＹ４蒸汽发生器上的试验结果及ＡＴＨＯＳ程序的计算结果较好符合，该模型可用于分析压堆核电厂Ｕ型管自然循环式蒸汽发生器的热工水力瞬态过程。     

The thermal-hydraulics of a simulated PWR facility during steam generator tube rupture transients

The thermal-hydraulics of the semi-scale test facility during steam generator tube rupture transients were investigated in this paper. The test facility simulates the main features of a Westinghouse four-loop pressurized water reactor (PWR) plant.The constructed analytical model simulated both the intact and broken loops, and included the vessel (lower plenum, core, upper plenum, upper dome), the hot legs, pressurizer and the primary and secondary sides of the U-tube steam generators. The two-phase Modular Modeling System code, which was developed by the Electric Power Research Institute, and the EASY5 simulation language were used in carrying out the calculations. A control model was developed to simulate the major facility control systems and to perform the necessary control functions.Calculations were carried out during the first three hundred seconds of the event, where the automatically functioning plant protection system components were assumed to operate. The impact of reactor scram, pressurizer heater activation, main steam isolation valve closure, emergency core cooling system activation, pump trip, main feedwater termination, auxiliary feedwater injection, and atmospheric dump/safety relief valves opening/closing on the system response was calculated.The time histories of the thermal-hydraulic conditions, such as pressure and temperature, are presented for one, five and ten-tube ruptures. Comparisons with experimental data and RELAP-5 (MOD 1.5) calculations are also given.     

核电站蒸汽发生器数字化仪表与控制对象实时仿真系统技术研究

采用U型管蒸汽发生器动态特性分析数学模型,研制开发了核电站蒸汽发生器实时仿真系统。该系统与控制系统形成能够相互作用的闭环系统,用于为核电站数字化仪表与控制(I&C)开发提供仿真对象及进一步控制方案研究。运用该系统对蒸汽发生器变工况进行了计算,所得结果与核电站仿真机的计算结果符合较好,为核电站仪表与控制(I&C)系统数字化开发提供了理论依据。     

蒸汽发生器优化设计后的运行特性研究

以秦山核电厂相关设备为原型,基于已开发的蒸汽发生器模型及优化计算程序,利用系统分析程序RELAP5验证该模型的准确性,并对优化设计所给出的蒸汽发生器的设计方案的稳态运行特性和负荷提升瞬态运行特性进行了模拟分析。结果显示：已开发的蒸汽发生器数学模型是合理的;在超负荷运行过程中,经优化设计的蒸汽发生器存在循环倍率过低问题;RELAP5可作为核动力设备优化设计方案的验证程序。     

池式快堆系统分析软件稳态功能开发

针对目前我国快堆系统分析软件主要采用国外引进方式而导致难以掌握核心物理模型的现状,以中国实验快堆(CEFR)为研究和建模对象,基于中子动力学模型、堆芯及其热钠池模型、中间热交换器模型、一回路和中间回路热量传输系统模型、三回路模型等,自主开发了基于CompaqVisualFortran(CVF)的适用于稳态计算的池式快堆系统分析软件SAC-CFR。通过与中国实验快堆安全分析报告中数据进行对比,验证了所开发模型的精度,为下一步瞬态模型的开发及控制和保护系统的开发做准备。     

核电站仪控系统数字化开发仿真测试技术研究

在核电站应用数字化仪表与控制 (I&C)取代模拟 I&C 系统,已成为必然的发展趋势。本文分析了核电站全范围模拟机的蒸汽发生器数学模型,研制开发独立的核电站蒸汽发生器实时仿真系统,并与控制系统形成能够相互作用的闭环系统,用于数字化仪控系统改造提供仿真对象及进一步控制方案研究。在仿真过程中,除了仿真模型之外,其他的硬件和软件由真实的控制系统构成。不但为核电站仪表与控制 (I&C)系统数字化开发提供理论分析,也为今后现场调试工作创造有利条件。     

蒸汽排放系统蒸汽冷凝器动态特性仿真研究

根据核动力商船高压定压蒸汽冷凝器的结构及工作特性,建立了适合蒸汽冷凝器实时仿真分析计算的两相流仿真模型。利用该仿真模型对蒸汽冷凝器进行了稳态计算和动态仿真分析,并将其稳态计算结果与蒸汽冷凝器试验结果进行对比验证。结果表明：该模型能准确模拟蒸汽冷凝器的动态特性,满足核动力装置蒸汽排放系统实时仿真分析要求。研究结果对二回路系统启动及停运的运行和控制系统设计具有指导意义。     

基于THERMIX/BLAST和vPower平台的HTR-PM工程模拟机开发

模块式高温气冷堆示范电站（HTR-PM）在山东荣成石岛湾开始兴建,本文通过将THERMIX/BLAST程序嵌入至vPower仿真平台,开发了HTR-PM工程模拟机。其中两个嵌入vPower仿真平台的THERMIX/BLAST程序模块分别模拟2个由堆芯、一回路和蒸汽发生器组成的蒸汽供应系统模块,与利用vPower仿真平台建立的汽轮发电机系统模块相连接,在平台上实现了数据的管理及人机界面。该工程模拟机可用于模拟和分析HTR-PM的稳态工况、瞬态事故工况。     

核电厂蒸汽发生器的容错控制

基于考虑了随机噪声的蒸汽发生器非线性模型,利用一组扩展卡尔曼滤波器对传感器的状态进行监测,通过实时检测、分离单传感器故障并重构传感器的输出值,达到蒸汽发生器水位稳定的容错控制目的。结果表明,基于扩展卡尔曼滤波器组对蒸汽发生器进行容错控制设计的方法是可行的。     

用于支持PSA成功准则的ATWS敏感性研究

极限的未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的容量、堆芯补水箱（CMT）特性和硼反应性系数、反应堆冷却剂泵（RCP）可用性、启动给水系统（STS）可用性和蒸汽发生器（SG）传热等作了一系列敏感性分析。分析结果表明：为缓解ATWS事故,应隔离蒸汽旁排,并在触发CMT的同时停运RCP。     

核反馈实时模拟程序

为了在堆外实验中实现核反馈实时模拟,用C 语言开发了核反馈模拟程序.该程序由3个主要模块组成:反应性反馈模拟、功率控制系统模拟及反应堆模拟.采用的主要物理模型有:点堆模型、一维均匀流体模型、瞬态导热模型等;堆功率控制系统模拟方案为平均温度控制方案;其他辅助计算包括物性参数、几何参数的计算.用Retran-02计算分析数据对模拟程序进行了测试,结果表明,模拟程序的数学模拟正确,运算速度快,计算准确.