HTR-PM二回路图形建模与仿真研究

介绍了在vPower仿真平台上嵌入THERMIX代码来研究紧凑型高温气冷堆仿真机的方法。根据模块式高温气冷堆示范电厂二回路系统的特点和结构,利用vPower仿真平台建立二回路各个系统的组态模型并进行稳态和瞬态仿真结果分析。结果表明,稳态值与设计值的误差均在2%范围内;额定工况下,主调节阀关小和给水流量减少2个典型瞬态响应过程曲线趋势合理,动态响应各项指标及最终稳定值满足要求;循环水泵关闭导致凝汽器循环水中断的事故情况下,因凝汽器真空过低调节主蒸汽阀门迅速关闭,主蒸汽流量减小同时汽轮机跳闸。     

10MW高温气冷堆控制方案研究

在清华大学核能设计研究院开发的高温堆可视化仿真控制平台上进行了10MW高温气冷堆动态特性研究,并结合其运行特点和控制要求设计了3种控制方案,采用比例积分与微分控制方法,在高温堆可视化仿真控制平台上进行了控制方案的仿真比较。控制的重点在于维持直流蒸汽发生器的出口蒸汽温度恒定,同时兼顾反应堆出口热氦气温度不超出保护限值。仿真结果表明,采用给水泵调节给水流量来控制蒸汽温度,并通过氦风机调节氦流量保持与给定功率成比例,避免跨回路调节,静态解除了由于氦流量的变化对一、二回路的耦合问题,能够获得理想的控制效果。     

高温气冷堆核蒸汽供应系统出口蒸汽温度的T-S模糊控制方法

高温气冷堆（HTGR）是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型,具有第四代核能系统的技术特征,其核蒸汽供应系统（NSSS）复杂的非线性特性,对控制策略的设计提出了挑战。另一方面,T-S模糊控制方法在复杂非线性系统的控制方面存在巨大优势,因此在高温气冷堆核蒸汽供应系统中应用T-S模糊控制方法,可能会获得较传统线性控制方法更好的控制性能。本文提出了一种T-S模糊控制器的系统化设计方法,首先建立高温气冷堆核蒸汽供应系统出口蒸汽温度的T-S模糊控制系统模型;然后基于李雅普诺夫方法,得到T-S模糊控制系统的双线性矩阵不等式（BMI）形式的全局渐近稳定条件;最后通过局部最小化算法求解双线性矩阵不等式,得到T-S模糊控制器的参数。仿真结果表明,按照这一系统化方法设计的T-S模糊控制器较传统的线性PI控制器表现出更好的控制特性。     

超临界水在垂直管内换热及流动不稳定性研究

清华大学核能与新能源技术研究院在建的250 MWt高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)中蒸汽发生器二回路为亚临界水,由于反应堆能提供750℃的高温氦气,二回路水可提高到超临界压力和温度,采用多堆带一机方案可与超临界蒸汽透平机组匹配,因此研究超临界水在管内的流动、传热以及流动不稳定现象非常重要。本文通过使用RNGk-ε模型耦合强化壁面函数,发现模拟结果与Yamagata等的实验数据符合较好。基于此模型,分析了超临界流体流动时换热系数的变化规律,并采用瞬态计算方法,线性增大加热功率,分析了流动不稳定现象,发现流体一旦进入不稳定区,进出口流量的波动非常严重,甚至出现倒流,应尽可能避免此类现象。     

高温气冷堆堆芯实时热工水力模型

为建立适用于球床式高温气冷堆核电厂的模拟机,采用一体化仿真支撑平台vPower建立高温气冷堆堆芯的实时热工水力模型,利用流体网络求解氦气流道的流量与压力分布及传热网络求解球床燃料区、石墨反射层区与碳砖区的温度分布,实现整个氦气流场与固相温度场的实时、耦合计算。模拟100%额定负荷和50%额定负荷2个稳态工况和入口温度阶跃和流量阶跃2个动态过程。稳态工况与设计参数的定量对比以及动态过程的定性分析表明,该模型具有较好的适用性。     

高温气冷堆二回路水质控制方法研究

参考压水堆二回路和火电直流炉水质标准,结合高温气冷堆二回路结构和材料特点,对高温气冷堆蒸汽发生器（SG）原设计中的进水标准和精处理出水标准进行了修正,得出比较合理的水质控制标准;研究了提高高温气冷堆二回路水-汽品质的3种方法,即机组启动冲洗方式控制、加药控制和精处理运行方式控制,对3种方法进行了详细的论述,提出了科学、完整的高温气冷堆二回路水-汽品质优化方法。      

HTR-PM直流蒸汽发生器的建模与分析

球床模块式高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）采用两座模块式高温气冷堆带一台汽轮发电机组的技术方案,为了开展其运行特性研究,清华大学核能与新能源技术研究院开发了针对HTR-PM的工程模拟机,其中螺旋管式直流蒸汽发生器的模型还需进一步完善。本文深入分析了螺旋管式直流蒸汽发生器的流动、换热规律,明确了蒸汽发生器一次侧和二次侧的流动与换热模型,通过对稳态工况中分布数据的详细分析,说明了模拟结果的正确性。为适应更多模块的高温气冷堆核电站的运行分析要求,通过网格划分方案的讨论与优化,在保证实时性的前提下,提高了蒸汽发生器中流动与换热模拟的准确性,为下一步采用工程模拟机开展其运行特性研究打下基础。     

模块式高温气冷堆的技术背景及展望

模块式高温气冷堆具有固有安全性、发电效率高、用途广泛等特点,是第四代核能系统代表堆型之一,也是我国16个重大科技专项之一。本文介绍了高温气冷堆的发展历史,对高温气冷堆国际研究现状进行了阐述,说明了高温气冷堆在我国的发展情况。介绍了我国正处于调试期的模块式高温气冷堆示范电站的技术特点,从高效发电、工艺热应用、能源替代、分布式能源四个角度对模块式高温气冷堆的发展前景进行了分析,提出了我国模块式高温气冷堆后续工作建议。     

高温气冷堆PD输出反馈功率控制的镇定性能分析

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。     

基于THERMIX/BLAST和vPower平台的HTR-PM启停堆过程仿真分析

将THERMIX/BLAST程序嵌入至vPower仿真平台,开发球床模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)工程模拟机。在该工程模拟机上进行双堆冷启动过程和双堆正常冷停堆过程的模拟仿真,分析2种工况中反应堆功率、氦气流量、蒸汽发生器出入口参数及汽轮机入口蒸汽参数等关键参数的变化趋势,总结双堆冷启动过程和双堆正常冷停堆过程的运行特点。结果表明,2个反应堆在运行过程中互相影响,二回路参数变化是2个反应堆耦合的结果。     

高温气冷堆蒸汽发生器换热管断裂事故进水量影响因素分析

以清华大学核能与新能源技术研究院设计的250 MW球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)为例,对蒸汽发生器换热管断裂事故下影响一回路进水量的一些因素进行了分析.分析结果表明:除了断管位置、破口面积等对一回路进水量有直接影响外,进水量还与泄放管线直径、节流孔直径、泄放阀门选择、泄放系统动作设定等因素有关.合理地选择参数可有效排空蒸汽发生器内存留的水,避免一回路大量进水并减少一回路放射性物质向二次侧泄漏所造成的污染.     

Fully-coupled transient simulation for RCS and SPCS of an integral reactor plant

Design features of SMART such as a built-in once-through steam generator (OTSG) and a close interaction between the feedwater flow rate and steam pressure controls leads to the necessity of fully-coupled transient analysis tools of the reactor coolant system (RCS) and the steam and power conversion system (SPCS) for the purpose of a plant control system development. A fully-coupled transient simulation tool, MMS/SMART, was developed to test the capability of the plant control system for the normal load-following event and the anticipated abnormal events. The MMS/SMART was composed of several interacting MMS modules with numerical data, each of which represented a component of the SMART plant and a control logic. The RCS and the SPCS with their control logics were modeled using default modules such as a pipe, pump and tank. The developed MMS/SMART was validated by using the scaled-down experimental data and the analysis result from the TASS/SMR code. A simulation result for the 100–50–100% load-following operation with a 25%/min rate shows that the feedwater flow rate and the steam pressure are controlled well as expected, except for small-amplitudes of steam pressure fluctuation at the lower power operating region. The loss of turbine load event was also simulated and the result shows that the plant can be operated stably with the steam bypass control system.     

A theoretical model for the calculation of large transients in nuclear natural-circulation U-tube steam generators (Digital code UTSG)

A newly developed nonlinear transient model for the calculation of the dynamic behaviour of a vertical natural-circulation U-tube steam generator together with its steam removal system is presented. The steam generator is considered to consist of a heat exchange section, a top plenum, a downcomer region and a steam removal system with a sequence of relief and/or safety valves, isolation, bypass, turbine-trip and turbine-control valves and a steam turbine. Possible perturbations from outside can be: inlet water temperature, inlet water mass flow and system pressure on the primary side, feed water temperature, feed water mass flow and outlet steam mass flow disturbed by actions of the different valves within the steam removal system on the secondary side. Based on this theoretical model the digital code UTSG has been established. Post-calculations of start-up tests at a PWR nuclear power plant simulating perturbations both on the primary and secondary side of the steam generator and similar calculations for the corresponding ATWS-cases will show the efficiency of the code UTSG and the underlying theoretical model.     

蒸汽发生器二次侧汽液两相流数值模拟

以大亚湾核电站蒸汽发生器为原型,在相似原理的指导下,建立了蒸汽发生器“单元管”三维物理模型,采用Particle模型和热力学相变模型,并基于CFX软件实现了蒸汽发生器二回路侧两相流流动与沸腾换热特性数值模拟。计算结果表明：满负荷运行时,沿传热管高度升高,蒸汽发生器的传热系数及截面含汽率均呈上升趋势,其平均传热系数的数值模拟结果与Rohsenow经验关联式计算结果间的误差为8.4%,出口质量含汽率与大亚湾核电站实际运行参数相符。热相变模型在蒸汽发生器两相流数值模拟中的成功应用,可为蒸汽发生器热工水力的准确分析提供参考。     

直流蒸汽发生器动态特性与小破口故障仿真研究

以B&W直流蒸汽发生器为对象,基于过程仿真软件(APROS)支撑平台中的基本模块,建立了图形化的直流蒸汽发生器仿真模型。对模型进行变工况下的稳态和动态仿真,由结果可知,一次侧入口焓值与二次侧出口压力对稳态特性影响最大,一次侧入口温度对动态特性影响最大。进一步研究直流蒸汽发生器发生换热管破裂事故时,破口位置和破裂程度对其运行特性的影响。结果表明,破口发生位置接近一次侧入口时,对直流蒸汽发生器运行影响最大;换热管破裂对直流蒸汽发生器运行特性的影响随着破裂程度的增加而增大。     

高温气冷堆螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力学

高温气冷堆蒸汽发生器具有一次侧氦气工质、二次侧直流、螺旋管结构、工作温度高等特点,其热工水力特性与传统压水堆自然循环蒸汽发生器存在很大区别。针对高温气冷堆蒸汽发生器的特点,对其基础热工水力及特有热工水力学问题进行了阐述,主要包括螺旋管内单相及两相流阻及换热计算、横掠螺旋管束流阻及换热计算、温度均匀性及两相流不稳定性等。同时介绍了清华大学核能与新能源技术研究院针对高温气冷堆蒸汽发生器热工设计、温度均匀性及两相流不稳定性等热工水力学问题所开发的一维稳态程序、一维瞬态程序、二维分析程序和方法,并对分析结果和结论进行了讨论。相关研究方法、程序和结论对其他相似参数螺旋管和直管式直流蒸汽发生器具有参考和借鉴意义。     

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。     

蒸汽发生器U型管低含气率两相倒流现象研究

针对立式倒U型管自然循环蒸汽发生器传热管内的两相倒流现象,基于均相流模型,建立了U型管内低含气率两相流动传热理论模型,给出了U型管的进出口压降-质量流量曲线,分析了U型管内出现两相倒流现象的机理,研究了二次侧流体温度和入口含气率对倒流现象的影响规律,并与单相倒流进行了对比。利用RELAP5/MOD 3.3程序对相同条件下的倒流问题进行了计算。研究表明,提高蒸汽发生器二次侧工作压力可减少倒流,两相流入口含气率越高,倒流越易发生,两相流较单相流在U型管内更易倒流。