基于遗传算法的压水堆核电一回路稳压器机理建模与仿真

针对压水堆核电站一回路稳压器实际运行特性,根据能量守恒、质量守恒和动量守恒方程,考虑了喷淋流量、电加热器功率及安全释放阀的影响,建立了一个两相动态非平衡的稳压器机理模型.为提高模型精度,采用遗传算法对该模型的参数进行优化,用以得到一组模型的最优参数.将参数优化算法应用于某900 MW核电站稳压器仿真实例,通过模块封装组建成稳压器压力仿真模型,并与核电厂提供的对应数据做了比较验证了建模方法的正确性及优化方法的有效性.     

日本东海2号机组发生导热管破裂事故

位于日本茨城县的东海2号机组一个给水加热器导热管23日上午发生破裂事故。但没有对外部环境造成不良影响。 发生破裂的是5号给水加热器的导热管。核电站的给水加热器是为了提高反应堆 效率,利用汽轮机的余热将水进行加热的一种装置。5号给水加热器的作用是将水温70℃加热到95℃。23日上午,核电站的工作人员发现给水加热器供水发生异 常,随即查出给水加热器的导热管已经破裂。日本东海2号机组发生导热管破裂事故     

核电站凝汽器仿真模型研究

凝汽器是核电站汽轮发电机组的主要设备之一,采用仿真手段研究核电站凝汽器的运行特性对于优化设计和运行、提高运行的安全性和经济性具有实际意义。本文以核电站中普遍采用的表面式单流程对分制凝汽器为研究对象,运用分布式热动力学的建模思想,考虑不凝结气体（空气）对换热特性的影响,建立了凝汽器的动态数学模型。通过仿真计算,得到不同控制参数阶跃情况下凝汽器的动态响应,仿真结果与实验结果符合良好,表明所建立的仿真模型正确、合理。     

中国示范快堆常规岛图形建模与仿真分析

为研究中国示范快堆电厂的运行工况,在vPower平台上建立了中国示范快堆电厂常规岛的热力学系统仿真模型,并对常规岛的典型运行工况进行仿真计算。常规岛各稳态运行工况的仿真计算结果给出了运行的关键参数,这些关键参数与机组的设计参数相差不超过1%,达到了核电仿真的精度要求。高压给水加热器解列及汽轮机紧急停机工况的仿真计算结果给出了关键参数的变化规律以及可能的危险点信息。     

压水堆核电站稳压器压力和水位的解耦控制研究

针对核电站稳压器压力和水位的耦合现象对控制性能带来的影响,本文通过系统辨识得到加热器和上充阀门对稳压器压力、水位的被控特性数学模型,根据实验现象和耦合原理搭建出压力和水位的耦合数学模型,采用对角矩阵法得出解耦器并简化,在MATLAB/simulink仿真平台上验证基于此解耦器的稳压器压力和水位的解耦控制系统,取得了较好的解耦效果,提高了稳压器的控制性能,有助于核电站运行的稳定性和安全性。     

核电站除氧器瞬态研究

应用金属材料、水和水蒸气、管道和加热器以及除氧器设备的相关数据建立数学控制模型,研究了核电站常规岛给水加热系统在机组甩负荷工况下的热力学参数变化.得出了核电站除氧器压力、给水温度以及给水泵的有效汽蚀余量随时间变化的曲线,提供了核电站除氧器的布置高度及瞬态工况下确保给水泵安全的控制措施依据.结果表明:改变控制参数,主要是凝结水流量和主蒸汽流量,不仅可以控制瞬态工况下给水泵的有效汽蚀余量,还有助于防止瞬态工况下淋水盘式除氧器由于压力下降速度过快而造成的损坏.     

以机组停运预防为目标的主给水系统可靠性分析及优化

依托CAP1400核电站,针对主给水系统可靠性问题,构建主给水系统包含共因失效的故障树模型。对系统进行可靠性分析并逐步找出了造成系统失效并引起机组出力损失的主因。在分析基础上,探讨了设计优化的可行方案并对可靠性结果进行了分析对比。为后续对主给水系统的优化设计,故障诊断,维护系统的安全运行,提高整个核电站的经济效益提供指导。     

多泵并联给水系统给水泵切换运行规律仿真研究

多泵并联给水系统作为核动力系统的主要子系统之一,其给水泵的切换运行规律对系统运行经济性以及系统运行特性至关重要。本研究利用系统仿真支撑软件APROS建立了多泵并联给水系统仿真模型,并依据额定设计值验证了模型的准确性。基于此,通过进行不同切换条件下的线性升、降负荷仿真,对给水泵切换运行规律和系统动态特性进行了研究。研究结果表明,针对本研究对象,其高负荷工况切换点选取为70%额定流量,低负荷工况切换点选取为30%额定流量时,既能获得良好的系统动态响应,还能保持给水泵运行经济性较高。此外,低负荷工况对给水泵切换引入的扰动更为敏感。低负荷工况下,若切换条件选取不当,则会导致降负荷过程中系统触发超压排放。     

AP1000正常运行工况气液态放射性流出物释放量研究

压水堆核电站正常运行工况气液态放射性流出物作为环境影响评价的重要内容,在核电站设计中具有非常重要的意义。通过对AP1000核电站正常运行工况气液态流出物的计算方法和释放途径的研究,并结合AP1000三废系统设计特点,建立了基于PWR-GALE程序的AP1000核电站正常运行工况气液态流出物释放量的计算模型。根据建立的模型,采用AP1000核电机组的设计参数,计算了AP1000核电站正常运行工况气液态流出物放射性年释放量预期值,并将计算结果与GB 6249—2011中的控制值进行了对比,同时对AP1000考虑预期运行事件调整因子的使用做了说明,为AP1000核电站环境影响评价提供了参考。     

秦山300MW核电机组全范围仿真机主蒸汽及给水系统仿真

主蒸汽及给水系统的仿真是二回路仿真模型中最主要的工作。其仿真内容包括除蒸汽发生器二次侧换热以外的所有主蒸汽与给水的热工水力特性。对主蒸汽母管，蒸汽在汽轮机各级的做功，汽水分离再热器，除氧器，凝汽器，高低压加热器，辅助给水，旁路排放等都作了详细的仿真。     

华龙一号海外首堆反应堆控制系统优化设计

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。      

级联水力学动态仿真模型研究及应用

级联的流体状态是影响级联分离效果和运行安全的重要因素。为开展级联动态水力学研究,针对层架型级联系统,利用各模块仿真模型搭建了级联动态仿真系统并对部分动态过程进行了模拟,通过与实际运行数据对比分析,确定了主机轻馏分流量方程及压强调节器动态调节方程的具体形式。计算结果表明,利用研究得到的系统仿真模型进行仿真模拟,所得到的系统参数变化与实际运行数据符合较好,模拟结果合理可信,所得仿真模型可用于其他级联系统的仿真研究,由此得到的级联各设计参数可作为实际级联调整和设计的参考依据。同时,利用研究所得的系统仿真模型,针对级联系统中可能存在的故障情况进行了模拟验证,仿真结果与实际运行数据符合良好,从而以仿真模拟的手段验证了系统中存在的问题。     

Modeling of void, fast power and graphite temperature reactivity coefficients measurements for the validation of RELAP5-3D RBMK-1500 reactor model

This paper deals with the modeling of RBMK-1500 specific transients taking place at Ignalina NPP: measurements of void and fast power reactivity coefficients, as well as change of graphite cooling conditions transient. The simulation of these transients was performed using RELAP5-3D code model of RBMK-1500 reactor. At the Ignalina NPP void and fast power reactivity coefficients are measured on a regular basis and based on the obtained experimental results the actual values of these reactivity coefficients are determined. Graphite temperature reactivity coefficient at the plant is determined by changing graphite cooling conditions in the reactor cavity. This type of transient is unique and important from the point of view of model validation for the gap between fuel channel and the graphite bricks. The measurement results, obtained during this transient, enabled to determine the thermal conductivity coefficient for this gap and to validate the graphite temperature reactivity feedback model. The performed validation of RELAP5-3D model of Ignalina NPP RBMK-1500 reactor allowed to improve the model, which in the future would be used for the safety substantiation calculations of RBMK-1500 reactors.     

核电站控制保护及辅助系统仿真方法研究

分析了大亚湾核电站控制保护及辅助系统仿真模型,采用面向对象编程方法以自编软件形式对大亚湾核电站模型进行模拟,并在开发过程中采用UML统一建模语言进行分析设计,实现了对该大亚湾核电站控制与保护系统的动态仿真.瞬态工况测试结果显示该仿真能较好地模拟反应堆一、二回路的控制与保护功能.本仿真程序具有通用、便携以及廉价等优点.     

SDG故障诊断方法在核动力装置中的应用研究

核动力装置运行状态的诊断关系到装置运行的安全性和可靠性。针对核动力装置系统复杂,难以建立数学模型的特点,本文将基于定性模型的符号有向图（SDG）方法应用于核动力装置中进行故障诊断,并以核动力装置主冷却剂系统为研究对象,提出了相应的建模方法并建立了SDG模型,根据所建立的模型开发了基于SDG方法的核动力装置故障诊断系统,并以蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故和弹棒事故为例对该系统的诊断推理过程进行了分析。仿真结果表明,基于SDG的方法在核动力装置中能有效诊断故障,并能提供故障传播路径,具有良好的解释性,可为运行人员决策提供帮助。     

核动力装置连续提棒事故的瞬态特性模拟

建立了描述反应堆与主冷却剂系统的物理、热工水力特性的数学模型。该模型应用埃米尔特插值法求解点堆动力学方程，其它方程采用半隐式差分法求解。在此基础上编制了模拟程序，并模拟了连续提棒事故的核动力装置瞬态呼应特性，经与理论分析的比较表明，本模拟符合实际情况，其数值处理方法正确，可为事故的处置提供依据，对反应堆的安全运行具有一定的参考价值。     

超临界水堆控制条件下扰动特性分析

超临界水堆的一次通过循环设计不同于现有轻水堆,因此研究其扰动特性十分重要。在发生扰动后欲保持电站运行稳定,就要依靠控制系统调节达到稳定的状态。本文通过FORTRAN编制程序,研究以控制棒、汽轮机控制阀与反应堆冷却剂泵为控制方式的电站系统中,发生压力、温度等扰动时,反应堆内参数的变化。结果表明：给水流量的扰动不会对系统行为有很大影响,给水温度下降的扰动需较长时间才能达到稳定,压力设定值变化扰动时稳定所需的时间较短。     

氟盐冷却高温堆半实物仿真及初步测试

基于半实物仿真理论,完善了氟盐冷却高温堆设计Mark-1的缩比模型CIET装置的功能,使该装置更能反映出反应堆运行的特点。借助MATLAB与LabVIEW的串口通信功能,在该装置的控制系统中增加中子动力学模型、反应性反馈模型以及温度控制和功率控制模型,使该装置能模拟Mark-1设计的一回路的运行。温度控制实验的测试结果显示,实验装置的加热器能迅速响应控制器的输出,达到设定的目标温度;通过对点堆功率控制模型的PID参数优化,获得较好的功率控制参数和调控结果,为后续优化控制逻辑、研究参数不确定性影响等奠定基础。     

基于神经网络与表决融合的核动力装置故障诊断方法

针对单神经网络（ANN）故障诊断方法的不足,将多神经网络诊断与表决融合方法结合起来,研究了基于多神经网络与表决融合的核动力装置故障诊断方法。在该方法中,多个不同类型的神经网络训练后用于核动力装置的故障诊断。选择对核动力装置安全有重要影响的运行参数作为各神经网络的输入变量,神经网络的输出是核动力装置的故障模式。用表决融合方法对不同神经网络的诊断结果进行融合,从而得到核动力装置故障诊断的最后结果。利用核动力装置典型的运行模式来验证所提出的诊断方法的效果。结果表明,与单神经网络相比,该方法可提高核动力装置故障诊断结果的精度和可靠性。     

核电厂控制与保护系统动态仿真

分析了CHASHIMA核电站的测量系统、控制与保护模型、系统设备及设备失效模型、辅助系统管网模型。然后,基于C语言编制了控制与保护系统动态仿真程序模块PROSYS．并将其用于在工程模拟器,在模拟器上实现了CHASHIMA核电站控制与保护系统的动态仿真该工程模拟器已应用于核电站安全分析,以及为核电站先进主控室设计提供软件支持和验证服务：实际应用结果显示,该仿真软件能较好地模拟反应堆一、二回路的控制与保护功能。