西安脉冲堆数字化功率调节系统自动控制方法研究

数字化功率调节系统软硬件相比于以往模拟化的系统存在一定差别，需要研究新的功率自动控制方法。本文建立了数字化功率调节系统的控制模型，提出了自动控制方法的基本思想，研究了在提升功率过程中避免短周期问题的方法以及增强控制棒运动平稳性等关键技术问题，通过反复迭代计算，设计了数字化功率调节系统的自动控制方法，并用西安脉冲堆仿真程序（XAPRSC）对该方法进行了验证，结果表明，该方法满足设计指标，有利于西安脉冲堆的运行安全。      

脉冲堆控制保护系统设计

脉冲堆有手动、自动、方波和脉冲4种运行方式。对应每种运行方式,提供相应的测量通道并对重要参数进行指示和记录,使操纵员获得必要的信息。保护系统和联锁为反应堆安全运行提供保证。保护系统监测少数几种参数并对测量值进行处理和逻辑选通,以确保反应堆在事故工况时的安全。功率调节系统能实现:以恒定周期升功率和恒速降棒降功率。这样,在启堆或变功率运行时,操纵员只需板动定值开关,堆功率即能自动跟踪定值功率。     

西安脉冲堆功率调节系统

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。     

脉冲堆功率调节系统仿真研究

用自主研制开发的脉冲堆功率调节系统仿真程序研究了脉冲堆功率调节系统的动态特性,并用计算得到的方波特性与脉冲堆的实测结果进行了比较,两者具有良好的一致性。     

西安脉冲反应堆半实物仿真系统设计研究

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。      

核反应堆功率调节系统控制特性研究

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。     

CFBR-Ⅱ脉冲堆高精度数字化功率调节仪研制

针对CFBR-Ⅱ脉冲堆功率稳态运行特点,采用数字化控制技术,研制了适用于该装置的高精度数字化功率调节仪,获得了在高功率50 W以上运行长时间稳定性优于0.5%,低功率10 W以下运行约1%的调节性能指标。     

我国第一座脉冲堆脉冲与方波运行试验研究

本文介绍了我国第一座脉冲反应堆的脉冲和方波运行试验的设备和试验结果,其中重点介绍了引入不同瞬发反应性的脉冲试验研究以及不同初始功率和不同发射速度下的脉冲试验研究。对方波运行试验也进行了初步的探讨。     

反应堆功率控制半实物仿真系统

对于新型研究堆,其功率自动调节系统的设计缺乏基本的设计参数和依据,需要通过半实物仿真试验对功率自动控制系统的控制参数和性能进行研究.半实物仿真系统是一个半实物的反应堆闭环控制系统.它根据当前功率与给定功率的偏差执行功率调节算法,输出步进电机控制信号,使步进电机正、反向转动,以此达到功率调节作用.通过在半实物仿真系统上进行的各种控制方式的闭环运行试验得到结论:需根据不同的棒位区域取不同的控制器参数,才能够较好地满足预定的控制指标和性能要求,为新型研究堆功率自动调节系统的设计及闭环运行提供理论依据和技术基础.     

反应堆功率保成本控制器设计

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.     

控制棒驱动机构备件数量优化方法

控制棒驱动机构是反应堆控制和保护系统的伺服机构，是执行反应堆功率调节、紧急停堆的重要核安全设备。控制棒驱动机构成本较高，如何合理确定其备件数量对于提高反应堆的可运行性具有重要意义。本文针对控制棒驱动机构，在系统连续运转时间不小于换料周期的约束条件下，提出了一种确定控制棒驱动机构备件数量的优化方法--分组备件数量优化方法，给出了总费用最少的各子系统的备件配置方案。通过随机模拟计算对分组备件数量优化方法与常规算法进行比较，结果表明：该方法常优于常规算法，在保证控制棒驱动机构可用性的前提下，优化备件数量配置可降低成本。该优化方法同样适用于其他设备的备件分析，对工程中设备备件的分析与研究具有指导意义。     

混合能谱超临界水冷堆反应性引入事故安全分析

本文研究了混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)在发生控制棒失控提升事故和弹棒事故这两类反应性引入事故后的反应堆系统响应。首先利用修改的可用于超临界条件下的系统程序RELAP5对混合能谱超临界水冷堆进行系统建模,并计算分析在功率运行工况下事故过程中功率、流量及包壳温度等重要参数的变化趋势,最后对反应性参数如控制棒价值、控制棒抽出速率和负反馈系数进行了参数效应分析。结果表明,在设计工况下混合能谱超临界水冷堆系统可有效地将衰变热导出堆芯,保证了燃料棒的完整性。另外,反应性参数对控制棒失控提升事故的安全性影响不大,但对弹棒事故的包壳峰值温度影响很大,过于保守的反应性参数估计会使安全裕量大为减小。     

启明星Ⅱ号安全控制部件的实验验证

启明星Ⅱ号零功率装置（启明星Ⅱ号）所设计的安全控制部件有安全棒和调节棒，这些控制部件是反应堆安全运行的关键。本文采用逆动态反应性计测量的方法对所选定的控制部件的反应性价值进行了实验测量，并与理论计算结果进行了比较。结果表明，安全控制部件的反应性价值的实验测量结果与理论计算结果的相对偏差为4.46%，二者吻合较好。安全棒系统经力学分析评定，结果表明不会出现卡棒现象，能实现快速停闭反应堆的目的。安全棒系统、调节棒系统的机械性能经堆上反复实验验证，各系统性能稳定可靠，重复性好。     

Azcatl-CRP: An ant colony-based system for searching full power control rod patterns in BWRs

We show a new system named AZCATL-CRP to design full power control rod patterns in BWRs. Azcatl-CRP uses an ant colony system and a reactor core simulator for this purpose. Transition and equilibrium cycles of Laguna Verde Nuclear Power Plant (LVNPP) reactor core in Mexico were used to test Azcatl-CRP. LVNPP has 109 control rods grouped in four sequences and currently uses control cell core (CCC) strategy in its fuel reload design. With CCC method only one sequence is employed for reactivity control at full power operation. Several operation scenarios are considered, including core water flow variation throughout the cycle, target different axial power distributions and Haling conditions. Azcatl-CRP designs control rod patterns (CRP) taking into account safety aspects such as k_eff core value and thermal limits. Axial power distributions are also adjusted to a predetermined power shape.     

基于TREND程序的石墨通道液态熔盐堆无保护反应性引入事故初步分析

采用自编系统分析程序TREND,基于液态点堆动力学模型,针对10 MW石墨通道液态熔盐堆的设计,研究分析不同反应性在阶跃引入和线性引入情况下10 MW石墨通道液态熔盐堆堆芯功率、石墨温度和堆芯出口熔盐温度的瞬态变化。结果表明,阶跃引入低于570pcm（1pcm=10?5）反应性,堆系统能在无保护的情况下安全运行;当单根控制棒失提引入约800pcm时,反应性引入速率不超过8pcm/s,反应堆能够利用自身的温度、功率负反馈特性有效地控制功率峰值和降低堆芯出口温度,保证反应堆在无保护情况下安全运行。因此,液态熔盐堆具有良好的固有安全性。      

Axial offset control of PWR nuclear reactor core using intelligent techniques

Improved load following capability is one of the main technical performances of advanced PWR (APWR). Controlling the nuclear reactor core during load following operation encounters some difficulties. These difficulties mainly arise from nuclear reactor core limitations in local power peaking, while the core is subject to large and sharp variation of local power density during transients. Axial offset (AO) is the parameter usually used to represent of core power peaking, in form of a practical parameter. This paper, proposes a new intelligent approach to AO control of PWR nuclear reactors core during load following operation. This method uses a neural network model of the core to predict the dynamic behavior of the core and a fuzzy critic based on the operator knowledge and experience for the purpose of decision-making during load following operations. Simulation results show that this method can use optimum control rod groups maneuver with variable overlapping and may improve the reactor load following capability.