两环路核电厂反应堆冷却剂系统仿真分析

利用热流体系统仿真分析软件(Flowmaster)建立了两环路核电厂反应堆冷却剂系统(RCP)仿真模型,对功率运行稳态工况、启停堆偏环运行稳态工况、丧失厂外电主泵惰转瞬态工况进行了模拟,得到了RCP在上述工况下的运行特性参数。结果表明,仿真计算与设计值及实际运行值之间的误差小于4%,仿真模型能较好地模拟RCP的运行,为后续同类型电厂的设计优化和运行提供参考。     

反应堆功率控制系统的建模及闭环验证

基于MATLAB/SIMULINK仿真软件,对岭澳一期核电站功率控制系统进行建模.通过与RELAP5完成的核电厂主回路热工水力模型相连接,对该控制系统模型进行了闭环瞬态工况测试.将计算机仿真结果与电厂试验曲线进行了比较,两者非常吻合.定性和定量地验证了本控制模型和热工模型的正确性.     

池式快堆系统瞬态分析软件开发

为实现快堆系统分析软件国产化,在已开发的适用于稳态计算的池式快堆系统分析软件SAC-CFR的基础上,进一步开发了系统各部件的瞬态模型、控制系统和保护系统模型、瞬态工况热工水力学的求解逻辑,完成瞬态计算功能的开发。通过对日本文殊快堆45%功率汽机跳闸工况进行建模分析,验证了SAC-CFR用于系统瞬态分析的有效性,为进一步开发非能动余热排出系统分析模型打下了基础。     

FSP系统建模与仿真分析

FSP（fission surface power）是美国经过充分研究论证的一种空间堆。为研究FSP系统的瞬态特性,对FSP系统各部件进行建模,并编写相关程序。该程序对系统稳态工况进行仿真,计算结果和稳态设计值符合良好。该程序对反应性引入以及主泵停止后再启动工况进行了仿真,计算结果趋势合理,证明了模型、建模思想以及建模方法的正确性。结果表明反应性引入时功率以及温度参数的振荡和回路之间温度变化快慢不同有关,且主泵停止后再启动的时间间隔越小越好。该程序可为与FSP相类似的反应堆系统的瞬态分析和安全分析提供参考。     

系统安全分析程序TSACO的开发与验证

选择用于评估高温气冷堆系统安全分析程序瞬态分析能力的HE-FUS3实验装置为对象,利用自主开发的系统热工水力瞬态分析程序TSACO对其进行建模,并对稳态工况和失流事故进行模拟分析。计算结果表明,稳态工况下系统重要部件温度的TSACO程序计算值与HE-FUS3实验值符合较好,失流事故中系统流量和测试段出口温度的计算值与实验值均符合良好,证明了TSACO程序应用于系统瞬态热工安全分析的可靠性。     

核电厂多样化驱动系统整体验证方法研究

为了实现对核电厂多样化驱动系统的整体验证,通过仿真技术建立了核电厂高精度工艺模型和实时的仪控系统模型,开发了验证多样化驱动系统的接口通信软件。该多样化驱动系统通过对这些状态或数值信号的响应产生相应的控制或保护逻辑,输出调节量等各种过程参数送至验证平台工艺数学模型进行计算,进而得到被验证的多样化驱动系统接入后的电厂状态参数,测试人员可根据这些状态参数确定多样化驱动系统的控制逻辑和响应的正确性。实验结果表明,该整体验证方法能够实现对核电厂多样化驱动系统的在稳态和瞬态工况下的闭环响应验证,可获得较好的验证效果。     

FSP系统建模与仿真分析

FSP(fission surface power)是美国经过充分研究论证的一种空间堆。为研究FSP系统的瞬态特性,对FSP系统各部件进行建模,并编写相关程序。该程序对系统稳态工况进行仿真,计算结果和稳态设计值符合良好。该程序对反应性引入以及主泵停止后再启动工况进行了仿真,计算结果趋势合理,证明了模型、建模思想以及建模方法的正确性。结果表明反应性引入时功率以及温度参数的振荡和回路之间温度变化快慢不同有关,且主泵停止后再启动的时间间隔越小越好。该程序可为与FSP相类似的反应堆系统的瞬态分析和安全分析提供参考。     

核电厂辐射监测系统总体结构优化过程及改进方案

核电厂辐射监测系统用于对电厂工艺、流出物及工作场所的辐射监测,确保电厂的安全运行及保护工作人员和周围群众的健康。计算机技术的快速发展,为电厂辐射监测系统实现全数字化创造了条件。从岭澳核电一期、岭澳核电二期到宁德核电,电厂辐射监测系统总体结构发生了巨大的变化。本文针对核电厂辐射监测系统在优化过程中遇到的技术问题及改进方案进行分析讨论。     

基于Flowmaster的中国实验快堆汽轮机组仿真研究

汽轮机组在中国实验快堆(CEFR)三回路中承担了将热能转换为电能的重要作用,但自安装以来,未在40%P0(P0为满功率)以上工况下运行,故需对其进行必要的仿真模拟。本文根据CEFR中汽轮机组的实际模型,通过Flowmaster仿真平台建立了汽轮机组的仿真模型。利用该模型,得到了满功率运行工况下的稳态结果,该结果验证了设计参数。同时,完成了由满功率到40%P0工况下的瞬态仿真模拟,验证了汽轮机组的部分性能和运行情况。仿真结果表明,利用Flowmaster建立的仿真模型运行情况基本符合设计要求,并为实际运行提供了一定的参考价值。该模型对后续验证快堆三回路其他系统的仿真模型具有一定的参考意义。     

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。     

核电汽轮机热力系统的主导因素变工况建模方法研究

核电汽轮机土要工作在湿蒸汽区，确定其热经济性的难点在于蒸汽干度的确定。为避免这一难题，本文提出了将机理建模与对象实际运行数据相结合的“主导因素”建模方法，即以描述机理过程的理论公式为主体，通过分析实际运行数据与理论公式的偏差，提炼出在大负荷范围内影响偏差的主要因素及其与偏差的函数关系仿真计算结果表明，该方法能够比较准确的描述对象系统的运行工况。     

基于RELAP5的核动力装置故障诊断数据源研究

为解决故障状态下的核动力装置数据源问题,本文建立了核动力装置一、二回路系统的模型,选择秦山一期核电站为对象,利用RELAP5对蒸汽发生器U型管破裂进行计算.通过结果分析可知所建立的模型节点划分是合理的、数据卡编制准确,基于该模型产生的数据可信.将开发的数据与基于神经网络的故障诊断系统联调,诊断测试结果表明数据准确、充分,可以为核动力装置的故障诊断系统的研究提供数据支持.     

Development of nuclear power plant real-time engineering simulator

A nuclear power plant real-time engineering simulator was developed based on general-purpose thermal-hydraulic system simulation code RELAPS. It mainly consists of three parts: improved thermal-hydraulic system simulation code RELAP5, control and protection system and human-machine interface. A normal transient of CHASHMA nuclear power plant turbine step load change from 100% to 90% of full power, was simulated by the engineering simulator as an application example. This paper presents structure and main features of the engineering simulator, and application results are shown and discussed.     

CPR1000全厂断电事故瞬态特性分析

用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路系统进行整体建模,分析全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性,并将RELAP5模型计算结果与THEMIS程序的计算结果进行对比,二者符合得较好。计算结果表明：该模型可较准确地模拟CPR1000在事故下的热工水力特性。     

核电站工程模拟器中的RELAP5建模

文章涉及数值反应堆系统(DRS)组成部分之一的核电站热工水力模块的PELAP5建模方法。建模分为:RELAP5源程序的改造;利用原始RELAP5进行电厂的常规建模;利用改造后的RELAP5进行电厂的特殊建模。该电厂模型构造方法不仅可动态采集RELAP5模型节点上的参数,且可动态控制节点上的部分参数,满足核电站工程模拟器的要求。     

RELAP5堆芯功率计算模型的扩展

为了更好地将反应堆热工水力最佳估算程序RELAP5应用于分析控制棒控制的反应堆堆芯的功率瞬变过程,堆芯功率计算模块除保留原程序中使用的点堆中子动力学模型外,还必须向轴向一维中子动力学模型进行扩展。本文通过在现有轴向一维物理程序基础上进行改造和开发,实现了RELAP5程序与一维物理程序的耦合,并且通过例题验证了耦合的正确性。     

AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析

AP1000是目前国际上典型的“三代”非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二回路的压力和温度呈现波动变化,一回路压力最大值为17.13 MPa,低于设计压力的91%,主蒸汽系统的压力也低于设计值的91%,满足验收准则的要求。     

Modelling of a supercritical CO2 power cycle for nuclear fusion reactors using RELAP5–3D

A supercritical recompression CO₂ power cycle has been simulated using the system code RELAP5–3D. This code is being developed by INL and has traditionally been used in the simulation of operational and accidental transients in fission nuclear plants. The aim of the work presented here, developed within the framework of the Spanish Fusion Technology Program Consolider TECNO_FUS, is to take advantage of the simulation capabilities of RELAP5–3D in a field where little if any experience exists in the use of the code; i.e., the simulation of the heat fluxes and the thermodynamic cycle that, in a fusion power plant, will convert thermal power from plasma into mechanical power as a previous step to electricity generation. Code capabilities that make it suitable for this purpose are, for instance, the compressor model and the libraries of fluid properties (among them CO₂ and LiPb).The reference plant for the simulation is the one being designed under TECNO_FUS, which is the Spanish proposal for DEMO. The model of the plant includes the primary coolant systems, i.e. helium and LiPb in the Spanish dual coolant modular design (doble refrigerante modular, DRM), compressors, turbine and heat exchangers (Printed Circuit type).After the model has been set-up, several steady-state calculations have been run to test the performance of the model. After designing some minimal control features and adjusting their parameters, a few transient calculations have been run in order to demonstrate the capabilities of code and model. Finally, strengths and weaknesses of code and model are highlighted, along with some conclusions on their suitability for fusion technology applications.     

ACME试验台架典型小破口工况试验及数值分析

对我国首个大型非能动堆芯冷却系统整体试验台架（ACME）中的典型小破口事故进行了试验及数值分析。分析结果表明：在ACME上开展的典型小破口试验,其事故序列及试验现象符合预期;RELAP5数值分析的主要结果能较好地反映试验现象,与试验结果吻合良好;堆芯棒束区相间摩擦模型的选用对堆芯坍塌液位的计算有较大影响,在不同阶段选用不同的模型可使计算结果更好地与试验值相匹配。     

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。