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。      

脉冲堆弱源点火实验的蒙特卡罗数值模拟

本文采用广义半马尔科夫过程模拟方法模拟了在Caliban脉冲堆、Godiva-Ⅰ和Godiva-Ⅱ脉冲堆上开展的超临界点火实验。得到爆发脉冲等待时间概率分布,以及与脉冲堆爆发脉冲过程相关的各种物理量的概率分布,如裂变率、缓发中子出射率等。模拟得到的爆发脉冲等待时间概率分布与实验结果符合,所得到的相关物理量自洽,且对于理解脉冲堆点火实验的随机现象提供了参考。通过本文的工作,验证了广义半马尔科夫过程模拟方法在模拟弱超临界系统随机中子场时间演化方面的适用性和正确性,该方法可以应用于超临界事故评价和分析。     

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。     

脉冲堆功率调节系统动态特性分析

脉冲堆功率调节系统动态特性的分析,对调节系统的优化设计很重要,对脉冲堆功率调节系统的调试和运动也很有参考价值。本文给出了脉冲堆功率调节系统动态特性仿真结果,并给予简要分析。     

船用堆自动棒动态反应性Simulink仿真模块设计

船用堆运行中功率频繁、剧烈变化需要自动控制棒频繁调节。针对该特点及现有反应堆系统微机仿真程序存在的控制棒反应性描述不合理、不准确的问题,设计了船用堆自动棒动态反应性Simulink仿真模块。该模块作为船用堆物理热工参数快速计算Simulink程序的子模块,应用于船用堆典型动态过程仿真表明：该模块能够模拟动态过程中的自动棒棒位和相应的动态反应性,适用于船用堆物理热工参数快速计算,对船用堆动态过程的仿真和物理热工参数快速计算有重要意义。     

一种新型核动力堆 气缸式气态堆芯动力堆

《美国核学会1980年度年会汇刊》刊登一篇文章,题目是“一种新型核动力——堆脉冲式气态堆芯系统”,摘译如下:美国佛罗里达大学对一种新型核动力堆系统进行了研究,据称这种反应堆实际上是一个脉冲式气体发生器(简称 PGG )。该大学预言了这种堆系统的中子物理学特性,分     

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。      

基于网络的10MW高温气冷堆仿真系统

仿真系统基于计算机网络环境,可对10 MW高温气冷堆(HTR 10)的堆芯、主回路系统和蒸汽发生器等部件进行分析计算,模拟稳态和瞬态过程,并以图形界面动态显示仿真过程。同时可对仿真过程进行回放,对仿真数据结果进行分析并以二维、三维图形显示。该仿真系统不仅对高温气冷堆的工程设计、安全分析和人员培训有重要作用,且可对HTR 10主控室的操作人员进行现场支持及各项研究提供帮助。     

采用虚拟场景技术的高温气冷堆仿真系统研究

仿真系统对10 MW高温气冷堆的堆芯、主回路系统和蒸汽发生器等部件进行分析计算,模拟稳态和瞬态过程。采用虚拟场景技术,按高温气冷堆的实际结构建立三维虚拟场景,用户可在虚拟场景中漫游观测,实时查看仿真计算状态;同时可对仿真数据结果进行分析并以二维、三维图形显示。该仿真系统不仅对高温气冷堆的工程设计、安全分析和人员培训有重要作用,且可以对HTR-10主控室的操作人员进行现场支持及各项研究提供帮助。     

快中子脉冲堆弱源爆发脉冲实验理论研究

我们在应用Hansen理论研究快中子脉冲堆弱源爆发脉冲实验时发现,理论与实验结果差距非常大。对此,我们分析了原因,然后从求解系统中子数概率分布函数出发,研究和求解了系统有限长裂变链的期望值,给出了有限长裂变链期望值的求解方法和基本形式,讨论和定量计算了Godiva-Ⅱ和CFBR-Ⅱ脉冲堆有限长裂变链的期望值。然后研究了有限长裂变链导致缓发中子先驱核增值行为,结果表明,在等待爆发脉冲期间缓发中子数可发生数倍的变化。最后,在两种不同的物理假定下,对Hansen模型给予了改进。改进后的模型可以较理想地模拟Godiva-Ⅱ和CFBR-Ⅱ两个脉冲堆的实验结果,表明结果是可信的。     

压水堆重反射层堆芯核热耦合高精度计算分析研究

重反射层的应用可提高反应堆中子经济性,其结构和中子吸收特性均与压水堆常规围板/反射层差异较大,因此对核设计程序的计算分析能力提出了新的要求。为分析重反射层建模方案对堆芯中子学计算结果的影响,使用先进中子学程序SCAP N和确定论堆芯高保真模拟程序NECP X对压水堆重反射层问题进行了高保真模拟,分析了5种反射层建模方案下计算结果的差异,并将高精度计算结果与商用核设计程序系统进行了对比。数值结果表明,重反射层水洞内冷却剂温度变化对计算结果影响较小;相较精确建模方案,重反射层铁水打混建模方案造成的反应性计算偏差在±30 pcm以内、组件相对功率分布计算偏差在±2%以内。     

核反应堆堆芯功率模糊切换控制系统开发及应用

为利用不同类型控制器的性能优势,基于堆芯模糊多模型,利用比例-积分-微分（PID）控制器和模糊控制器,结合T-S型模糊规则设计模糊切换控制器。以三里岛核电站压水堆堆型堆芯为例,建立一套堆芯功率模糊切换控制系统并开展仿真研究。结果表明,与传统PID控制器相比,所设计的堆芯模糊切换控制器更适用于堆芯反应性阶跃扰动和堆芯冷却剂进口温度阶跃扰动下的堆芯功率控制。      

Modelica仿真技术在气冷式微型反应堆中的应用

相比传统大型核电厂,微型反应堆各系统功能间紧密耦合且相互制约,传统的分专业解耦设计模式难以应对,需开展全范围的系统仿真。采用Modelica语言建立了气冷式微型反应堆的系统仿真模型,以未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）事故为例开展事故分析计算,并与专业堆芯安全分析结果对比,结果表明反应堆功率变化趋势较为一致,且ATWS事故后仅依靠堆芯温度升高引入的负反应性可实现停堆。本文研究方法为气冷式微型反应堆的全系统建模仿真打下了坚实基础,也为其他类型反应堆的系统建模仿真提供了很好的借鉴作用。      

用分子动力学方法研究反应堆堆芯熔化机理

用分子动力学方法数值模拟了反应堆发生堆芯熔化严重事故时,熔化后的熔融金属颗粒从燃料组件上脱落,并落到下管板上,随后继续变形和延展这一过程.通过对此过程物理机理的计算与描述,计算出液滴颗粒的形状及其变化过程,从而揭示、研究堆芯融化严重事故下反应堆堆芯熔化后的力学机理.     

压水堆核电站堆芯集中参数模型的微机仿真

阐述了PWR核电站堆芯的模型化问题,提适用于微机仿真的核电站堆芯的物理数学模型,将核电站堆芯分为三大块分别建立模型,中子动力学模块,反应性反馈模块,堆芯热力学模块,建立系统传递函数,运用MATLA仿真,得到良好结果。     

反应堆堆外核测量系统的实时仿真

堆外核测量系统实时仿真是核电厂全范围培训模拟器的重要组成部分。本文给出一种基于测量原理的功能仿真处理方法,利用堆芯物理仿真计算出堆芯中子通量密度．建立了堆外核测量值与反应堆内三维中子通量密度分布之间的拟合公式．根据反应堆物理计算或功率刻度实验确定拟合系数．可以实时准确仿真堆外核测量系统,满足核电厂全范围培训模拟器的要求．     

基于频域法的核电站堆功率调节器的设计

堆功率调节系统是核电站反应堆控制的核心。本文以反应堆为对象,建立堆功率调节系统仿真模型,采用频域法设计核电站堆功率调节器。该方法相对于传统PID控制结构,具有设计步骤清晰、简单,以及更加宽泛的工业控制要求等优点。仿真结果表明,该方法跟踪调节性能好、鲁棒性强,能消除不可测干扰,对反应堆参与电网调峰具有现实意义。     

模型预测控制在压水堆堆芯功率控制中的应用

在压水堆核电站中,堆芯功率的自动控制难以实现。将模型预测控制方法应用于压水堆堆芯,以实现堆芯功率的自动控制。堆芯功率自动控制模型的建立是以反应堆堆芯模型和模型预测模型为基础的。反应堆堆芯模型包括中子动力学模型、热工水力学模型和反应性模型,模型预测模型以状态空间形式表述。为评估所设计的基于状态空间的模型预测控制系统的性能,设计了堆芯功率控制仿真实验。模拟结果表明:所设计的控制方法能快速、准确地控制堆芯功率,跟踪负荷变化。     

基于统计抽样的压水堆燃料组件性能分析不确定度量化研究

为能在给出数值模拟结果的同时提供置信区间,本文开展了压水堆燃料性能分析、组件燃耗和热工水力学分析计算的不确定度量化研究。采用西安交通大学自主开发的不确定度分析程序平台NECP UNICORN,分别耦合了轻水堆燃料性能分析程序FEMAXI、压水堆群常数计算程序NECP Bamboo Lattice和热工水力子通道程序CTF。首先针对不同物理过程的特点,分析需要考虑的不确定度来源。然后针对核数据协方差矩阵稀疏且不满秩的特点,应用COST方法以减少样本量。结果表明,对于燃料性能分析,边界条件、几何参数和材料性质对燃料中心温度有显著影响。对于燃耗过程,核数据和几何参数对特征值、功率分布、两群常数和核子密度的不确定度有显著影响。对于热工水力分析过程,边界条件、几何参数和模型系数对冷却剂温度和包壳温度的不确定度有较大影响。针对每种物理场,分别量化其输入输出参数的不确定度,对于后续量化复杂系统多物理耦合过程的不确定度具有重要意义。     

Challenge of PWR new core design simulation: A focus on uncertainties due to nuclear data and reflector modelling

This paper presents a reactor core uncertainty analysis in the framework of the OECD/NEA UAM Benchmark. Three types of uncertainties affecting the predictions of power distribution in the core of a nuclear reactor are discussed: the uncertainties of basic nuclear data, the uncertainties resulting from the use of different simulation tools and those due to approximations in reflector modelling. The contribution of nuclear data uncertainty on the power distribution of a UOX and a MOX core is assessed with the XSUSA tool. Overall, the results obtained with different tools in both institutions are in good agreement, showing that the power distribution uncertainty due to the use of different simulation tools is much lower than the one due to nuclear data, which is a large contributor. Lastly, the paper presents preliminary work showing the relevance of reflector modelling on the uncertainty of the power distribution at nominal conditions as well as on an asymmetrical case representative of accidental conditions.