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。      

模块式高温气冷堆核电站设计特点

模块式高温气冷堆具有安全、灵活、可靠、经济性好的优点,受到核技术先进国家的重视。本文着重介绍了美国新近推出的模块式高温气冷堆核电站的设计特点和安全特性。     

模块式高温气冷堆核电站的运行特性研究

球床模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)由于具有多个模块，运行特性比单堆电站更复杂。利用集总参数方法建立了HTR-PM的动态模型，并利用该模型对电站的运行过程进行了仿真。升功率运行的仿真结果表明，蒸汽温度严重偏离了正常允许值。设计了1个基于蒸汽温度的简单控制器，仿真结果表明，该控制器能很好地对电站进行运行控制，结果令人满意。     

10MW模块式高温气冷试验堆的初步动态分析

文章针对10MW模块高温试验堆的主要设计基准事故,完成了初步的动态分析,所涉及的事故划分为四类:失压事故、失去主热阱事故、蒸发器传热管破裂和反应性引入事故。动态分析结果表明,该模块高温试验堆具有固有的事故安全性。失冷和失压工况下,由导热、辐射和自然对流等被动传热机制能将剩余发热安全地传出反应堆。当出现反应性引入或ATWS事故时,籍助负反应性温度系数,反应堆将自动停堆。在所研究的全部事故工况下,产生的燃料元件最高温度不超过970℃,远低于高温气冷堆的温度限制。     

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。     

模块式高温气冷堆电站在我国的发展前景

本文简要地介绍了模块式高温气冷堆(MHTGR)的发展情况和特点,并依据重庆MHTGR电站独立可行性研究结果,对我国建设该种核电站的必要性、技术能力和经济性作了评价,分析了困难及其解决途径,阐明了中外合资方式的重要性、可能性及已取得的进展。     

模块式高温气冷堆三维中子动力学计算分析

模块式高温气冷堆是国际上公认的安全性好、发电效率高、用途广的先进堆型。本文研究开发了三维圆柱几何堆芯多群中子动力学改进准静态方法模拟计算程序。对给定的模块式高温气冷堆堆芯物理模型进行了模拟计算。初始状态下,该程序计算结果与中子扩散程序CITATION吻合很好。动态情况下,模拟了堆芯反应性、堆芯相对功率以及堆内r,z网格上各群点中子注量率三维分布随时间的变化,计算结果与理论分析一致。     

高温气冷堆二回路加药系统工艺优化及自动控制方法研究

目前高温气冷堆（HTGR）的二回路水质指标无相关的成熟标准可以参考,加药控制指标也没有标准。本文通过对HTGR二回路的材质和运行工况的研究,参考压水堆（PWR）和火电直流炉的运行经验,确定二回路给水pH值控制标准在9.5~9.8之间,联氨的控制标准在80~120 μg/L之间可以使二回路取得较好的防腐效果;针对HTGR二回路加药系统设计现状,对加药系统设计工艺提出了优化和变更方案,用联氨表代替溶氧表,用电导率计算pH,避免了溶氧表和pH表的滞后性和不稳定性;最后,通过控制方法的改进,实现HTGR二回路加氨和加联氨系统的全自动精准控制。      

模块式高温气冷堆的固有安全特性

通过对高温气冷堆安全特性的研究,简要分析了高温气冷堆阻止放射性释放的多重屏障、反应性瞬变的固有安全性、非能动的余热排出系统及其他安全特性,从而表明高温气冷堆具有固有安全性的特点。     

核动力二回路系统优化设计

二回路系统是船舶核动力装置的重要组成部分,其重量和尺寸是影响核动力装置合理布置的重要因素。随着船用核动力装置大功率、高推进速度的发展趋势,二回路系统重量和体积进一步增加,对核动力设备的设计安装带来困难,并严重影响船舶的机动性。本工作建立了二回路系统的数学模型,开发了相应的计算程序,并对影响二回路重量的设计参数进行了敏感性分析。以二回路重量最小为目标和在给定的约束条件下,采用混合粒子群算法对二回路系统进行了优化设计。研究结果显示,采用优化方案后,二回路系统重量减小了7%。最后对计算结果进行了分析,指明了二回路系统优化设计的方向。     

金属核燃料系统瞬态特性分析研究

本文结合点堆动力学方程、非稳态传热方程和线弹性运动微分方程,开发了适用于金属核燃料系统的瞬态特性分析程序STAC。利用STAC程序对美国Godiva-Ⅰ瞬态实验装置进行了模拟,得到了该装置的裂变率、反应性和温度随时间的变化。STAC程序计算结果与Godiva-Ⅰ装置的实验结果较为一致,验证了STAC程序的准确性。     

核动力堆热功率跟踪系统的自校正模型算法控制

针对核动力堆控制系统这一带不确定参数及干扰的复杂非线性系统 ,本工作用自校正模型算法控制原理提出了一种动力堆热功率跟踪控制的方法。该方法克服了一般多步模型算法控制律所存在的由于模型估计不准或模型参数大幅度变化引起系统动态特性和控制质量变坏的缺点。通过仿真 ,将本方法与一般多步模型算法控制相比较 ,结果证明了该方法可使系统具有更强的鲁棒性和更好的动态品质。     

核动力堆热功率跟踪系统的多步模型算法控制仿真研究

动力堆控制系统是一带不确定参数及干扰的复杂非线性系统,采用常规的古典控制很难保证其势功率精确跟踪负荷的变化。本工作利用系统开环脉冲响应序列建立了一非参数模型,并应用多步模型算法控制原理提出了一种动力堆热功率跟踪数字控制方法。该方法跟踪调节性能好、鲁棒性强、能消除不可测干扰。通过仿真检验和调试证明了该方法的正确性和有效性,并实现了热功率-负荷的高精度匹配。     

基于神经网络的核动力一回路专家系统故障诊断

建立了一种将专家系统融入神经网络的故障诊断模型。通过研究产生式规则的特性,提出了二元与式规则,并将其应用到神经网络的二进制编码中,实现了二者的有效结合。推理算法采用正向神经网络推理,避免了知识的冲突,同时推理过程中保存神经网络的中间结果,使诊断过程可得到追踪。仿真实验结果表明,该方法具有较低的误诊率,能满足实际故障诊断的需求。     

核电站控制系统可视化模化与仿真研究

研制了面向控制系统结构图的可视化模化平台 ,并采用离散相似法对所建立的控制系统数学模型进行求解 ,从而方便、快速、准确地模化和仿真核电站控制系统 ,取得了十分满意的效果。此项工作对核电站控制系统设计和分析的研究工作具有很好的参考和实用价值。     

核电厂给水流量控制系统在线仿真技术研究

本文建立了核电厂给水流量控制系统的一种在线仿真系统,并对核电厂在线仿真关键技术进行了研究,为进一步开展核电厂事故风险在线预测与诊断研究提供重要借鉴意义。     

压水堆核电机组二回路热力系统经济性诊断理论的研究

利用加热单元和单元进水系数的概念,经过详细的理论分析和数学推导,提出了压水堆二回路各级抽汽的热工转换系数,利用该系数得出了压水堆二回路的热力系统经济性诊断的定量数学模型。并通过实例计算验证了本文所提出方法的准确性。     

船用核动力装置专家系统技术研究

以船用核动力装置为研究对象 ,建立了运行在仿真机上的全工况核动力装置运行仿真系统。利用智能专家控制理论 ,建立了能够管理整个装置运行的 ,能对典型运行故障进行检测与诊断的管理运行专家系统。此系统在出现故障时能及时调用知识库专家知识进行专家推理 ,分析核动力装置控制实际运行中典型故障产生的原因及解决方法、故障诊断处理具有实时性 ;利用神经网络理论 ,建立了神经网络故障检测与诊断专家系统 ,此系统将不断检测核动力装置各系统 ,并根据检测数据给出故障诊断结果。结果表明 ,在核动力装置三层智能控制结构下 ,利用神经网络故障检测与诊断专家系统对船舶核动力装置可能的运行故障进行险测与诊断 ,利用运行管理专家系统对核动力装置进行运行管理 ,提高了船用核动力装置的运行性能。所进行的专家系统研究对船用核动力装置的安全运行具有一定的指导意义     

核动力一回路系统双目标优化设计

本文编制了一回路系统数学模型评价程序,讨论了热工及结构参数的变化对一回路系统重量、体积的影响,利用自主开发的混合粒子群算法对一回路系统的重量、体积进行双目标优化。计算结果显示,采用优化策略后,一回路系统总重量和总体积分别减小了12.75%与13.69%,优化结果显著。