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压水堆核电站运行堆芯物理过程的PC仿真

1 引 言 核电站微机仿真工作站(NPSWS)是国家“八五”重点科技攻关项目,利用微机仿真核电站动态过程、核事故后各部分的瞬态特性,并进行安全分析和评价非常重要。作为反应堆安全审批和事故分析的主要工具,国外已进行了大量的分析研究,开发了RELAP5、RETRAN、TRAC等大型程序。我国目前正在进行相关的研究工作,本文就该问题进行了初步的探讨。 2 压水堆核电厂堆芯部分物理数学模型 核电厂的运行是一个复杂的物理、热工过程。为简化问题,本文做如下假定:①以下所说的数学模型都是集总参数模型,即把每一组成部分的动态特性集中表示为一类参数,并作为时间函数;②临界堆芯采用点堆模型;③堆芯的热传递过程等效为一根元件棒的传热过程。 反应堆堆芯控制系统方框图[1]如图1。 2.1 临界堆芯中子动力学模型 6组缓发中子动力学方程如下[2] : -=+-==iiiiiiictnlttcctnltttnlblbr)(d)(d)()(d)(...  (本文共5页) 阅读全文>>

《核科学与工程》2002年03期
核科学与工程

简谐海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力分析

1 引 言影响船用压水堆运行的海洋条件可以归纳为左右摇摆、前后摇摆、上下起伏、倾斜等。在海洋条件作用下 ,冷却剂系统的流动阻力、流量等参数会发生变化 ,从而影响堆内功率和温度分布 ,特别当反应堆处于自然循环工况时更是如此。堆芯冷却剂系统的左右摇摆将影响到冷却剂系统自然循环的驱动压头和堆芯释热率 ,进而影响到堆芯冷却剂系统中的自然循环能力。此外堆芯冷却剂系统的摇摆必然增强冷却剂对燃料元件外表面的横向冲刷 ,造成元件表面对流放热系数的变大 ,使燃料元件的放热能力增强。本文根据日本“陆奥”号核动力船的结构和运行参数 ,通过建立理论分析模型、进行数值模拟和仿真 ,研究了在左右摇摆的海洋条件下 ,压水堆系统低功率自然循环工况的特性。2 系统简化及理论模型堆芯冷却剂系统由反应堆压力容器和两条对称的环路组成。每个环路都被划分为 8个区段。为了计算摇摆条件下流体所受的惯性力分量 ,根据系统内流动通道的走向划分了管段。左右环路各有 9个 ,还有共...  (本文共6页) 阅读全文>>

《核动力工程》2002年S1期
核动力工程

遗传算法在压水堆核电厂低泄漏换料堆芯装载方案优化中的应用

1 前言 在核电厂反应堆堆芯换料设计中,堆芯装载方案是与核电厂的安全性和经济性息息相关的。达到最优化的堆芯装载在安全性方面体现为堆芯可利用安全裕量增加,在经济性上则体现为延长循环长度,降低燃料成本。然而,堆芯优化装载方案的搜索是一项十分费时费力的工作,人工搜索换料堆芯装载确定一个方案需要很长时间,而所得到的方案通常都不是最优的,其主要原因是工程师们的经验、思维方式和时间限制等造成的。 数值解析法在过去的30年中一直是该领域研究的主要方法。数值解析法的优点是能够得到严格的解析解,但是,该方法要求将堆优化装载的约束条件和目标表示成函数形式,而在实际应用中,由于换料堆芯可利用燃料的燃耗、富集度等参数实际上是一系列离散值,因此很难将目标和约束条件表示成函数式,即使表示成函数式也是近似的,并且不具有理论计算方法所要求的连续、可微等性质。因此虽然人们基于该方法在堆芯优化装载方面做了许多工作,也实现了一些软件系鲥”,然而实际应用效果与人们预期...  (本文共5页) 阅读全文>>

《原子能科学技术》2017年03期
原子能科学技术

模型预测控制在压水堆堆芯功率控制中的应用

核能是清洁能源之一。近年来,随着核能的迅猛发展,核电站的安全问题也日益突出。堆芯功率的有效控制是核电站安全的重要保障。现今,在核电站中,PID控制仍是普遍采用的堆芯功率控制方法。虽然PID控制方法具有很多优点,但是现实传统的PID控制方法并非那么有效。随着人们对核电站安全要求的提高,传统的PID控制方法难以快速、有效地控制堆芯功率,以跟踪负荷变化[1]。已有研究将几种控制方法应用于堆芯功率的控制,如模糊理论控制方法[2]、神经网络控制方法[3]、鲁棒最优控制系统[4]、智能控制系统等。这些研究取得了喜人的成果,但压水堆堆芯具有非线性的特点,并且核反应堆既具有敏感性又具有时变特性,堆芯功率难以得到有效控制。因此,将其他控制方法应用于压水堆堆芯以实现堆芯功率高效、准确的控制是有必要的。本文采用模型预测控制(MPC)方法对堆芯功率进行控制。MPC系统是一种基于被控对象模型的控制系统。通过预测模型、滚动优化和反馈校正,MPC系统得出系统...  (本文共5页) 阅读全文>>

《科技创新导报》2017年09期
科技创新导报

充硼堆芯的临界试验研究

该试验所使用的数字反应性仪基于逆动态方法跟踪堆芯在临界状态附近的动态反应性,可通过在控制台上微调控制棒,监测反应性仪可视化界面的反应性曲线变化,最终确定堆芯处于临界状态(反应性ρ=0)。数字反应性仪采用γ补偿电离室将中子计数转换成电流信号进行记录并处理。该试验的目的是完成充硼试验,在逐渐增加堆芯硼浓度的过程中,可利用数字反应性仪给出不同硼浓度状态下堆芯的临界棒位。1方法原理1.1逆动态方法测量反应性该试验主要利用数字反应性仪对堆芯进行反应性测量,而数字反应性仪基于逆动态方法,逆动态方法的原理如下:由点堆动力学方程(1):(7)(8)(7)(8)(7)(8)(7)(8)??????-(43)?(28)?(10)(43)?-?(28)?)t(C)t(Ndt)t(d Ct t CNtdttd Niiiiii其中:N(t)为t时刻堆内的平均中子密度,ρ(t)为t时刻的反应性;β为缓发中子的总份额,iβ为第i组缓发中子的份额;Λ为中子代时...  (本文共4页) 阅读全文>>

《核电子学与探测技术》2017年02期
核电子学与探测技术

堆芯燃料组件抗震分析简化模型研究

堆芯燃料组件作为核电厂反应堆中的重要部件,其功能是在反应堆运行时为冷却剂提供适当的流道,将燃料芯块产生的热量带出,以保证堆芯的冷却。燃料组件结构关系到反应堆运行的安全性和可靠性,是核安全相关部件,属于抗震Ⅰ类部件。因此,需要对燃料组件的抗震性能进行分析计算,验证其在地震工况下功能和结构的完整性。本研究针对在核电厂审评校核计算中所遇到的问题,结合相应规范的评价要求,建立堆芯燃料组件的简化模型,并通过相应的时程分析计算,对堆芯燃料组件的抗震性能进行研究,为日后堆芯燃料组件结构的抗震性能分析校核计算提供参考。1燃料组件结构概述通常,堆芯燃料组件主要由燃料棒、导向管、仪表管、格架、上管座以及下管座等结构组成。其中仪表管位于燃料组件的中心位置,可为堆芯中子探测器提供插入通道。导向管可为控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件或阻力塞组件提供插入通道,具体结构如图1所示。燃料组件被垂直地安装在反应堆压力容器中,并直立在堆芯下板上。堆芯下板上设置...  (本文共4页) 阅读全文>>