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压水堆核电站堆芯集中参数模型的微机仿真

引言随着我国核能的进一步开发利用 ,利用计算机仿真核电站反应堆动态过程和事故发生后各部分的瞬态特性并进行安全分析和评价就显得非常重要。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 ,开发了如 :REL AP5、RETRAN、TRAC等大型程序。但这些程序物理模型复杂、结构庞大 ,需要在大中型计算机上才能运行 ,且计算费用巨大。我国在微机仿真方面也进行了大量研究 ,但在控制系统仿真及辅助设计方面 ,还未见较成熟的研究成果和系统软件。本文对压水堆核电站堆芯集中参数模型微机仿真进行了研究讨论。1 压水堆核电厂堆芯集中参数模型核电厂的运行是一个复杂的物理、热工过程。下面所说的数学模型都是集中参数数学模型。所谓集中参数数学模型就是把每一部分参数仅作为时间函数 ,使模型大大简化 ,又能满足对核电厂稳定性研究以及控制系统的定性研究和形象化演示。反应堆堆芯控制系统方框图如图 1所示。图 1 反应堆堆芯控制系统方框图1 ....  (本文共4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>>

《中国原子能科学研究院年报》2016年00期
中国原子能科学研究院年报

环形燃料先导组件堆芯物理性能分析研究

环形燃料组件是一种经济性和安全性前景极好的新型燃料元件,为了验证环形燃料组件的设计与实际性能,需开展环形燃料先导组件堆内辐照实验。应用堆芯燃料管理程序包CMS(CAS-M05、CMSUNK5和SIMULATES)设计4组环形燃料先导组件导人秦山二期平衡循环堆芯,让其在堆芯辐照3个循环.研究分析环形燃料先导组件的堆芯物理性能以及实心燃料与环形燃料在堆芯的相容性,推进环形燃料入商用反应堆试验及实际应用。秦山二期反应堆到第6循环已达到平衡换料,所以从第6循环开始装人环形燃料先导组件,这些先导组件将经历从第6循环到第8循环的堆芯燃耗考验。先导组件在堆芯的布置位置综合考虑了以下因素:1)满足对称条件;2)避开控制...  (本文共2页) 阅读全文>>

《原子能科学技术》2015年S1期
原子能科学技术

快堆假想堆芯解体事故程序研发

日本福岛事故后,反应堆严重事故的研究已成为国际上重要的研究内容。严重事故中的假想堆芯解体事故是假设在事故工况下,堆芯温度升高,堆芯钠冷却剂气化,且堆芯冷却剂在压差的驱动下排出堆芯,导致堆芯完全丧失冷却剂。堆芯中部温度达到熔点后首先开始融化,随后流入堆芯下部,并在此处聚集。以最保守的方式假设上部堆芯整体在重力作用下落入下部堆芯,从而以最大速率引入正反应性,导致反应堆瞬态超临界、功率激增并最终导致堆芯解体[1-3]。目前,国际上对堆芯损伤事故的研究主要使用两种方法:1)以B-T(Bethe-Tait)理论为基础的假想堆芯解体事故,该方法通过较为保守的假设,将假想堆芯解体事故的过程最大限度地简化,在保证计算结果基本符合实际情况的条件下最大限度地缩短计算时间和减少参数需求,计算结果主要用于设计初期为反应堆堆芯安全设计及安全壳包容能力设计提供设计条件[4];2)以SIMMER和SAS软件组合为代表的堆芯解体事故,该方法是目前国际上普遍采用...  (本文共5页) 阅读全文>>