基于“全局-局部”搜索的核反应堆运行孪生反问题求解

反应堆运行孪生在反应堆运行过程中为反应堆提供实时的参数和物理场估计,为后续相关安全参数计算提供输入。反问题求解是反应堆运行孪生的核心模块,是确保运行孪生参数和物理场估计的实时性和准确性的关键。当前的运行孪生反问题求解方法依赖于初始参数的估计,其估计精度直接决定数字孪生的精度。为了提高运行孪生反问题求解精度和计算效率,本文提出了“全局-局部”搜索(GLS)的反问题求解方法。对基于华龙一号构建的反应堆运行孪生进行了测试,考察了观测量无噪声和有噪声时反问题求解的精度和计算效率。结果表明,此方法可为反应堆运行孪生提供实时准确的参数和物理场估计,为工程实践打下了基础。

新型核反应堆用氢化钇慢化材料关键性能概述

由于各种功能灵活、安全高效的多用途反应堆技术的快速推进,以高温高压水为中子慢化材料的传统方案已不能满足新型反应堆对高温和结构紧凑的设计要求。金属氢化物,尤其是氢化锆和氢化钇,具有适用温度更高、体积更小、使堆芯布置更灵活等优点。同时金属氢化物与纯水和液态氢气相比具有同等甚至更高的氢原子浓度,其慢化性能更优越。因此,成为高温慢化材料的重点研发对象。本文概述了氢化钇的关键性能,同时与氢化锆进行了简要对比。相比氢化锆,氢化钇具有高温稳定性好、导热性高、热膨胀率不存在相变和适用的温度更高的优点,可满足高温的堆芯设计要求,在新型紧凑型反应堆技术中表现出较大的应用潜力。

华龙一号反应堆冷却剂系统抗震设计关键技术

华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评价等方面开展了关键技术研究,建立了一套抗震能力提升的策略,完成了华龙一号反应堆冷却剂系统抗震优化和评估工作。相关技术已在华龙批量生产堆型中得以应用。

核反应堆仪控系统软件验证与确认过程研究

仪控系统通过软件程序和硬件设备对核反应堆进行监测、运行以及安全保护,对核安全具有重要作用。为保证仪控系统中软件的安全性、可靠性,需要在软件生命周期过程中,开展验证与确认工作。论述了在核反应堆仪控系统软件开发过程中需要定义的验证与确认阶段,对每个阶段验证与确认的活动、输入、输出进行定义,以指导软件验证与确认工作的有效实施。

核反应堆物理计算数据同化研究进展

为了更全面深刻地认识用于核反应堆物理计算中的数据同化理论,介绍了数据同化在反应堆物理领域的两大应用方向,即最佳参数估计和物理场重构。详细分析了基于模型降阶的数据同化理论,包括模型降阶理论基础和基于本征正交分解的模型降阶;分别介绍了广义经验插值法和稳定格式本征正交分解,并给出了部分数值结果。讨论了反应堆物理领域中开展不确定度分析和量化的相关工作进展。此外,为了进一步确保数据同化结果的精度和可靠性,强调了不确定度分析的重要性并对其进行介绍。分析表明:基于模型降阶的数据同化方法具有计算效率高、精度高的优点,是核工程领域数据同化的新兴发展方向。

核反应堆数字化仿真验证系统的研发

本文建立了核反应堆数字化仿真验证系统的总体设计方案,基于RELAP5程序开发了热工水力仿真模型,采用Matlab/Simulink工业组态软件构建了控制系统仿真模型,采用自主开发的ModelTool组态工具开发了仪控操纵与人机交互界面,从而构成了核反应堆数字化仿真验证系统。降负荷工况仿真测试结果表明,该系统能够实现核反应堆系统瞬态工况的仿真分析,并可用于仪控系统设计方案的验证与优化。

核反应堆控制系统的鲁棒性分析

本文对核反应堆控制系统的鲁棒性进行了比较分析。通过分别用常规PID控制技术和先进控制技术实现对被控对象反应堆的控制,给出了改善反应堆控制系统鲁棒性的有效途径。

反应堆及一回路健康管理与智能运维支持系统设计研究

为了进一步提升核电厂运行的可靠性与智能化运维水平,进而支撑“无人监控、少人值守”等先进性目标的实现,针对反应堆及一回路系统和关键设备,通过结合先进设备健康管理思想和人工智能等技术,设计并开发了一套集数据采集与储存、状态监测、故障诊断、趋势预测和运维决策指导等功能于一体的反应堆及一回路健康管理与智能运维支持系统,用于实现核电厂关键系统和设备的智能化管理与运维支持。

模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究

模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和系统安全进行研究。在此基础上提出了SMR自动卸压系统优化改进方案,通过对自动卸压系统各级卸压管线的位置和阀门有效面积进行深入研究,并对相关参数进行敏感性分析,提出符合反应堆自身特点的卸压阀门有效面积的优化设计方案,为小型核反应堆的严重事故预防和缓解提供有效的依据和参考。

面向核反应堆计算软件的运行平台设计与实现

提出一种面向核反应堆计算软件的运行平台,采用虚拟化与跨服务器硬件平台的技术使平台能在主流的操作系统上运行;同时开发了适用于堆芯显示与操作的图形库,为用户提供友好的人-机交互界面,提升软件使用效率。该平台目前已成功应用于核电厂堆芯运行支持与燃料规划专用软件包(简称QSICOR)。通过应用研究表明,该平台能提升核设计的效率,有效地解决传统核反应堆计算软件在使用方式上的不足。

核反应堆控制系统的鲁棒性分析

文对核反应堆控制系统的鲁棒性进行了比较分析。通过分别用常规PID控制技术和先进控制技术实现对被控对象反应堆的控制，给出了改善反应堆控制系统鲁棒性的有效途径。

基于数据驱动的反应堆冷却剂系统动力响应敏感性研究

反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆冷却剂系统中主设备位置的土建刚度、主设备支承刚度、支承间隙为输入变量,以主设备接管嘴地震载荷为输出变量,建立反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析模型,利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析研究,通过单因素方差分析(ANOVA)获取输入参数对输出参数的重要度排序,通过相关性分析获得输出变量随输入参数的变化趋势。本文的敏感性分析可以为反应堆冷却剂系统优化设计改进提供定量分析手段与数据支持,相关敏感性分析方法与流程可推广至核动力装置其它系统与设备。

核反应堆反应性测量技术研究

反应性仪用于监测核电站反应堆物理启动、调试、临界运行等工况下的反应性状态,是确保反应堆安全运行的重要设备。本文介绍了一种基于逆动态理论的数字化反应性仪,主要由信号调理器和数据处理器两个部分构成。利用周期信号仪测试该反应性仪的反应性测量精度,并利用该设备在反应堆上开展动态刻棒试验测量控制棒的反应性微分价值。通过测试,该反应性仪能够满足反应堆反应性监测要求,可快速测量控制棒反应性价值,对于提升核电站安全性、可靠性、经济型具有重要价值。

核反应堆堆芯数值计算软件的渐增式集成测试技术研究与应用

在核反应堆堆芯数值计算软件研发和应用过程中,需高效进行持续集成、测试、发布等工作。但由于堆芯数值计算软件具有理论及计算流程复杂,物理量多等特点,采用一次性集成测试存在缺陷的定位较难、测试周期长、调试耗时较长等问题。文章主要研究适用于核反应堆堆芯数值计算软件的渐增式集成测试技术方法,通过采用解耦核心计算模块,再根据计算逻辑逐渐递增集成测试,以解决缺陷定位和调试难度大的问题,并搭建自动化测试框架,可应用于敏捷开发的各测试环节中。现已将本框架应用于自主研发的先进节块法堆芯三维少群中子学计算软件CORCA-3D,进行了三个版本快速测试。

基于核反应堆数值软件运行特性的并行调度技术研究

文章对反应堆一回路研发所涉及的物理、热工、燃料、屏蔽等专业典型软件在高性能计算机下的运行特点进行了分析,并研究了核反应堆计算软件并行计算特征提取及表达方法,进一步建立了核反应堆软件运行并行调度策略库,开发形成了数值计算协同设计系统执行调度模块,包括调度策略库匹配、调度策略执行等功能,一定程度上提升核反应堆计算软件并行运行效率,同时也能提高高性能计算资源的利用率。

基于FirmSys平台的核电厂反应堆保护系统设计

反应堆保护系统用于监测与反应堆安全有关的物理和过程测量参数,确保在发生设计基准事故时自动触发紧急停堆和/或专设安全设施,从而保护反应堆中燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性,限制放射性物质向公众环境的释放。基于FirmSys平台,提出了应用于田湾5^(#)、6^(#)机组核电厂反应堆保护系统设计方案。详细介绍了系统结构、接口、多样性以及故障检测设计,并对保护系统设计方案与标准的符合性进行分析。分析结果表明,该系统设计方案满足单一故障、独立性、多样性、保护动作自动触发等安全设计准则,同时兼顾了电厂运行经济性,可为后续核电厂保护系统设计提供指导和借鉴。

基于核反应堆功率调节系统先进控制策略研究

功率调节系统是核反应堆的重要控制系统之一,对保证反应堆核安全和稳定运行起着极其重要的作用。因此,反应堆功率控制器需要具有较快的响应速度以及较小的参数超调量。对于核反应堆这样高复杂度、时变非线性的对象,现有功率调节系统的PID反馈方法难以取得优良的控制效果,需要更多先进控制策略来实现瞬态运行过程中系统参数的低超调以及较高的负荷跟踪能力。文章研究了国内外具有较强应用经验的先进控制策略,应用于核反应堆系统中均可以一定程度上优化其控制性能,后续可以根据实际模型选择相应的控制策略,实现核功率等参数的精准控制。

核反应堆通风系统理论计算模型及对核电事故缓解研究

针对核反应堆的特殊性,总结了核反应堆通风系统设计时应当遵循的导则、规范、设计准则等,给出了理论计算模型;参考已有的核反应堆设计经验,综合考虑给出了通风系统的基本设计参数.由于事故工况下核电放射性对环境会产生巨大危害,因此建立了事故工况下核素活度计算模型,定量分析了通风系统对核电事故缓解的作用.

反应堆数字化仪控系统安全级硬件平台设计及应用

开展了反应堆仪控安全级硬件平台的设计和研制。该平台采用X86系列主控制器、智能输入输出(IO)、高速总线的技术框架,按相关标准的要求进行设计和研制,并通过多项型式试验验证,满足指标要求。

核反应堆堆内构件用304H奥氏体不锈钢敏化非腐蚀条件下的性能研究

介绍了压水型反应堆堆内构件常用的各种奥氏体不锈钢牌号,包括化学成分和力学性能差异。结合压水型反应堆堆内构件用材料的性能要求,分析了304H奥氏体不锈钢在敏化条件下的碳化铬Cr23C6在晶界的析出形态以及各种腐蚀介质对304H不锈钢性能的影响。研究了304H不锈钢在敏化非腐蚀条件下的力学性能。结果表明,敏化后的304H不锈钢,力学性能有一定程度的下降。