稳压器动态过程的模糊控制

针对稳压器动态过程的特点,结合比例-积分-微分(PID)控制以及模糊控制的优点,合理选取控制参数,设计了一套PID控制联合模糊控制系统,对稳压器动态过程进行控制。仿真结果表明,与传统PID控制系统及单纯模糊控制系统相比,两种控制系统相结合可以得到更佳的控制效果。

超临界水堆燃料组件选型论证研究

开展SCWR燃料组件性能分析及设计论证,分析研究SCWR组件设计目标,对比分析各类组件设计理念的物理热工性能与结构可实现性,论证选取综合性能优化的SCWR燃料组件方案。组件选型论证研究表明,大水棒方形组件方案采用结构设计较为简单的单水棒、组合式方形燃料组件,能够为燃料元件提供充分、均匀的慢化,而且慢化剂和冷却剂分流简单,具备良好的物理热工性能与结构可实现性,满足SCWR组件设计目标。

先导式安全阀的新应用

在过去的15年中,先导式安全阀（POSRVs）高效且可靠地与ASME I类锅炉强制要求的弹簧阀一起组成串阀组,被广泛地用于省煤器的超压保护———受ASME标准规定限制,POSRVs只能用于ASME I类锅炉的省煤器。但从2010年1月1日开始,修订后的ASME标准允许POSRVs用于包括汽包、过热器、再热器等在内的ASME I类锅炉全部超压保护。本文将从ASME标准修改、采用POSRVs的好处,以及使用POSRVs建议遵循的规范等方面对POSRVs的应用加以阐述。

船体式浮动核电站牵引技术

文章根据海洋油田平台经验,结合国际核动力商船的相关规定以及我国核安全相关法规的要求,对这类船体式浮动核电站FNPP的牵引程序进行了探讨,包括FNPP拖航证办理、牵引出港、引水、海上牵引、气象保障,以及拖航过程中的指挥小组,被拖对象FNPP、主辅牵引船等,详细论述了各方的职责和任务,针对FNPP牵引的实际工程施工、项目组织等具有较强的参考价值。

SCWR堆芯稳态性能分析程序计算偏差分析

针对剧烈传热情况下超临界水堆堆芯稳态性能分析程序SNTA与SRAC堆芯轴向功率分布计算结果偏差较大的问题,分析偏差产生的主要原因。逐一排查影响因素,确认轴向功率分布偏差主要源于截面反馈作用不同。SRAC程序与SNTA程序采用的截面数据库和能群结构不同,SRAC程序计算的反应性密度系数相对较大,密度分布与功率分布的反馈作用更为显著,轴向功率分布曲线更为陡峭。相较于SRAC程序,采用精细能群结构的SNTA程序更适用于具备强核热耦合特性且中子能谱偏硬的超临界水堆堆芯的耦合计算与性能分析。

地下核电厂非能动安全壳冷却系统启动特性研究

非能动安全壳冷却系统依靠上升段和下降段密度差驱动形成的自然循环流动排出安全壳内热量。在地下核电厂中,非能动安全壳冷却系统换热器与换热水箱之间的水位差高达180 m,可形成很大的自然循环驱动压头,利于自然循环流动和换热。对非能动安全壳冷却系统的启动过程进行程序计算模拟,发现在系统建立自然循环的过程中,如果换热水箱温度过高或者系统设计不合理,可能不能建立自然循环。同时,流体可能会在上升段出现闪蒸现象,引起两相自然循环流动振荡。