5MW THR控制系统的总体设计

本系统为5MW THR 提供核过程的监测、控制和保护,能实现本堆正常工况的稳定运行或变工况的调节以及事故工况下的反应堆保护。本系统由核测量、反应堆保护、反应堆控制、预警、在线计算机和控制室等6个子系统组成,并根据5MW THR 的用途和控制要求进行设计,力求简单和低成本。本系统的设计在某些方面不同于核电站控制系统,并为商用示范堆的设计和建造提供研究手段。

核电厂中的模糊控制

模糊控制是一种不依赖被控系统严格数学模型、且能获得良好控制动态响应的一种控制方法。本文首先指出了基于核反应堆系统模型的控制方法的局限性,然后简单介绍了模糊控制的原理及其与基于模型控制方法的主要区别。在此基础上,重点综述了模糊控制技术在核电厂控制中的应用研究情况,最后探讨了有待解决的问题和今后的研究发展方向。

10MW高温气冷堆堆芯的动态建模及其应用

从反应堆堆芯部分的物理和热工水力实际过程出发，经过简化建立了１０ＭＷ高温气冷堆堆芯的具有分布参数的非线性的动态数学模型，并采用多重网格算法研究了在典型工况下堆芯的动态响应特性。计算结果表明，在额定工况下模型的稳态结果与设计数据相符合，动态结果也符合基本的物理规律。由于缺乏同类反应堆动态数据，动态结果需要进一步校验。

HTR-10螺旋管式直流蒸汽发生器的动态数学模型

为满足 10MW高温气冷堆 (HTR 10 )控制系统分析设计的需要 ,分析了HTR 10螺旋管式直流蒸汽发生器内两相流动和传热的实际过程 ,根据建模的要求和可能获得的结构数据 ,选择四方程漂移模型来描述螺旋管内两相流现象 ;经过仿真试算与实验总结 ,确定了模型中关键的结构关系式和传热工况的判断逻辑 ,以此为基础 ,建立了可反映直流蒸汽发生器在正常功率运行范围内动态特性的动态数学模型。通过对典型工况的动静态仿真计算和研究分析 ,表明所得的结果与理论定性分析和实验吻合 ,从而证明了该模型的正确性。

200MW 低温核供热堆应急电力系统的可靠性分析

简要介绍了２００ＭＷ低温核供热堆应急电力系统的设计特点，并用故障树分析方法，对其应急电力系统的可靠性进行了分析，从理论上论证了现有简化的２００ＭＷ低温核供热堆应急电力系统设计方案的安全母线供电可靠性指标在保留小数点后４位要求时，与采用一般核电厂应急电力系统设计方案时相一致。

数字化仪表控制系统及其在核电站中的应用

结合以模拟技术为基础的仪控系统在核电站发展中的特点和作用，综述了基于计算机的数字技术在工业领域中的广泛应用，并简要介绍了10MW高温气冷实验堆的数字化仪表控制系统。

10MW高温气冷堆交流安全电源供电的可靠性分析

简单介绍了10MW高温气冷堆（HTR-10）电力系统的设计特点，并用故障树法对HTR－10交流安全母线供电的可靠性进行了定量的理论分析。通过对HTR－10与典型核电站设计方案所对应的安全母线供电的可靠性计算比较表明：HTR－10电力系统是一种既简单，又可靠，且十分经济的新型核动力厂设计方案。

清华大学5MW 核供热站的过程计算机系统

本文讨论了清华大学5MW 核供热站主控室中过程计算机系统的设计、功能、应用及其与传统仪表系统的关系,描述了该过程计算机系统的硬件配置。该计算机系统是一个具有自动故障诊断和自动切换功能的双机系统,所用计算机为 PDP11/73。还简单介绍了所用智能化、加固的数据站IMP 和专门研制的实时数据显示画面辅助生成系统的基本思想。

HTR-10螺旋管直流蒸汽发生器实时动态模型

为满足 10 MW高温气冷反应堆 ( HTR-10 )半实物仿真系统实时仿真的需要 ,在已有 HTR-10螺旋管式直流蒸汽发生器复杂的具有分布参数和非线性动态数学模型的基础上 ,通过采用“预估分区变间距”与“动态网格划分”方法 ,对模型进行了实时求解。典型工况下的动态仿真研究分析表明 :模型实时求解的结果与原有模型相比较 ,动态结构相同 ,仅参数略有变化 ,动静态结果的精度能够满足要求 。

高温气冷堆 Fuzzy-Smith 控制系统的仿真研究

结合１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）数学模型的推导和控制系统的设计，介绍解决大延迟系统控制的Ｆｕｚｚｙ－Ｓｍｉｔｈ预估控制器。热工动特性中，堆芯部分用集中参数近似，冷却剂用分布参数处理；蒸汽发生器分为预热段、蒸发段、过热段，建立高温气冷堆的数学模型。扰动量为从额定核功率１００％减小到３０％，调节氦风机的转速和给水流量使主蒸汽出口温度跟随给定值。仿真结果表明，Ｆｕｚｚｙ－Ｓｍｉｔｈ预估控制器兼顾了Ｆｕｚｚｙ控制和Ｓｍｉｔｈ预估控制器的优点，既对延迟特性有较好的补偿作用，又对被控对象参数变化有较强的适应能力，适合于高温气冷堆控制系统设计。