华龙一号反应堆冷却剂平均温度控制系统优化设计

反应堆冷却剂平均温度控制系统是核电厂安全重要仪控系统之一,对保证核电厂的正常运行起着重要作用.为确保该控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统的控制参数进行优化设计.基于对三代核电'华龙一号'反应堆冷却剂平均温度控制系统功能的分析,给出了控制系统结构,同时对控制通道相关环节的相互影响因素进行了说明.以此为基础,利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制参数进行了敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性,最终确定了一套较优的控制参数.所获得的控制参数已用于国内华龙一号首堆反应堆平均温度控制系统设计,可指导核电厂现场调试和电厂运行.

压水堆核电站冷却剂平均温度控制方案比较分析

冷却剂平均温度控制系统是压水堆核电站的核心控制系统。这里对压水堆核电站的几个冷却剂平均温度控制方案作了一个比较性的分析。从比较中看到,基于实际工程的平均温度控制方案是成熟的。这主要表现在另外三个控制方案得到的仿真结果与前者比较,还是有不足之处或仅为接近。对平均温度控制方案采用新的控制技术进行多角度探讨,很值得提倡。尽管这种探讨不一定就能很快得到优于现有控制方案的结果,但对该领域一定会带来启发作用甚或带来突破。

基于BDMP的反应堆冷却剂平均温度控制系统动态可靠性分析

反应堆冷却剂平均温度控制系统(RCATCS)是核电厂安全重要仪控系统之一,对保证核电厂的正常运行起着重要作用。采用布尔逻辑驱动的马尔科夫过程(Boolean logic Driven Markov Process,BDMP)构建RCATCS动态可靠性模型,并采用概率模型检测器PRISM对其进行定量分析,得到了RCATCS的不可用率及系统各部分对不可用率的贡献值。最后,通过对比KB3和YAMS的BDMP定量分析结果,验证了该方法的有效性。结果表明,定量分析的计算效率明显提高,为核电站RCATCS设备的维修侧重提供了参考和方向。

核电机组反应堆平均温度控制仿真系统图形化建模

对核电机组反应堆平均温度控制系统的仿真技术进行了探讨。阐述了利用图形化建模的工具及对核电仿真机的平均温度控制系统进行图形化建模的方法。比照程序化建模方式,图形化建模仿真方式更加便于系统设计、组态、调试。利用图形化建模的方式已应用于核电机组仿真机系统的升级。

热管段温度波动对反应堆堆芯功率控制的影响研究

目前大型的压水堆核电站堆芯控制系统均设计有堆芯平均温度控制系统,该系统是一个闭环的控制系统,以稳定堆芯的平均温度为目标。该控制系统的正常运行,是保证反应堆安全稳定运行的前提和基础。作为被控对象,反应堆冷却剂平均温度的波动情况不仅是衡量该控制系统优劣的首要指标,同时也是直接影响控制系统稳定性的关键因素。总结众多压水堆核电站的运行经验,发现反应堆热管段温度的波动对反应堆平均温度控制系统影响巨大,有些甚至对反应堆的安全稳定运行造成严重影响。本文通过对具体工程案例的深入剖析、论证,归纳出热管段温度波动对堆芯平均温度控制系统影响的具体原理,为后续自主设计三代核电技术中的平均温度控制系统提供经验反馈。

反应堆功率线性自抗扰控制方法研究

随着我国核电、风电所占比例的提升,核电厂参与电网调峰的需求日益增大,因而对反应堆功率和冷却剂平均温度的控制提出了更高的要求。设计了一种冷却剂平均温度线性自抗扰控制系统;并针对自抗扰控制器参数不易整定的问题,采用遗传算法优化。最后利用MATLAB实现了对核反应堆功率控制系统模型的仿真,并与传统控制方法进行了对比分析。仿真结果表明,针对寿期初模型优化的控制器在寿期中和寿期末均取得了较好的控制效果,证明了所用控制器参数优化方法的有效性和控制器良好的鲁棒性。

乙烯裂解炉高级控制

主要介绍了基于AD500系统,采用DCS中提供的功能模块,从底层较为详尽地分析裂解炉的高级控制如何实现,并从实际生产出发分析控制不稳定的原因及相应的解决方法。

大型压水堆机械补偿控制策略仿真研究

机械补偿(MSHIM)运行的优点之一是实现了堆芯功率和轴向功率偏移(AO)在控制手段方面的部分解耦,但原始控制策略设计幵未充分利用该优点。本研究通过理论分析提出了一种新的改进型MSHIM控制策略,同时基于节点反应堆模型开収了MSHIM控制系统仿真平台,幵利用该平台对西屋公司原始控制策略、西屋公司Drudy的改进控制策略和本研究提出的改进控制策略进行仿真研究和比对。结果表明,本研究提出的改进型MSHIM控制策略能够显著地提高AO的控制精度,幵能减少控制棒的移动,明显地改善了AP1000核电机组的运行效果,可在工程中参考使用。