一种改进的载波同步Costas环路设计及实现

提出了一种基于Costas环(科思塔斯环)载波同步的改进环路,它具有可变环路增益和可变环路带宽。与传统的Costas环相比,改进环路增加了频差估计、增益控制和环路锁定检测三个辅助电路。该方法能较好地处理环路带宽、稳态相位误差与环路增益之间的关系,在FPGA上已成功实现。

基于自适应虚拟阻抗改进无功环路的虚拟同步功率解耦控制策略

随着分布式能源高渗透率地接入电网,虚拟同步发电机(virtual synchronous generator,VSG)控制技术得到了广泛的应用。但是典型VSG系统在并网工作时存在功率耦合问题,尤其在中低压线路阻抗呈阻感特性的情况下其耦合程度明显加强,严重影响系统控制性能。在传统虚拟阻抗功率解耦控制的基础上,通过建立控制系统的小信号模型,从抑制由功率耦合造成的输出电流波动的角度提出了一种基于虚拟阻抗改进无功环路的虚拟同步功率解耦控制策略。同时,针对系统各类运行工况,引入自适应虚拟阻抗概念,以估算某一具体工况下的稳态工作点实时修正虚拟阻抗设定值,进一步提升了控制系统在不同工况下功率解耦的可靠性。相关的理论分析通过PLECS仿真平台得到了验证。

一种基于混合函数鉴相的改进型Costas环路

针对SC-FDE系统中,基于Zadoff-Chu序列频偏估测方法存在的相位模糊问题,提出一种基于混合函数鉴相的改进型Costas环路方案。经MATLAB软件仿真验证,该方案能显著改善频偏估测模糊问题。经FPGA系统验证,该方案中的改进型Costas环路相较传统Costas环路拥有入锁时间短的优点。该方案结构简单易于实现,具有良好的工程应用价值。

CPR1000机组乏燃料水池相关工艺系统安全改进研究

中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组在发生类似于日本福岛的核事故而长时间丧失电源以及冷却水的情况下,其乏燃料水池由于长时间缺乏应急冷却功能,乏燃料的安全性无法得到保障。从核安全纵深防御的角度出发,结合福岛核事故经验,依托确定论分析方法,确定了CPR1000核电机组乏燃料水池的事故工况组合,并给出了这些事故工况下的应对策略,提出适用的乏燃料水池补水、监测、排蒸汽等工艺改进方案,从而提高CPR1000核电机组乏燃料水池相关工艺系统的安全性和可靠性。

CPR1000联合水泵房就地控制系统设计方案改进研究

联合水泵房作为核电厂的重要子项,承担着将核电厂收集的热负荷输送到最终热阱的重要功能。本文以岭澳核电站二期工程中联合水泵房就地控制系统设计方案为例,分析了系统的组成、功能、特点及其在实现过程中存在的优缺点,提出了在中国改进型三环路压水堆(CPR1000)新项目中的改进方案,并对改进方案在工程实施中的优势进行了分析研究。

压力容器外部冷却非加热实验研究

压力容器外部冷却(ERVC)作为一项重要的严重事故缓解策略,可以将事故进程终结在压力容器内,实现熔融物堆内滞留(IVR)。但在核电厂应用ERVC策略之前,需要对其流动和传热过程进行实验研究。本实验采用1∶1模拟循环高度的切片实验装置模拟中国改进型三环路压水堆(CPR1000)压力容器外部冷却两相自然循环过程,研究其外部冷却流道结构及尺寸对外部冷却流动的影响。实验结果表明:进出口面积、贯穿件及保温层结构等对外部流动存在着不同程度的影响,其中进出口面积对循环流量的影响是主要的,但贯穿件对传热现象的影响需要进一步的分析和验证。试验中注气流量与回路循环流量的最大测量误差分别为12.9%和3.4%。

CPR1000核电厂循环水泵跳泵保护方案改造研究

中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂循环水系统设置了泵、电机、齿轮箱的轴承温度、润滑油压力、电机泄漏探测等的单测点跳泵逻辑,这些单点跳泵信号增加了误跳循环水泵的风险,严重影响了机组的稳定运行。推荐了5种可行的跳泵保护改造方案,并对各类改造方案进行了优缺点分析研究,电厂可根据保护信号的实际设置情况选择合适的跳泵保护方案,以减少保护误动作,提高机组可用率和经济性。

以设备分级为主导的维修大纲优化技术与应用

提出以设备分级为主导的预防性维修(PM)大纲优化技术理念与导向,给出了C/S/E/R各级设备PM大纲优化技术路线和优化案例,并在2018~2020年陆续应用于多台中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组PM大纲精益化专项中,完善补强了关键重要设备PM大纲,削减了过度维修,使得维修资源得到合理配置。截至2020年底16台CPR1000机组PM大纲当量总量值下降超过20%,PM维修费用节约保守估计超过5000万元。实践证明,运用基于设备分级的PM大纲优化技术不仅能够确保关键重要设备的可靠性维修水平,还能有效降低核电机组运维成本,可作为其他核电厂PM大纲优化参考。

CPR1000反应堆压力容器制造无损检验与役前检查不一致的问题分析

重点分析RCC-M和RSE-M规范的无损检验要求,梳理出中国改进型三环路压水堆(CPR1000)反应堆压力容器(RPV)制造无损检验与役前检查要求的差异项。对差异项开展分析研究,从检验范围、扫查方向、记录水平、显示尺寸测量和评价标准等方面提出针对性的技术改进方案,尽可能解决由于制造和役前检查技术差异而产生检验结果不一致的工程问题。

CPR1000核电机组延伸运行优化控制

延伸运行(SO)是压水堆核电机组灵活运行的重要手段,研究如何提升机组SO模式下的安全性和经济性具有重要意义。针对某中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组某次SO模式下一回路平均温度、堆芯热功率、堆芯轴向功率偏差和温度调节棒棒位等重要参数存在波动的案例,研究表明波动的主要原因是由于该CPR1000核电机组的汽轮机高压调节阀运行在流量特性曲线的陡峭区,导致阀门开度在外部扰动影响下产生波动,并诱发主蒸汽流量、一回路平均温度等重要参数的波动。结合该核电机组设备的运行特性,提出优化高压调节阀流量特性曲线和优化主蒸汽流量限值等策略来提高机组SO期间安全性和经济性。数台CPR1000核电机组采用SO模式的工程实践案例验证了该策略的有效性。

CPR1000核电机组主泵电机轴绝缘低问题处理和预防研究

结合中国改进型三环路压水堆(CPR1000)宁德核电厂3号机组反应堆冷却剂泵电机(简称主泵电机)轴绝缘丢失事件,对造成主泵电机轴绝缘低的3个主要原因进行分析和研究,形成14步标准化排查步骤,解决了主泵电机轴绝缘低问题,并提出核电现场防止轴绝缘低的5点措施。