高温气冷堆核蒸汽供应系统出口蒸汽温度的T-S模糊控制方法

高温气冷堆(HTGR)是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型,具有第四代核能系统的技术特征,其核蒸汽供应系统(NSSS)复杂的非线性特性,对控制策略的设计提出了挑战。另一方面,T-S模糊控制方法在复杂非线性系统的控制方面存在巨大优势,因此在高温气冷堆核蒸汽供应系统中应用T-S模糊控制方法,可能会获得较传统线性控制方法更好的控制性能。本文提出了一种T-S模糊控制器的系统化设计方法,首先建立高温气冷堆核蒸汽供应系统出口蒸汽温度的T-S模糊控制系统模型;然后基于李雅普诺夫方法,得到T-S模糊控制系统的双线性矩阵不等式(BMI)形式的全局渐近稳定条件;最后通过局部最小化算法求解双线性矩阵不等式,得到T-S模糊控制器的参数。仿真结果表明,按照这一系统化方法设计的T-S模糊控制器较传统的线性PI控制器表现出更好的控制特性。

10MW高温气冷堆蒸汽发生器实验参数测量采集系统

在对 10MW高温气冷堆蒸汽发生器流体流动稳定性进行理论分析的基础上 ,设计了该实验的参数测量系统。整个实验系统为全尺寸 1:1工程模拟。通过对其分析 ,完成了动态信号的有效捕捉。实现微机的并联处理 ,实时监视系统设备的运行参数 ;完成了关键参数专用流量测量和在特殊环境下信号引出结构的设计。经过长时间的实验检验 。

高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器热工水力特性研究

高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器结构复杂,运行工况严苛,为实现对高温气冷堆蒸汽发生器运行特性的快速预测,获得其正常运行及典型瞬态工况下的热工水力特性,本文建立了一套完善准确的螺旋管蒸汽发生器管壳两侧流动换热模型,开发了适用范围较广的蒸汽发生器系统热工水力分析程序STAGS;基于THTR-300反应堆蒸汽发生器验证了STAGS程序准确性和可靠性;以球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)为对象,开展了螺旋管蒸汽发生器满负荷工况下系统运行特性分析,获得了关键热工水力参数沿螺旋管分布以及管壳侧流体流量对蒸汽发生器运行影响规律,进而研究了管壳侧入口参数受扰动时蒸汽发生器关键热工参数响应特性。结果表明:管侧换热系数最大值受管侧流体流量影响较大,管侧流量增加10%时,管侧对流换热系数最大值增加约5149.3 W/(m^(2)·K);壳侧入口氦气热工水力参数的变化对蒸汽发生器的换热功率影响较为剧烈,壳侧流量突降10%以及入口温度突增20 K时分别导致蒸汽发生器换热功率降低968 kW和上升664 kW。

核电机组启停堆系统中主蒸汽旁路控制优化

球床模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)采用了"双堆+一机"的多模块设计理念,运行特性较常规单堆核电站更复杂,尤其是启停堆系统运行过程。通过对启停堆系统运行特性进行仿真模拟分析,得出了主蒸汽旁路控制优化方案,结果表明,优化后可以改善旁路系统的调节稳定性和有效解决旁路阀开启时前后压差较大而易造成机组运行事故的问题。

国内首次高温气冷堆核电厂二回路化学清洗成功

2020年7月18日19时59分,随着高温气冷堆示范工程第二阶段化学清洗冲洗水质PH值和铁离子量达标,主蒸汽系统管道清洁技术难题被攻克,这也成为国内核电厂二回路采用化学清洗技术的先例。目前国内压水堆核电厂普遍采用除盐水直接联合冲洗方法进行,高温气冷堆二回路蒸汽给水管道在系统组成、结构、材质、运行参数等方面与压水堆核电站存在较大差别,没有成熟的核电领域清洗经验可供借鉴。

多模块高温气冷堆热功率的分层动态矩阵控制

多模块高温气冷堆(MHTGR)核电站是具有固有安全性和多用途特点的先进核电站,采用多个核蒸汽供应系统(NSSS)驱动常规岛负载装置,实现并网发电、电网调频和吸纳可再生能源。随着核蒸汽供应系统数量的增加,特别是当核电站运行在负荷跟踪模式时,操作员很难手动将核岛热功率指令分配给多个核蒸汽供应统。提出了热功率的上、下两层动态矩阵控制(DMC)方法。上层以跟踪核岛热功率为目标,为每个核蒸汽供应系统分配热功率指令;下层通过调节核功率,跟踪上层的热功率指令。采用截断奇异值分解(TSVD)方法,减少了海森(Hessian)矩阵的条件数,提高了系统的鲁棒性。利用该方法,实现了六模块高温气冷堆核电站的热功率优化。数值仿真结果验证了控制设计的有效性。多模块高温气冷堆热功率控制方法对于降低操作员工作强度、提高负荷跟踪能力具有重要价值。

高温气冷堆主蒸汽管道标准化等级研究

管道等级表规定了管道、管件、法兰、垫片、紧固件等元件的材料、温度、压力、标准、尺寸规格等。高温气冷堆主蒸汽管道介质温度高、压力大,并且包括核安全级管道,与火电机组和压水堆相比,其对材料、标准的选用都有着更加严格的要求。以此管道系统为研究对象进行主蒸汽管道标准化等级研究,进而提出管道等级所应包含的主要内容及主要路线框架,并对管道等级关键技术、管道及组成件选用原则进行分析研究。

“和睦系统”——中国自主核级数字化仪控平台

“和睦系统”是我国历时数年自主研发的核安全级数字化控制系统平台，它拥有技术先进、平台通用、系统安全可靠等特点。目前，“和睦系统”已在阳江5＆6号机组、红沿河5＆6机组、华龙一号示范工程——防城港3＆4号机组、田湾5＆6号扩建工程、石岛湾核电站高温气冷堆示范工程，以及大亚湾、秦山RIC系统改造等项目中得到应用，实现了我国核电站DCS的全面国产化和自主化。其系统示意图如下所示。

第四代核电站蒸汽发生器换热组件投产

日前，由清华大学核能与新能源技术研究院自主研发的第四代核电站蒸汽发生器关键部件--换热组件已研制成功并顺利投产。 “预计到今年8月份，全部38套换热组件将完成交货，这批产品将应用于我国拥有自主知识产权的高温气冷堆示范电站，这也是世界上首座具有第四代核能系统安全特性的商用示范堆。”清华大学核能与新能源技术研究院院长、高温气冷堆示范电站总设计师张作义说，这标志着蒸汽发生器换热组件制造实现工艺突破，并具备产业化条件。

HTTR热利用系统协调会议简介

1998年8月31日至9月4日在维也纳召开的第3届HTTR热利用系统的设计和评定研究协调会议,是由国际原子能机构(IAEA)组织召开的。参加会议的12位代表来自日本、美国、德国、以色列、印尼、俄罗斯、中国以及国际原子能机构。会上介绍了上次会议(1996年)以来各国协调研究项目的进展增况。1

美国GE公司谈ABWR和SBWR型堆的进展情况

【《欧洲核综览》1993年3—4月期第48页报道】经过10多年的发展工作,美国通用电气公司(GE)的1300 MWe 级先进轻水堆(ABWR)系列正在日本成为现实。而且,GE 的 ABWR

南朝鲜和加拿大签署有关月城第二座Candu堆的合同

【英国《国际核工程》1991年2月号第2页报道】南朝鲜电力公司(Kepco)1990年12月28日同加拿大原子能有限公司(AECL)签订一项合同,为其月城场址再购买第二座 Candu 6加压重水堆(PHWR)。这座700 MWe 反应堆将于1992年7月开始施工,计划1997年6月建成。AECL

核电站“神经中枢”自主研发获重大突破

北京广利核系统工程有限公司近日在北京发布其具有自主知识产权的核安全级数字化控制平台研发最新成果，同时与华能山东石岛湾核电站、中核能源科技、清华大学核研院就包括高温气冷堆在内的核安全级全厂数控系统（DCS）等合同签约。

哈电研制出四代核电“心脏”装备

4月16日,哈电集团佳木斯电机股份有限公司研制的国家科技重大专项、全球首台套高温气冷堆核电站示范工程主氦风机,在华能山东石岛湾核电有限公司现场通过验收移交。据了解,高温气冷堆核电站示范工程是我国“十一五”中十六项重大专项之一。蒸汽发生器被业内人士称为四代核电之“肺”,主氦风机是我国具有完全自主知识产权、具备第四代核能系统安全特性的高温气冷堆核心设备,被称为四代核电之“心脏”。其功能是在反应堆启动、功率运行和停堆等工况时,提供足够流量的氦气通过一回路系统,将反应堆芯产品的热量带走。

哈电研制出四代核电“心脏”装备

4月16日,哈电集团佳木斯电机股份有限公司研制的国家科技重大专项、全球首台高温气冷堆核电站示范工程主氦风机,在华能山东石岛湾核电有限公司现场通过验收移交。这标志着哈电集团继2018年10月31日研制出全球首台球床模块式高温气冷堆蒸汽发生器后,在四代核电领域再次取得重大突破。主氦风机是我国具有完全自主知识产权、具备第四代核能系统安全特性的高温气冷堆核心设备,被称为四代核电的“心脏”,其功能是在反应堆启动、功率运行和停堆等工况时,提供足够流量的氦气通过一回路系统,将反应堆芯产生的热量带走。

什么是核电站

核电站是利用核能来大规模生产电力的发电站。它与我们常见的火力发电厂一样，都用蒸汽推动汽轮机旋转，带动发电机发电。它们的主要不同在于蒸汽供应系统。火电厂依靠燃烧化石燃料（煤、石油或天然气）释放的化学能制造蒸汽，核电站则依靠核燃料的核裂变反应释放的核能来制造蒸汽。产生核裂变反应的设备叫做反应堆。用于发电的反应堆有压水堆、重水堆、沸水堆、高温气冷堆、铀冷快堆等，当前世界上建得最多的是压水堆核电站。

中国核动力研究设计院

中国核动力研究设计院(简称核动力院)隶属于中核集团,是我国集核反应堆工程研究、设计、试验、运行和小批量生产为一体的大型综合性科研基地。自1965年建院至今,已经形成包括核动力工程设计、核蒸汽供应系统设备集成供应、反应堆运行和应用研究、反应堆工程实验研究、核燃料和材料研究、同位素生产和核技术应用研究等完整的科研生产体系,是军民融合的国家战略高技术研究设计院。50多年来,核动力院为国防现代化建设和国民经济建设做出了巨大贡献,树立了包括我国第一代核潜艇陆上模式堆、第一座高通量工程试验堆、第一座铀氢锆脉冲反应堆、第一座大型商用核电站、第一座百万千万级核电站、第一个国产三代核电技术华龙一号(ACPl000)等科技丰碑,被誉为”中国核动力工程的摇篮”,于2007和2017年两次获得党中央、国务院、中央军委颁发的重大贡献奖。

10MW高温气冷堆底层调节回路的建模与仿真

10 MW高温气冷堆 (HTR- 10 )底层调节回路的研究是确立协调控制方案的基础。针对核功率、氦流量、给水流量调节的不同特点及要求 ,完成了各回路的建模及相应的仿真研究工作。由于对象特性复杂 ,不确定因素较多 ,着重研究了典型情况下各系统的响应规律 ,给出了与各回路特点相对应的控制器参数工程整定方法或规律。结果合理准确 ,方法直观实用 ,为现阶段 HTR- 10动力系统控制策略的研究奠定了良好的基础。

科技要闻

中国核电站"神经中枢"自主研发获重大突破中广核旗下北京广利核系统工程有限公司10月24日在北京发布其具有自主知识产权的核安全级数字化控制平台研发最新成果,同时与华能山东石岛湾核电站、中核能源科技、清华大学核研院就包括高温气冷堆在内的核安全级全厂数控系统(DCS)等合同签约。国家发改委副主任。

核电站“神经中枢”自主研发获重大突破

中广核旗下北京广利核系统工程有限公司在北京发布其具有自主知识产权的核安全级数字化控制平台研发最新成果，同时与华能山东石岛湾核电站、中核能源科技、清华大学核研院就包括高温气冷堆在内的核安全级全厂数控系统（DCS）等合同签约。