基于Simulink仿真技术的压水堆核电厂仪表控制调试分析研究

基于Simulink仿真平台,构建超前滞后单元、微分单元等运算逻辑模块的数学模型。针对调试现场工作中遇到的具体问题,在关键模块分析、控制器分析、涡流探测问题处理等众多方面运用该仿真模型,模拟试验过程动态控制特性,分析实际响应趋势,并对其进行仿真研究,提出具体解决方案。实际调试过程证明,运用仿真技术查找问题,优化控制参数,修改控制策略,对于及早发现问题、推动试验进程、缩短调试工期、提高调试质量有着十分重要的意义。

岭澳核电站二期工程3号机组反应堆控制系统启动试验研究

为了验证岭澳核电站二期工程国内自主设计的反应堆控制系统与其他引进数字化仪控平台的匹配性,进行了反应堆功率和温度控制系统试验、稳压器压力水位控制系统试验、蒸发器水位控制系统试验。试验结果表明:反应堆控制系统的设计与其数字化仪控系统是相适应的,其控制逻辑组态符合功能设计要求,各控制系统经参数优化投自动后运行稳定,抗扰动能力良好,其调节参数和性能指标能满足机组瞬态工况下各项运行验收准则要求。

中国压水堆核电厂调试标准体系研究

目前中国压水堆核电厂调试标准体系框架已形成,但经过行业实践发现现有压水堆核电厂调试标准体系仍不理想,体系的修订及完善仍是行业内探讨的课题。针对美、法等核电先进国家核电调试标准体系的研究以及中国现行压水堆核电厂调试标准体系和常规电力调试标准体系等的研究,提出了针对中国压水堆核电厂调试领域一般通用标准体系的修订及完善建议,并给出了体系框架顶层设计蓝图及相关要点。

中国压水堆核电厂调试阶段的标准应用及方向研究

通过研究核电调试的主要过程、内容及通常使用的文件并结合当前中国核电调试行业已发布标准的现状,一方面对现有标准开展了进一步思考并给出了分类的建议,另一方面说明了核电调试过程中标准应用情况并就标准的发展和应用方向给出了研究建议。

百万千瓦级大型商用核电站的调试接口管理与创新

百万千瓦级大型商用核电站的调试是一个非常复杂庞大的系统工程,调试接口管理是对机组或系统在工程部、安装承包商以及生产部之间产生的一系列文件移交和责任移交的控制。从设备安装状态结束报告开始,历经隔离移交、调试活动开展、临时维修移交直到临时运行移交,接口管理均起着重要的作用。通过对调试活动过程中的各类接口进行分析,提出一套高效、创新的管理方法,促进隔离移交、维修移交、临时运行等各阶段,实践证明该管理方法有助于保障核电站调试活动的安全、高效。

桶内干燥的核电厂中低放射性固体废物处理系统调试研究

本文介绍了芬兰OL3核电项目放射性浓缩液处理系统所采用的200升桶内干燥技术,通过研究调试过程中发现的液位填充不足和固体块含水量过高两个主要问题,总结处理过程,为后续国内核电建设积累经验并提供技术参考。

核电机组调试阶段配电盘停运计划管理要点分析

核电机组调试阶段,配电盘停运计划管理属于核电公用设施管理中十分重要的一类,其计划管理的有效性对于核电机组调试主线的顺利推进具有重要作用。本文基于CPR1000及其改进型机组工程建设实践,分析了核电机组配电盘停运计划管理要点。文章提出的观点同样对后续核电机组配电盘停运计划管理优化具有参考意义。

防城港核电厂1号机6000变送器调试问题分析

为了确保变送器 安装以及调试操作的规范性和科学性,解决该变送器 调试问题,现在以“防城港核电厂1号机6000变送器 ”为研究对象,提出一套行之有效的变送器 调试方案。首先,针对调试过程中出现的异常问题,采用实例的形式,从RCP008MN冷凝罐安装问题分析、RCP091MN隔离器堵塞问题分析、隔离器内冷凝水对校验结果的影响、RCP007MN偏差大问题分析等多个方面入手,找出了各类问题产生的具体原因,并且提出相应的解决措施和方案。结果表明:本文所提出的6000变送器 调试方案具有较高的可靠性和可行性,从根本上解决了 6000变送器 调试异常问题,提高6000变送器 运行性能,完全符合实际的应用需求,这为后期6000变送器 调试工作的有效开展提供了重要的科学依据以及参考价值。

一种核电站安全级DCS网络故障分析及处理方法

某核电厂执行220V不间断电源失电试验异常,导致安全级DCS网络故障。阐述一种基于MELTAC平台的安全级数字化控制系统网络故障分析方法,从光纤熔接工艺、布线标准和测试方法等方面进行改进,解决安全级DCS网络通信问题。该方案已在工程中得到验证,在避免DCS网络通信故障方面取得良好效果,方案的具体操作和实现方法可为同类核电机组提供参考。

创新国有企业基层党建业务深融共促实践研究

党的二十大报告指出,完善中国特色现代企业制度,弘扬企业家精神,加快建设世界一流企业。本文以中广核工程有限公司调试中心党委党建业务深融共促的良好工作实践经验为例,探讨当前阶段中央企业基层党建业务融合新思考新方向,对中央企业发挥党建优势,加快建设世界一流企业具有一定参考价值。

基于PAnySimu的PWR核电站堆芯建模与仿真研究

基于PAnySimu仿真支撑系统对PWR核电站一回路堆芯部分进行建模与仿真分析。通过研究分析岭澳二期3/4号机组堆芯实际结构,将其分为功率计算、堆芯传递计算、控制棒引起的反应性、反应性反馈、毒物计算五个模型。在此基础上,分析堆芯中子通量,考虑控制棒位置、燃料和慢化剂温度、氙和钐中毒、硼浓度等因素对中子通量的影响。利用PAnySimu仿真系统对各个模块进行算法和图元定义,在C++Builder5.0环境下编写相应模块程序,并对算法进行入库及调试处理,模块正常运行之后,按照逻辑运算关系搭建堆芯模型仿真系统,最后分别对单独模块和系统受到反应性扰动的情况下做动态仿真研究,分析实时数据,结果合理。对于一些不易在堆芯内部进行的实验操作等,通过仿真方法获取实验数据,具有重要意义。

基于故障树的核电站循环水泵电机烧瓦问题研究

针对阳江核电站二号机组循环水泵电机导轴承烧瓦的问题,从设备制造质量、安装精度、运行环境及人员操作等方面对事件原因进行了研究。应用故障树分析方法,画出了该事件故障树并对一系列基本事件的后果进行简要分析;从定性角度求解故障树的结构重要度,找出引起故障的重要环节,并结合实际调查结果得出该事件发生的主要原因是恶化的工作环境未得到有效检测与监视。以此分析为指导,重点对故障环节进行处理,最终顺利解决该烧瓦事件并从中总结经验来从事预防工作。分析与处理结果表明,基于故障树的原因分析正确,处理措施具有针对性,适用于解决此类事件。

核电厂应急柴油机启动时间影响因素研究

核电厂应急柴油机启动完成(Ready)信号的发出表示柴油机启动完成,随时可以带负荷。根据核电厂应急柴油机的安全准则,Ready信号发出时间必须小于10s。通过对岭澳核电站二期应急柴油机Ready信号时间问题的处理,研究了核电厂应急柴油机启动时间的影响因素。

CPR1000核电汽轮机热力性能试验中不确定度的计算

为了评价CPR1000核电汽轮机热力性试验的试验质量和试验结果的可信度,对CPR1000核电汽轮机热力性能试验中诸多测量参数以及热耗率的不确定度进行了分析探讨,并给出相应的计算公式。以红沿河2#机1 118 MW核电汽轮机热力性能试验为例,进行了主蒸汽压力、主蒸汽湿度、主蒸汽流量、主给水压力、主给水温度、排汽压力、发电机出力和热耗率不确定度的计算。最终计算出热耗率的不确定度为0.505%,该结果表明试验质量和试验结果的可信度均较好。

PWR核电站ΔT超温超功率保护参数合理性分析

针对岭澳核电站二期3号机组调试启动低功率试验期间,一回路冷、热管段温差(ΔT)超功率保护定值偏低、容易触发反应堆保护动作等问题,基于Simulink搭建超温超功率保护逻辑,对设计方提供的新、旧参数的输出结果进行仿真对比,从第三方角度对其进行合理性评价。仿真结果和机组实测数据表明,该方法正确、可靠,能有效降低机组首次启动功率运行期间的安全风险。

核电站空调机组冷凝水排水不畅问题原因分析及处理

对核电站空调机组冷凝水排水系统进行理论分析和研究,结合空调机组排水管线现场设计和布置情况,应用Fluent软件对现场排水管线进行模拟仿真,分析冷凝水排水不畅原因,给出了解决空调机组排水不畅问题的处理方案。

核燃料工艺运输系统水下自动定位装置研究

针对核燃料工艺运输系统人工标定效率低、精度差的不足,对一种应用于水下燃料格架自动定位的装置进行了研究。阐述了系统构成及原理,设计实现了视频引导初步定位、基于STM32单片机与电感式接近传感器完成偏差测量与自动调整的精确定位功能。并对包括系统的软硬件设计、自动控制策略及初始参数标定进行论述。经现场样机试验表明,该装置可显著提高定位精度并缩短系统调试周期,还可应用于核电站在役运行期间的系统维修后再定位及定期校准。

核电厂循环水过滤系统鼓型滤网腐蚀及保护措施研究

文章针对各核电厂循环水过滤系统鼓型滤网出现大面积腐蚀现象,将金属电化学腐蚀和保护原理应用于核电厂鼓型滤网腐蚀分析,并提出保护改进措施,降低腐蚀。

压水堆机组调试启动停机停堆事件研究与探索

根据24台压水堆(PWR)机组工程调试实践,系统试验的深度与充分性会直接影响机组首次启动试验的一次成功率及连续性。因此,有必要从系统维度对以往压水堆机组启动非预期停机停堆事件进行深入分析、探索、总结,为后续机组启动提供经验参考和精准的改进措施。通过重点梳理仪控系统相关启动事件的原因分析,借鉴世界核能运行者协会成熟的机组运行管理理念,创新性地以核电工程活动视角进行解构,准确识别出仪控调试专业领域短板与弱项;同时,结合工程实践与仪控调试技术能力现状,探索性、针对性地提出改进措施。该项研究与探索可为压水堆仪控调试领域的质量提升提供重要参考与借鉴,系统性地增强学习成长效应,持续助力调试质量与效率。

核电站蒸汽发生器水位模型预测控制方法研究

随着环境的日益恶化,核能以其清洁、高效等优点成为我国能源战略的重要组成部分之一。目前核能发电占总发电量不到3%。到2020年装机容量将从当前的约23GW增加到58GW,核电站发展前景广阔。蒸汽发生器SG(steam generator)作为核岛的主设备之一,它的液位控制好坏直接影响到核岛的安全运行,目前核电站SG液位普遍采用PID控制,由于SG是一个非线性、时变、非最小相位、存在假水位现象、小稳定裕度的复杂系统,所以在实际的运行中,PID的控制效果比较差。为了解决这些问题,本文对采用模型预测控制算法对SG液位进行控制的可行性进行了研究:首先根据现场机组实际的运行数据,应用浙江大学研发的FRONT-ID多变量闭环模型辨识软件建立SG被控对象数学模型,然后对现有SG液位控制系统的特点进行分析,最后运用MATLAB软件平台设计和搭建SG的MPC模型预测控制系统,并与PID控制系统进行仿真比较。仿真结果表明,MPC的控制效果要明显好于PID控制,减小了蒸汽发生器液位的波动,使蒸汽发生器的液位更好地跟踪设定值。