超临界水冷堆技术研发(第一阶段)综述

简要介绍超临界水冷堆(SCWR)研发的总体目标、技术指标和总体规划,详细说明SCWR技术研发(第一阶段)的课题及专题设置情况。总结了SCWR技术研发(第一阶段)在设计研究、实验及相关技术研究及材料研究中取得的独创性和突破性成果。在国内首次提出了自主知识产权的中国超临界水冷堆(CSR1000)技术方案。

核反应堆控制系统的鲁棒性分析

本文对核反应堆控制系统的鲁棒性进行了比较分析。通过分别用常规PID控制技术和先进控制技术实现对被控对象反应堆的控制,给出了改善反应堆控制系统鲁棒性的有效途径。

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。

核反应堆控制系统的鲁棒性分析

文对核反应堆控制系统的鲁棒性进行了比较分析。通过分别用常规PID控制技术和先进控制技术实现对被控对象反应堆的控制，给出了改善反应堆控制系统鲁棒性的有效途径。

核电仪控系统标准应用的技术现状与分析

对核电仪控系统标准应用的技术现状作了概要性评述,分析了标准与对应技术的相互关系,并从个案举例中指出了我国国家标准建立的问题所在。

从工业4.0看模型化技术的重要作用

本文对德国西门子公司和德国工业研究院率先推出的工业4.0理念给予了概要性描述,然后在此基础上讨论了模型型式的划分、模型化技术的重要作用以及模型应用问题。通过讨论,可以看到中国的模型化技术发展是一个任重道远的过程。最后,就核电站的模型化技术应用进行了简要介绍,并对相关问题给予了讨论。

数字化控制器技术及应用

在核电站和核动力装置中采用数字化仪控技术是大势所趋。数字化控制器是数字化仪控技术的核心设备。本文通过两个具体事例来分析数字化控制器,也对其应用做概要性介绍。这样的分析和介绍对数字化控制系统的选型和实现有直接的借鉴作用。

点堆传递函数模型问题分析

点堆模型通过线性化处理后,再经过拉普拉斯变换就得到传递函数模型。但分析发现,在稳定时假设反应性为零线性化处理后得到的传递函数模型有自身的问题。将对这类问题做一个概要性分析。分析方法是理论与实验相结合。理论分析借助系统动力学原理,重点在时域与频域结果的比较。实验方面则是基于工程参数借助计算机进行仿真实验,将时域和频域的仿真结果进行比较。通过比较分析,可以明显看到在稳定时假设反应性为零的点堆模型线性化处理存在的问题。针对该问题,指出了模型修改途径。

反应堆点堆模型线性化问题

核反应堆点堆模型的线性化是早期研究反应堆动力学特性和分析控制系统动态行为的一种有效途径。对实际工程而言,反应堆的非线性特性是客观存在的,不可能像理论分析那样直接对数学模型进行线性化处理。工程应用中对反应堆非线性特性的补偿是利用把补偿环节加入控制策略里得以实现的。本文在简要重述早期线性化方法的基础上,重点讨论一下线性化的工程实现方法。这几个方法是工程控制系统实际使用及数字化控制技术工程应用的有效方法。

从计算机和航天工程看核电站升级换代

升级换代是所有工业企业产品都必须面临的实际问题。它也是市场竞争凸显出的一种客观规律。这种客观规律有一个显著特点,就是自己淘汰自己。新产品是自己开发出来的。如此,对企业旧有的产品而言,轻者,市场空间开始受到压缩;重者,不得不退出整个市场。当然,如果产品本身是国际化的,也就意味着新产品是对国际同类已有产品的市场压缩或淘汰。从这里也可以体会到,如果自己不淘汰自己很可能就意味着被人淘汰。本文将从对计算机和航天工程的升级换代描述中对比分析核电站的升级换代问题。

数字化控制系统基本技术分析

就数字化控制系统的基本技术做了一个学理上的分析。在此基础上,深入探讨了数字化控制系统的采样周期问题和核能系统数字化PID控制策略问题,给出了采样周期的选择原则,给出了离散化原理的广泛存在性实例,指出了PID的积分饱和问题所在并提供了改进途径。这里特别强调指出,数字化技术既是计算机和信息化时代的核心技术,也是核电站和未来智能化时代重要的基本技术。

线性化技术方法实例分析

作为理论研究和工程分析的一种有效的手段,线性化技术在相当广泛的领域里得到了实际应用。实际非线性对象若不做线性化处理,对其特性做理论研究的难度就会很大,更难以得到作为工程依据的设计参数。本文将通过列举典型实例的方式对线性化技术做一个概要性梳理,并指出随着以计算机为代表的微电子技术广泛深入的应用,以线性化为特征的离散化技术会在数字化技术领域发挥其独特巨大的主导性作用。

中国核电装备的国产化

参考中国3大核电设备制造基地——东方电气集团公司、上海电气集团公司和哈尔滨电气集团公司,依据在建核电项目中核电装备的研发、制造等公开资料对目前核电装备的国产化进行了概要性描述。核电站的大型关键主设备包括核电站核岛的安全壳、反应堆、稳压器、蒸汽发生器、主循环泵,常规岛的汽轮机、冷凝器、除氧器、给水泵、汽水分离再热器等设备。对核电装备国产化整体现状的研究有助于对中国核电设备制造能力的认识,也指出了中国核电装备制造需要努力的方向。