现代控制理论在反应堆功率调节中的应用

本文建立了反应堆功率调节系统的状态方程,运用现代控制理论中微分几何理论对非线性核动力学模型进行线性化处理,根据观察器理论,构造了状态变量C的观察器,研究了在反应堆功率和反应性两种扰动下反应堆全反馈功率调节系统的品质。研究结果表明,与经典的反应堆功率调节系统相比,采用全反馈的功率调节系统的动态品质可获得明显的提高。     

AP1000压水堆功率控制模式浅析

反应堆功率控制是维持反应堆稳定的核心控制,该文通过结合反应堆反应性控制的基本原理对AP1000采用的功率控制模式进行了简要的介绍,分析了AP1000核功率控制关于功率水平和功率分布的控制方式及约束条件,功率水平控制系统从低功率控制和高功率控制两个部分展开,功率分布则主要分析其轴向功率的控制信号及其限制条件。同时简要减少了反应堆功率控制模块中的快速降功率功能。最后将AP1000反应堆功率控制模式与其他模式进行了对比,在功率水平和功率分布调节方面进行了比较分析。     

基于单组缓发中子模型的反应堆功率T-S模糊控制

基于T-S模糊模型,针对单组缓发中子点堆动力学方程,设计了T-S模糊控制器来实现对反应堆功率的控制.仿真结果表明,所设计的T-S模糊模型控制器能够较好的控制反应堆功率的输出,取得较好的控制效果.     

反应堆功率流量保护中智能化的研究

本文介绍了反应堆超功率保护、超功率流量比保护、一回路断流量事故保护及泵高速低流量和泵低速过低流量保护等系统中利用一台微机实现安全保护智能化的研究。文中以××反应堆为母型,根据反应堆运行时对上述安全保护系统的要求介绍了微机控制的保护功能、为实施这些功能所采用的硬件及应用软件流程,指出了在反应堆功率流量保护中利用微机实现智能化的特点。     

基于数字化控制的核电站反应堆功率控制系统

秦山一期工程300 MW反应堆控制棒控制和棒位监测系统(以下简称反应堆功率控制系统)采用基于PLC技术、数字化通信技术以及冗余技术设计,实现了反应堆功率的自动调节和集中控制.本文对反应堆功率控制的仪控系统特点及其数字化改造的硬件设计方法进行了介绍.数字化改造后的秦山一期工程反应堆功率控制系统能为人机交互作业提供丰富的信息,方便了系统的运行和维护,系统的可靠性得以极大改善.     

H∞控制方法在核反应堆功率控制中的应用

在已有核反应堆数学微分方程模型的基础上,建立了反应堆模型的状态空间方程描述形式;采用H∞控制方法设计了反应堆功率控制器,以控制反应堆功率变化.仿真结果表明,与传统的PID控制器相比,H∞控制器有良好的性能.     

基于CRAIMA模型的核反应堆功率广义预测控制

为控制反应堆功率负荷跟踪变化,基于预测控制的原理设计了一种适用于核反应堆功率非线性过程的预测控制方法.以点堆动力学方程为基础建立了核反应堆功率数学模型,为方便广义预测控制器的设计,将此数学模型转换成受控自回归积分滑动平均模型(CARIMA).采用广义预测控制方法设计了反应堆功率控制器,对所设计的控制器性能进行了仿真验证.仿真结果表明,在功率观测期间存在1%额定功率的观测噪声的情况下,功率输出能够快速跟踪期望功率,并且功率观测带来的扰动对于功率实际运行影响较小,说明此控制器能够消除不确定干扰和非线性因素对系统的影响,保证反应堆功率系统的稳态精度和动态品质,能够应用于核反应堆功率控制系统中,并且具有优良的控制效果.     

HTR-10各运行阶段控制棒反应性当量计算

介绍了10 MW高温气冷反应堆(HTR-10)位于反射层中的控制棒反应性当量的计算方法.用GAM和THERMOS程序分别产生堆芯、反射层、含硼碳砖及控制棒组成材料的超热群和热群截面.用二维离散纵标法程序SN2D在(r,θ)坐标系下作详细控制棒结构的模型计算,该模型包括堆芯、反射层及反射层外的含硼碳砖,控制棒位于反射层中.含硼碳砖的外表面为自由边界,以考虑反射层中的中子泄漏谱.按通量权重归并控制棒区(包括控制棒、空隙及石墨反射层的整个圆环)的均匀化截面.全堆有控制棒和无控制棒情况下的Keff本征值,是由有限差分程序CITATION在(r,z)坐标系下计算出的,并由此得到控制棒的反应性当量.文中给出了HTR-10各运行阶段(包括初装堆、过渡过程中期和后期、平衡换料等时期)的控制棒的反应性当量.初装堆控制棒的反应性积分与微分当量也在文中给出.     

模糊PID控制在核反应堆功率控制中的研究

应用核反应堆堆芯的中子动力学数学模型建立传递函数.采用模糊PID方法设计了反应堆功率控制器控制反应堆功率负荷跟踪变化.Simulink仿真表明所采用的模糊PID控制算法来控制反应堆功率的输出,比传统PID控制取得了较好的控制效果.     

双线性控制技术在反应堆功率调节系统中的应用

单组点堆等效模型作为反应堆核裂变的双线性模型，用Ｌｙａｐｕｎｏｖ稳定条件来保证系统有良好的全局稳定性，采用Ｒｉｃｃａｔｉ方程实现系统的最优控制。仿真结果表明，用双线性控制技术实现核反应堆功率调节系统的控制，可以得到更好的控制效果。     

三阶段递增负荷启动生物除磷SBR反应器

研究采用三阶段递增负荷的方法,启动生物除磷SBR反应器。反应器启动分三个阶段,第一阶段历时16 d,进水COD和磷酸盐浓度分别为100 mg/L和5 mg/L;第二阶段历时16 d,进水COD和磷酸盐浓度分别为200 mg/L和7.5 mg/L;第三阶段历时19 d,进水COD和磷酸盐浓度分别为300 mg/L和10 mg/L。实验结果表明,在各阶段转换之后,反应器处理效果出现了7d左右的适应期。适应期之后COD的去除效果提升较快,而磷酸盐去除效果提升较慢。反应器启动过程中未出现污泥膨胀现象,并驯化出了厌氧释磷-好氧吸磷的生物除磷系统特征。反应器启动历时51 d,最终的COD去除率保持在85%左右,而磷酸盐去除率保持在81.2%左右,出水磷浓度保持在2 mg/L以下,处理效果良好,反应器启动成功。     

相对渗透率调节剂的选择性堵水性能研究

针对一种阳离子聚合物型相对渗透率调节剂,研究了RPM 在不同润湿性砂子上的静态吸附以及选择性堵水
性能。实验结果表明：RPM 在油砂和石英砂上均发生单层吸附,且石英砂上的静态吸附量（1 110 μg/g）是其在油砂上
的吸附量的2 倍以上;吸附剂表面润湿性和聚合物链节的带电性是影响吸附量的两个重要因素;RPM 的吸附可以使
油湿石英表面（105°）转变为弱水湿（72°）;采用了岩芯驱替实验研究RPM 的选择性堵水能力：油、水相残余阻力系数
随着渗透率、温度以及矿化度的增加而下降,聚合物吸附层的膨胀/收缩是RPM 选择性堵水的合理解释。     

基于Matlab的核电站一回路系统原理仿真

核电站系统原理仿真对核电专业学生进行教学和原理演示是非常可行且是必要的,通过分析大亚湾核电站一回路系统(RCS),结合教学目的,对主要子系统适当简化后进行数学物理建模,利用matlab/simulink软件搭建整个系统,以引入正阶跃信号扰动的典型工况为例对系统进行原理仿真并进行讨论和分析,结果表明,设计的系统较好的符合核电站控制与运行理论,满足基本教学要求.     

IC反应器处理土豆淀粉废水的启动实验研究

本实验主要研究常温条件下IC反应器处理土豆淀粉废水的启动过程.结果表明I,C反应器对高浓度土豆淀粉废水具有很高的处理能力,运行40 d左右时,进水COD=(5 000～7 000)mg/L,其去除率即可达到70%以上;启动阶段HRT=6 h时,絮状污泥可被有效洗出,污泥颗粒化效果明显;运行50 d时,有黑色、灰白色颗粒污泥形成,粒径约为(0.5～3)mm,其中细菌主要为G-杆菌,也有部分球菌和丝状菌存在.     

小型核电站堆芯方案

 具有长寿命、非能动安全的小型核电站是核电发展的一个重要方向。本研究设计了一个小型核电站堆芯方案。该方案为池式钠冷快堆,采用移动反射层和堆内固定吸收体实现较长的堆芯寿期。进一步计算表明,该堆芯方案的寿期可达30年,功率分布合理,各种反应性系数为负值,控制方式的价值足够,满足设计要求。     

三相电抗器立体井型线声源等效模型的建立

通过对特高压变电站内主设备噪声的测量,发现三相电抗器噪声最大,且出现极大与极小值交替现象。说明电抗器噪声在传播过程中存在明显的干涉效应,这也是造成常用商业噪声软件的预测值与实测结果不符的主要原因。为解决此问题,本文基于FEM声固耦合及FEM-BEM耦合理论,使用数值仿真软件COMSOL对三相电抗器声源特性及声源等效模型建立方法展开研究。研究发现三相电抗器噪声频谱中100Hz的声功率级占比全频带声功率级超过90%,说明100Hz是造成干涉效应的主要频率。并基于此频率提出一种通过设置井型线声源的方法建立三相电抗器声源等效模型。结果显示模型仿真计算的预测结果与实测值的趋势基本一致,差异在修正后实现了较高的吻合度。本文研究对三相电抗器设备的噪声预测与治理具有现实指导意义,为特高压输变电工程的进一步精细化设计提供了一种有效思路与方法。     

长寿期核供热堆堆芯物理设计

长寿期核供热堆 L NHR(long- cycle nuclear heatingreactor)是可用于多种用途的水冷堆 ,可提供不间断的能源。L NHR设计采用富集度 8%的燃料 ,循环寿期达到 2 2 a。堆内去除了调节和补偿用控制棒 ,增加了堆芯内装料空间 ,减小了水铀比 ,使慢化剂温度系数变得更负。组件中加入可燃毒物钆使循环中反应性变化平缓 ,不需要控制棒介入 ,反应性补偿通过调节可溶硼浓度完成。计算表明 L NHR中铀的平均燃耗达到 6 0 MWd/ kg(2 2 a循环寿期中的最大值为74 MWd/ kg) ,各项参数均满足设计要求     

基于振动信号的堆内构件故障诊断研究

反应堆堆内构件在高温、高压和高辐射的环境条件下运行,长期受冷却剂的高速冲击,一旦发生事故会影响压水堆机组的正常运转,甚至发生更高级别的核事故．以反应堆压力容器振动信号为研究对象,实现对异常振动行为的故障诊断十分必要．利用ANSYSWorkbench堆芯吊篮和压力容器进行实体建模,得到吊篮梁式振动模态和壳式振动模态．通过瞬态分析模块,利用白噪声激励模拟正常工况下流质振动的情况,叠加冲击力的条件下模拟LOCA状态下的受力情况,得到正常和异常状态下压力容器上垂直方向加速度时程响应数据．在LabVIEW虚拟仪器平台上,利用分形关联维的方法对处理过的振动信号进行故障诊断,通过比较正常状态及故障状态时的关联维数,可以快速有效地进行故障模式的识别．     

医院中子照射器堆芯中子学参数计算方法

 建立了利用WIMS+CITATION计算医院中子照射器I型堆(IHNI-I)堆芯中子学参数的模型。栅元群常数计算采用WIMS束棒几何模型,控制棒、顶铍反射层、底铍反射层、侧铍反射层以及堆芯每一环燃料元件作为不同栅元类型;全堆芯计算采用CITATION程序R-z几何模型。计算了堆芯的功率分布、顶铍反应性价值、控制棒价值、温度系数、堆芯燃耗等中子学参数,计算结果与文献数据一致。本文所建立的计算模型可用于IHNI-I堆芯的物理计算。     

200 MW核供热堆非线性模型的动态分析

为了对已建立的２００ＭＷ核供热堆的非线性模型寻求简化的依据，对该模型进行了动态分析。讨论了在反应性扰动和二回路流量扰动下，堆功率和上气室水温的动态过程。通过比较模型的动态特性曲线，得出结论：一组缓发中子模型满足控制模型所要求的精度；在整个自动功率运行范围内，不能忽略自然循环流量变化对堆芯内燃料与冷却剂之间的传热系数的影响，但可忽略它对主换热器一次侧换热系数的影响、主换热器管内水的热惯性以及堆内各出入口处的容积作用，并可把烟囱和下降管分别用一阶惯性环节近似，对二回路流量扰动下的动态特性影响较明显，而对反应性扰动下的动态特性影响不大。