核电站蒸汽发生器的建模及仿真

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核电站蒸汽发生器的建模及仿真

蒸汽发生器是核电站核岛的核心装置，它的性能直接影响到整个核电站的安全与经济运行。
本文采用集总参数法建立立式 U 型管蒸汽发生器模型，在 STAR-90 仿真支撑平台上构建其仿真模型。
1 压水堆核电站蒸汽产生机理
在压水堆核电机组中反应堆产生的热量由一回路载热剂携带通过蒸汽发生器与二回路循环水对流传热，以此来产生蒸汽。汽轮机则是通过将蒸汽所携带的热能转化为机械能，进而转化成电能，因此，蒸汽质量的好坏，直接影响汽轮机的运行及安全状况。在压水堆核电站中，蒸汽发生器的 U 型管作为换热介质，将载热剂携带的热量传递给二回路工质，最终产生饱和蒸汽带动汽轮
k———管道结构参数；
λ———流阻系数。
3. 3 二回路流量计算模型
槡 Gse =
| Syd | ∑ki λi
（ 5）
Syd = h ρxjg － ∑hi ρi g
（ 6）
式中： Syd———驱动压头；
G se ———二回路的循环流量；
∑ki λi ———二回路工质总流阻。
3. 4 二回路一段的数学模型
能量守恒方程：
M
dhft dt
=
Gse
（ hdc － hft ）
+ Q1
（ 7）
式中： hdc———入口工质焓值；
hft ———出口工质焓值。
[ ( ) ( ) ] Q1 = αl
Al
Tml
－
T1
+ 2
T2
+ Ar
Tmr
－
T1
+ 2
T2
（ 8）

蒸汽发生器工作过程建模及仿真分析

d ρ ″ V sd dt
= x o Gb - Gg ( 8)
2 数学模型处理及简化
21 1 数学模型的简化
由于偏微分方程组求解很困难 , 对建立的数学模型进行线性化处理。对分布参数模型进行了集总参数化处理 , 即将实际的分布参数对象近似的等效为若干个集总参数环节组成的串联系统 ,这样经过必要的数学转换 ,偏微分方程组变为一组常微分方程组 ,在假设前提下 ,与原偏微分方程系统等效。仿真将得到工质流量输入扰动作用下中参数。这样 , 每一个轴向小控制体状态参数便只与时间有关 , 与空间变量无关。如方程 ( 12) 可化为 : ρ A
( 哈尔滨工程大学 ,黑龙江哈尔滨 150001)
摘要 : 基于分布参数热工对象的集总参数化动力学模型 ,对自然循环蒸汽发生器进行了控制体划分并建立了数学模型 ,并用 MA TL AB 语言和 SIMUL IN K 仿真软件对其进行了仿真 ,文章采用了 Runge2 Kutta
( 4 ,5) 求解器 ,得到不同功率装置运行时 ,一次侧 ,二次侧 ,以及管束的温度分布 ,并得到一回路给水扰动
同一截面上 ,具有相同的状态参量 ; 2) 在蒸汽发生器一次侧为单相液体 ; 3) 蒸汽发生器二次侧流体沸腾为饱和沸腾 ,不考虑过冷沸腾 ; 4) 假设分离器效率为 100 % , 即蒸汽空间内蒸汽为 100 %的干燥饱和蒸汽 ; 5) 忽略一回路、二回路工质的轴向导热 , 忽略 U 形管壁的轴向导热 , 忽略蒸汽发生器的对外散热 , 忽略除传热管外任何构件的热容 ; 6) 管束套筒是绝热的 ,即不考虑上升通道流体与下降通道流体间的传热。 11 21 1 一回路侧一回路侧为不可压缩流体 , 假定流通截面积为常数。能量守恒方程 : ρ5 h p + Gp 5 h p = - qp 5t 5z

压水堆核电站U型管蒸汽发生器建模与仿真

压水堆核电站U型管蒸汽发生器建模与仿真蒸汽发生器是核动力装置的主要设备之一,是连接核电站一、二回路的重要枢纽,它的安全运行直接关系到核电站的正常运行。

本文主要针对压水堆核电站立式U型管自然循环蒸汽发生器进行建模和仿真,通过分析立式U型自然循环蒸汽发生器的结构特点和运行原理,运用模块化建模的方法,对蒸汽发生器的一次侧、二次侧、蒸汽腔室及下降通道等进行了结构分解,划分了14个控制体。

运用质量守恒方程、能量守恒方程以及动量守恒方程,建立了各控制体的实时仿真数学模型,主要包括一次侧单相介质流动模型和二次侧模型,其中二次侧模型分为下降段、过冷段、沸腾段模型,分离器模型,蒸汽腔室模型等。

基于所建立的仿真模型,利用C++编写相应模块的通用算法。

根据蒸汽发生器的运行流程,通过调用算法库中相应控制体算法建立相应模块,将各模块过程参数的变量名连接起来,以模块搭接的方法建立了压水堆核电站U型管蒸汽发生器的实时仿真模型。

基于所建U型管蒸汽发生器的仿真模型,以大亚湾核电站为对象进行了动静态仿真实验。

仿真结果表明,本文所开发的压水堆核电站立式U型管自然循环蒸汽发生器实时仿真模型,可以正确模拟蒸汽发生器调节阀开度和一次载热剂流量变化时对二次侧蒸汽参数的影响。

同时也表明模块化建模方法有利于模型知识的积累和利用,便于大系统仿真模型的建模和调试,并为模型的扩展和提高创造了有力的条件。

钠冷快堆直流蒸汽发生器建模与仿真研究

第41卷,总第240期2023年7月,第4期《节能技术》ENERGY CONSERVATION TECHNOLOGY Vol.41,Sum.No.240Jul.2023,No.4钠冷快堆直流蒸汽发生器建模与仿真研究戴饶棋1,段天英1,刘　勇1,张厚明2,贾玉文1,俞　霄3(1.中国原子能科学研究院核工程设计研究所,北京　102413;2.国家核安全局华北核与辐射安全监督站,北京　100191;3.中核工程咨询有限公司,北京　100000)摘　要:为了研究液态金属冷却快堆的运行模式和控制方案,需要对直流蒸汽发生器进行合理的建模仿真,以研究其动态特性。

针对某大型钠冷快堆的直流式蒸汽发生器,采用Matlab /Simulink 平台,基于三大守恒方程,建立了一种工艺仿真模型,包括稳态计算方法和瞬态计算模型。

仿真结果表明,该模型的稳态精度较高,与设计参数的稳态误差在1%以内,且计算速度较快,能够满足控制系统设计的需求。

基于该模型,对蒸汽发生器出口蒸汽参数的动态响应特性进行了仿真研究,得到了出口蒸汽和温度随入口钠、水参数阶跃变化的特性曲线,发现在其他条件不变时,直流蒸汽发生器出口蒸汽温度主要受入口钠温度影响,而出口蒸汽压力的主要影响因素为给水流量。

在设计控制系统时,应当将钠入口温度作为蒸汽温度的主要调节参数,而将给水流量作为蒸汽压力的主要调节参数。

关键词:液态金属冷却堆;直流蒸汽发生器;钠冷快堆;仿真;Simulink中图分类号:TL425 文献标识码:A 文章编号:1002-6339(2023)04-0362-05收稿日期　2022-12-20 修订稿日期　2023-01-10作者简介:戴饶棋(1996~),男,博士研究生,研究方向为反应堆控制。

Study on Modeling and Simulation of Once -Through Steam Generatorin Sodium -cooled Fast ReactorsDAI Rao -qi 1,DUAN Tian -ying 1,LIU Yong 1,ZHANG Hou -ming 2,JIA Yu -wen 1,YU Xiao 3(1.China Institute of Atomic Energy,Beijing 102413,China;2.North Regional Office of Nuclear and RadiationSafety Inspection,National Nuclear Safety Administration,Beijing 100191,China;3.China Nuclear Engineering Consulting Co.,Ltd.,Beijing 100000,China)Abstract :In order to study the operation mode and control scheme of liquid metal cooled fast reactor,a reasonable modeling simulation of Once -Through steam generator is needed to study its dynamic charac⁃teristics.As for the Once -Through steam generator of a fast reactor,a simulation model,including a steady -state calculation method and a transient calculation model,is established based on three major conservation equations using Matlas /Simulink platform.The simulation results show that the steady -state accuracy of the model is high,the steady -state error with the design parameters is within 1%,and the calculation speed is fast,which can meet the requirements of the control system design.Based on this model,the dynamic response characteristics of the steam generator outlet steam parameters were simula⁃ted and studied,and the characteristic curves of the outlet steam and temperature with the step change of·263·the inlet sodium and water parameters were obtained.It was found that the outlet steam temperature of the Once-Through steam generator(OTSG)is mainly influenced by the sodium inlet temperature,while the main influencing factor of the outlet steam pressure is the feedwater flow rate,when other conditions are constant.When designing the control system,the sodium inlet temperature should be used as the main regulation parameter for steam temperature,while the feedwater flow rate should be used as the main reg⁃ulation parameter for steam pressure.Key words:liquid metal cooled fast reactor;once-through steam generator;sodium-cooled fast reactor;simulation;simulink 液态金属冷却快中子增殖堆(以下简称快堆)具有提高铀资源利用率和嬗变长寿命放射性核素[1]的优点,是我国“热堆-快堆-聚变堆”三步走核能发展战略的关键一步。

新型蒸汽发生器建模与仿真分析

新型蒸汽发生器建模与仿真分析新型蒸汽发生器建模与仿真分析一、引言蒸汽发生器广泛应用于能源转换过程中的各个领域，如发电、化工等。

传统的蒸汽发生器存在着热量传输效率低、耗能较大等问题，因此研发新型蒸汽发生器具有重要意义。

本文将针对新型蒸汽发生器进行建模与仿真分析，以提高蒸汽发生器的能源利用效率，降低能源消耗。

二、新型蒸汽发生器结构与工作原理新型蒸汽发生器采用了改进的结构和工作原理来提高热量传输效率。

在结构上，新型蒸汽发生器引入了流体动力学控制元件，通过优化流体流动路径和热量交换区域，提高了热量传输效率。

同时，在工作原理上，新型蒸汽发生器采用了多级传热的方法，将冷却剂通过多个级次进行传热，使得热量能够更充分地被吸收和利用。

三、蒸汽发生器的数学建模为了对新型蒸汽发生器的性能进行分析和优化，需要进行数学建模。

在建模过程中，首先需要建立蒸汽发生器的能量守恒方程和质量守恒方程。

能量守恒方程可表示为：q = m * (H_2 - H_1)其中，q表示单位时间内传递给冷却剂的热量，m表示冷却剂的质量流量，H_2和H_1分别表示冷却剂进出口的焓值。

质量守恒方程可表示为：m_2 = m_1 - m_evap其中，m_2表示冷却剂的出口质量流量，m_1表示冷却剂的进口质量流量，m_evap表示单位时间内蒸发的冷却剂质量。

根据以上数学模型，可以利用数值模拟的方法对蒸汽发生器的性能进行仿真分析，从而得到蒸汽发生器的热效率等关键性能指标。

四、蒸汽发生器的仿真分析通过对新型蒸汽发生器进行仿真分析，可以评估其性能，并进行优化。

仿真分析的主要内容包括热效率、压力损失和温度变化等指标。

1. 热效率分析通过对蒸汽发生器的能量守恒方程进行仿真计算，可以得到其热效率，即传热效率。

热效率的计算公式为：η = (q / m) / ΔT其中，η表示热效率，q表示传递给冷却剂的热量，m表示冷却剂的质量流量，ΔT表示冷却剂进出口之间的温差。

2. 压力损失分析通过对蒸汽发生器的流动路径进行仿真模拟，可以得到其内部流体的压力分布。

基于键合图理论的AP1000核电站汽轮机系统建模及仿真研究

基于键合图理论的AP1000核电站汽轮机系统建模及仿真研究张小勇,刘　玮,万　伟,董慕杰国核电力规划设计研究院,北京　100094[摘要]　A P1000核电站汽轮机系统是一个复杂且具有多种能量耦合的系统。

利用功率键合图理论,针对建模对象的热力学性质和流体能量性质,建立了A P1000核电站汽轮机系统的伪键合图模型,通过仿真验证了该模型的正确性和有效性,为A P1000核电站汽轮机系统控制策略的研究提供了精确的模型对象。

[关　键　词]　A P1000核电站;汽轮机;功率键合图;建模[中图分类号]　TM623;TP391.9[文献标识码]　A [文章编号]　100223364(2011)0520045205[DOI 编号]　10.3969/j.issn.100223364.2011.05.045STU DY ON MODE LL ING AN D EMU LATION OF THE TURBINE SYSTEMIN AP1000NUCL EAR POWER PLANTZHAN G Xiaoyong ,L IU Wei ,WAN Wei ,DON G MujieState 2level Nuclear Power Planning ,Design and Research Institute ,Beijing 100094,PRCAbstract :The t urbine system in A P1000nuclear power plant is a complex and multi 2energy coupled system ,by using t he bond grap h t heory ,and directing against t he t hermodynamic and liquid energy p roperties of t he modelling object ,a p seudo bond grap h model of t he t urbine system in A P1000nuclear power plant has been established.Through emulation ,t he correct ness and effectiveness of said model have been verified ,providing accurate model object for st udying t he control st rategy of t urbine system in A P1000nuclear power plant.K ey w ords :A P1000nuclear power plant ;steam t urbine ;bond grap h of power ;modelling作者简介:　张小勇(19762),女,内蒙古人,硕士,工程师,主要从事核电站及火电厂仪控系统设计。

蒸汽发生器的建模及仿真

蒸汽发生器的建模及仿真刘奕伽【摘要】蒸汽发生器能否正常运行直接关系到整个核电站的安全运行。

根据蒸汽发生器的结构原理，将蒸汽发生器划分为16个控制体，把蒸汽发生器的上升通道划分为过冷区和沸腾区。

为了更好地反映蒸汽发生器的动态过程，在过冷区和沸腾区之间引入了可移动边界。

在Matlab软件中用编制好的算法和图元搭建蒸汽发生器仿真模型。

给出初始状态下的给水流量进行仿真实验，利用阶跃上升的给水流量做动态扰动实验，得出一次侧冷却剂出口水室温度变化的响应曲线和二次侧蒸汽压力的响应曲线，仿真实验的响应曲线与实际蒸汽发生器工作时的物理状态一致。

该数学模型和仿真程序可以反映出蒸汽发生器运行阶段一次侧、二次侧动态响应过程，对蒸汽发生器设计以及装置事故分析有一定的参考价值。

%The safety of the nuclear power plant operation directly depends on the working status of Steam Generator (SG). The steam generator is divided into 16 control volumes ac-cording to its structure and principles, and divided the rise of the steam generator for cold ar-ea and boiling area.The risen channel ofthe steam generator is divided into sub-cooling sec-tion and superheat section. In order to get better reflection of SG’s dynamic process, a movable boundary has been set between them. Programmed algorithm and drawing units were used in matlab to build simulation model of the steam generator. Doing step up feed water flow dynamic disturbance test under the given initial state of feed water flow simula-tion,the primary side coolant outlet water chamber temperature response curves and the sec-ondary side of steam pressure decreased response curve can be obtained.Response curves of the simulation results and the actual physical working state of SG are the same. This mathe-matical model and simulation program can reflect the primary side and secondary side dynamic response process of SG in operation stage, which could have certain reference value in SG design and equipment accident analysis.【期刊名称】《油气田地面工程》【年(卷),期】2016(035)011【总页数】4页(P81-84)【关键词】蒸汽发生器;工作原理;数学模型;仿真实验【作者】刘奕伽【作者单位】上海交通大学自动化系【正文语种】中文在压水堆核电站中一回路和二回路的换热是通过蒸汽发生器进行的。

核工程中的蒸汽发生器设计与优化

核工程中的蒸汽发生器设计与优化1. 介绍核工程中的蒸汽发生器是核电站的重要组成部分，它负责将核反应堆中产生的热能转化为蒸汽，驱动涡轮发电机组产生电能。

蒸汽发生器的设计与优化对于核电站的安全运行和高效发电具有重要意义。

本文将深入探讨核工程中蒸汽发生器设计与优化的相关内容。

2. 蒸汽发生器原理2.1 蒸汽生成在核反应堆中，燃料棒受到裂变反应产生的高温热能作用，将水冷却剂加热至高温高压状态。

在蒸汽发生器内部，水冷却剂通过管道流动，并通过与管道外壁接触传递热量给水管内流动的水。

由于温度和压力差异，水冷却剂内部形成沿着管道轴向流动的涡旋流，并将热量传递给水管内壁。

2.2 转化为蒸汽在接触到加热后的水管内壁后，液态水开始沿着轴向上升，逐渐转化为蒸汽。

蒸汽随后通过蒸汽发生器顶部的出口离开，进入涡轮发电机组进行进一步的能量转化。

3. 设计原则3.1 安全性蒸汽发生器在设计过程中必须考虑到核电站的安全性。

首先，应该确保设计能够抵御核反应堆事故中可能出现的高温高压等极端条件。

其次，应该考虑到可能出现的泄漏和故障情况，并采取相应措施保护人员和设备安全。

3.2 效率高效发电是核电站运行中的一个重要目标。

在蒸汽发生器设计过程中，需要考虑到热量传递效率、流体流动阻力等因素，并通过合理优化设计来提高能量转化效率。

3.3 维护性蒸汽发生器是核电站中需要经常进行维护和检修的设备之一。

因此，在设计过程中需要考虑到维护人员对设备进行检修和维护时的便捷性，并确保可以快速、安全地进行必要操作。

4. 设计优化方法4.1 流体力学模拟通过使用计算流体力学（CFD）模拟软件，可以对蒸汽发生器内部的流体流动进行模拟和优化。

通过调整管道的尺寸、布局和形状，可以改善热量传递效率和流体流动阻力，从而提高蒸汽发生器的性能。

4.2 材料优化蒸汽发生器内部的材料选择对于其性能和寿命具有重要影响。

通过选择高温、耐压、耐腐蚀等性能优良的材料，可以提高蒸汽发生器的安全性和可靠性。

自然循环蒸汽发生器模块化仿真建模研究

自然循环蒸汽发生器模块化仿真建模研究作者：时浩蔡琦李磊来源：《科技创新导报》 2014年第33期时浩1 蔡琦1 李磊2(1.海军工程大学核能科学与工程系湖北武汉 430033；2.哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨 150001）摘要：目前对于核电站系统二回路的模块化仿真建模技术已较为成熟，而一回路还未完全实现模块化。

利用运行在SimExec平台上的THEATRe软件，以秦山一期核电站为仿真对象，建立冷却剂系统仿真模型，进而对模型进行仿真研究，误差可控制在0.5%以内；将主回路中的自然循环蒸汽发生器进行模块化建模，并通过方案优化，采用边界交换的方法将蒸汽发生器模块与系统主回路进行耦合，耦合前后系统运行参数误差不超过1%；通过瞬态提升功率比较模块化模型与环路模型的瞬态特性，最终得出对自然循环蒸汽发生器进行模块化建模仿真方法可行的结论，并由此提出改进方法及其在实际建模仿真中的建议。

关键词：自然循环蒸汽发生器模块化 THEATRe软件研究中图分类号：TP391文献标识码：A 文章编号：1674-098X(2014)11(c)-0056-04Research for Natural Circulation Steam Generator Modular Simulation MethodSHI Hao1，CAI Qi1，LI Lei2(1. Department of Nuclear Science and Engineering，Naval University of Engineering，Wuhan 430033，China;2.College of Nuclear Science and Technology，Harbin Engineering University，Harbin 150001,China)ABSTRACT：At present,the modular simulation techniques of the second loop in nuclear reactor system have been mature,while the primary loop can not be fully modular simulated.By using the THEATRe software running on the SimExecplatform,taking the Qinshan phase I NPP as the simulation object,a coolant system model can be established,the errors can be controlled within 0.5%;Modular simulating the natural circulation steam generator,then coupled the SG with the primary loop,the distinctions between the modular system with the former system are no more than 1%;Comparing the transient characteristics of the modular model with that of the former loop model by ascending the power transiently,ultimately draw a conclusion on the focus whether the modular simulation techniques of the SG in the primary loop is feasible,and thus give suggestions on improvements and recommendations of the modular simulation methods.Key Words：Natural circulation steam generator;Modular simulation; THEATRe；Research核电站主回路系统的二次侧已经可以实现模块化建模仿真，极大的提高了核电站系统的设计与升级的效率，也为系统的维护与更新带来极大的便利。

核工程中的主蒸汽发生器设计与优化

核工程中的主蒸汽发生器设计与优化核工程中的主蒸汽发生器设计与优化引言：核工程中的主蒸汽发生器（Main Steam Generator，简称MSG）是核电站的核能转化装置之一，起到将核反应堆中的核能转化为蒸汽能量的作用。

MSG的设计与优化对于核电站的安全和经济运行具有重要的影响，因此研究和探索MSG的设计与优化问题具有重要的意义。

一、主蒸汽发生器的基本原理主蒸汽发生器是核电站中的核能转化装置，它的基本原理是通过核反应堆中的核能转化为热能，进而将热能转化为蒸汽，为汽轮机提供动力。

MSG通常由水冷壳管结构组成，壳侧为冷却剂流动路径，管侧为蒸汽流动路径。

冷却剂从核反应堆中流过，吸收核能并升温，然后进入主蒸汽发生器，通过管子和壳体之间的传热作用，将热量传递给通过管侧流动的次级流体，使其加热为蒸汽。

蒸汽经过减压器后进入汽轮机，驱动汽轮机旋转，最终产生电能。

二、主蒸汽发生器设计的考虑因素1. 安全性：主蒸汽发生器是核电站系统中具有高辐射区域的设备之一，必须保证其结构的完整性和可靠性。

设计时需要考虑各种事故条件下的安全措施，如冷却剂泄漏、管道破裂等情况，确保能安全稳定运行。

2. 蒸汽质量：主蒸汽发生器产生的蒸汽质量对于汽轮机的运行和发电效率具有重要影响。

设计时需要考虑如何最大限度地提高蒸汽的干度，减少湿蒸汽对汽轮机叶片的损伤。

3. 传热效果：主蒸汽发生器的传热效果对于核反应堆的冷却剂温度控制和蒸汽产量有重要影响。

设计时需要考虑壳管传热器的结构和流体参数等因素，使得传热效果最佳。

4. 改进措施：主蒸汽发生器设计的优化还需要考虑如何改进结构和流体参数等因素，以提高蒸汽产量和热效率。

三、主蒸汽发生器设计与优化的方法1. 数值模拟：通过数值模拟的方法，可以对主蒸汽发生器的流体参数和传热性能进行研究和仿真分析。

通过改变管子的布置方式、管子的直径和长度等参数，优化主蒸汽发生器的传热效果。

2. 实验研究：通过在实验室里搭建小型主蒸汽发生器的设备，对不同的设计方案进行实际测试，评估其传热效果和蒸汽质量。

蒸汽发生器工作过程建模及仿真分析

Ｍａ．２０７ｒ０
３月
蒸汽发生器工作过程建模及仿真分析
宋京凯，郭海红，姚祺峰，任秋姜
（哈尔滨工程大学，黑龙江哈尔滨１００）５０１
摘要：于分布参数热工对象的集总参数化动力学模型，自然循环蒸汽发生器进行了控制体划分并建基对
时，热量以及冷却剂出口焓的响应曲线。传关键词：汽发生器；学模型；真蒸数仿
中图分类号：Ｌ３Ｔ３１文献标识码：Ａ文章编号：２８０１（０７０ — ０７００５－９８２０）１０２－５
靠性。
安全分析十分重要。目前世界上所有蒸汽发生
在Ｕ型管自然循环蒸汽发生器中，次侧一
器约有一半左右发生了传热管破损事故，使这
流体通过热段入口进入蒸汽发生器传热管束，
收稿日期：０６０ —４修回日期：０６０ —０２０—６０；２０—８３
Ｔｈｅｍｏｅｉｎｉｕａｉｎａｌｓｓｄｌｎｇａｄｓｍｌｔｏｎａｙｉｏｔａｅｒｔｒｗｏｋｉｒｃｓｎｓｅｍｇｎｅａｏｒｎｇｐｏｅｓ
ＳＯＮＧｉｇｋｉＪｎ — ａ，ＧＵＯｉｈｎＨａ— ｏｇ，ＹＡＯ —ｅｇ，ＪＡＮＧｎｑｕＱｉｎｆＩＲｅ — ｉ
蒸汽发生器是连接一回路和二回路的枢

核电站蒸汽发生器水位控制的多模型内模控制方法

核电站蒸汽发生器水位控制的多模型内模控制方法宋洁琼;刘向杰;田吉华【摘要】SteAm generAtor(SG)is An importAnt heAt trAnsfer device in nucleAr power plAnt,its wAter level control system is pArticulArly importAnt during unit operAtion. However,due to the uncertAinty And nonlineArity chArActeris-tics of SG,its chArActeristics Are different under different unit loAd. If A precise mAthemAticAl model is used to de-sign the controller,it is usuAlly difficult to obtAin sAtisfActory control performAnce if the unit operAting conditions chAnged,even it mAy cAuse uncontrollAble. As for these chArActeristics of SG system in nucleAr power plAnt,this Ar-ticle Adopts multi-model internAl model control method,And weight coefficients Are optimized offline by using PSo Algorithm. SimulAtion results show thAt this method cAn further enhAnce the control effect.%蒸汽发生器为压水堆核电站中重要的动力设备和传热装置，其水位控制在系统运行过程中尤为重要。

基于LabVIEW和Modbus的蒸汽发生器半实物仿真

基于LabVIEW和Modbus的蒸汽发生器半实物仿真陈伟;王亚刚【摘要】蒸汽发生器是压水堆核电站最重要的部件之一,其运行状态关系到整个核电站的安全,因此蒸汽发生器的建模与仿真对核电事业的发展有着重要的意义.文中针对压水堆核电站U型蒸汽发生器进行半实物仿真.通过分析U型蒸汽发生器的结构特点与运行原理,运用模块化建模的方法,对蒸汽发生器进行分块建模,并且将仿真数据存储于控制系统中.在LabVIEW软件中根据压水堆核电站蒸汽发生器的划分控制体的数学模型建立仿真模型,采用Modbus协议实现上位机仿真程序与实物端UW500集散系统的数据交互,以进行关键仿真数据采集.半实物仿真模型正确模拟了蒸汽发生器的运行,展现了蒸汽发生器一、二回路的热工参数变化,并在集散系统中存储记录.半实物仿真模型不仅可以用于不同工况的测试研究,也可以作为核电研究的教学展示.【期刊名称】《电子科技》【年(卷),期】2019(032)002【总页数】5页(P75-79)【关键词】压水堆核电站;蒸汽发生器;LabVIEW;Modbus;UW500集散系统;热工参数【作者】陈伟;王亚刚【作者单位】上海理工大学光电信息与计算机工程学院,上海200093;上海理工大学光电信息与计算机工程学院,上海200093【正文语种】中文【中图分类】TP273;TM623核能作为一种清洁、经济、安全的能源，对改善中国能源体系结构、逐步减少环境污染有着重要的意义。

压水堆核电站由压水反应堆、一回路系统和二回路系统3个主要部分组成。

蒸汽发生器是压水堆核电站一、二回路之间的热交换设备[1-2]，其功能是将反应堆所产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧的工作介质，将水加热成为饱和蒸汽，从而推动汽轮机发电。

另外，蒸汽发生器发挥着将带放射性的反应堆冷却剂与不带放射性的二回路水隔离的作用[3]。

蒸汽发生器如果发生破损，不但会造成放射性污染，还会影响核电站的正常发电，造成巨大的经济损失。

核电站立式蒸汽发生器水位动态特性模型

考虑到液态密度和汽态密度之差（Ｐ）Ｐ一 ” 在
ｘ１相对误差、０自动变步长，置负荷的扰动范设
围为＋１％～一１％．００
图２所示的是在５％负荷、０给水量增大１％０
时的水位响应曲线．
负荷变化时的变化并不大，假设为近似不变的先
ｗａｅｎｔａｄｓｕｒａｃｓｍｕａｉｎｔｓｓｗｓｔａｈｐｏｏｅｄｌａｄｓｍｕａｉｎｔｒａｄｓｅｍｉｔｂｎｅｉｌｔｏｅｔｈｏｈｔｔｅｒｐｓｄｍｏｅｎｉｌｔｍｏｅｏｄｌ
给水和蒸汽流量的差，以及密度随压力的变量和
压力随时间的变量，因而这是一个有时变参数的
赵宪萍，：电站立式蒸汽发生器水位动态特性模型等核
２５１
微分方程．了参数Ｆ是常数外，除其他参数如Ｐ，ｐ，ｐ／，ｐｄ都是时问的函数． ”ｄｄ／ｔ因此，不作若进一步的简化和处理，方程是很难求解和进行该
中图分类号：Ｔ６３７Ｔ７３Ｍ２．；Ｍ４文献标志码：Ａ
ＴｈａｅｖｌＤｙａｉａａｔｒｓｉｓＭｏｅｆＶｅｔｃｌｅＷｔｒＬｅｅｎｍｃＣｈｒｃｅｉｔｃｄｌｏｒｉａＳｅｍｎｒｔｒｉｃｅｒＰｏｒＳａｉｎｔａＧｅｅａｏｎａＮｕｌａｗｅｔｔｏ

HTR-10蒸汽发生器的建模及分析

收稿日期 "("(E(BE)F修回日期 "("(E(!E)( 基金项目国家科技重大专项资助项目 bP(CD 作者简介陈 ! 稳 )DD! 男江苏宿迁人硕士研究生从事反应堆模拟机开发研究 " 通信作者眭 ! ? /E,6-%IH-J"+I-039H6&17H&.0
摘要为开发适用于球床模块式高温气冷堆 Q8[E)( 的模拟机采用一体化仿真支撑平台 S`$V12建立了蒸汽发生器的实时热工水力模型模型以传热方程为基础求解两侧工质及金属管壁的温度和焓以流体网络为基础求解两侧工质的压力和流量本文讨论了 B 种节点划分方案针对不同节点划分方案的适用范围提出了建议并采用DC节点划分方案进行后续研究此外通过分析确认了模型在稳态工况下主要参数和分布参数的准确性和合理性并在 )((] 功率稳态工况的基础上模拟了氦气侧流量阶跃的场景分析了模型中主要参数的变化过程动态仿真结果表明氦气流量阶跃会引起一二次侧参数不同程度的变化变化幅度与阶跃程度呈正比且金属管壁和水侧热容二次侧参数变化速率相对缓慢模型再平衡时间较短表明 Q8[E)(采用的螺旋管式直流蒸汽发生器的热惯性相对较小关键词高温气冷堆热工水力蒸汽发生器仿真中图分类号8ABBB!!! 文献标志码*!!!文章编号)(((ECDB)"(")("E(")DE)( !"#)(&F!B<4JK&"("(&4$HG-60&()F)

核电站热力系统的建模与仿真研究

核电站热力系统的建模与仿真研究随着全球对清洁能源的需求日益增长，核电站作为一种可靠且低碳的能源，受到了广泛的关注和应用。

核电站的热力系统是保证核反应堆正常运行的关键部分，对于提高核电站的安全性和效率具有重要意义。

本文将探讨核电站热力系统的建模与仿真研究，为核电站的运行和优化提供指导。

一、研究背景核电站热力系统是指核反应堆和功率转换系统之间的热力传递和能量转化过程。

它包括核反应堆冷却剂的循环、蒸汽发生装置的运行和蒸汽再压缩等。

准确建模和仿真核电站热力系统对于分析热力参数、优化运行方案和预防事故具有重要意义。

二、建模方法1. 传热传质模型：研究核电站热力系统需要建立传热传质模型，包括冷却剂流动模型和换热器模型。

流动模型可以考虑流体的密度、动力学参数、流速分布等，在此基础上预测冷却剂的流态和速度分布。

换热器模型可利用传热和传质方程，考虑冷却剂、热源和换热器之间的传热和传质过程，预测换热器的热效率和压力损失。

2. 系统动力学模型：核电站热力系统是一个复杂的非线性多变量系统，建立动力学模型是实现仿真研究的关键。

可以通过状态空间方程描述系统的动态行为，并考虑温度、压力、流速等参数的相互作用。

同时，可以应用控制理论和稳定性分析方法，研究系统的稳定性和响应性。

三、仿真平台建立核电站热力系统的仿真平台是进行仿真研究的必要条件。

常用的仿真平台包括MATLAB/Simulink、ASPEN Plus、TRNSYS等。

这些平台具有强大的建模和仿真功能，可以支持多物理学耦合、多设备联合仿真，并提供丰富的计算和分析工具。

通过在仿真平台上建立核电站热力系统的数学模型和物理模型，可以模拟系统在不同工况下的运行情况，优化控制策略并预测系统的性能。

四、仿真研究内容1. 事故分析：通过建立核电站热力系统的仿真模型，可以模拟和分析各类事故情况，如管道破裂、泄漏、设备故障等，预测事故的发展趋势和影响范围。

针对事故情况，可以在仿真平台上实现事故预警和智能控制，提高核电站的安全性和应急能力。

秦山300MW核电机组全范围仿真机RCS及SG的建模与仿真

秦山300MW核电机组全范围仿真机RCS及SG的建模与仿
真
周维长
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1996(17)2
【摘要】本文介绍一个用于 PWR 一回路实时仿真及分析的两相热工水力模型。

模型以五个基本守恒方程为基础,考虑了非均相、不平衡态的效应。

该模型已成功地用于秦山300MW 核电机组全范围仿真机主冷却剂系统及 U 型管蒸汽发生器的仿真。

验收测试证明,模型能够准确有效地仿真核蒸汽供给系统的热工水力特性。

【总页数】7页(P118-124)
【关键词】核电站;仿真;冷剂剂系统;蒸汽发生器;秦山
【作者】周维长
【作者单位】亚洲仿真控制系统工程有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TL353.1;TP391.9
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