AP1000主回路系统热工水力瞬态计算程序RETAC的开发

AP1000典型事故工况瞬态热工水力特性研究作为第三代改进型压水堆的代表,AP1000创新性地采用了一系列自然力,包括重力、自然循环、自然对流和压缩气体膨胀等来保证其非能动安全性。

根据国家核电发展战略,我国将在引进、消化、吸收AP1000核电技术的基础上,推出具有自主知识产权的更大功率的先进压水堆CAP1400和CAP1700。

目前CAP1400的概念设计已初步完成。

本文采用不同分析工具针对AP1000典型事故工况瞬态热工水力特性的若干关键问题进行了不同层次的研究。

首先根据AP1000的具体结构和运行特点,建立了一套合理完善的数学物理模型,包括:堆芯模型、自然循环蒸汽发生器模型、电加热稳压器模型、主泵模型、非能动余热排出系统模型、临界流模型和辅助模型。

与美国西屋公司针对AP600和AP1000开发的非LOCA瞬态热工水力系统程序LOFTRAN相比,在蒸汽发生器的模型方面,LOFTRAN采用蒸汽发生器二次侧集总参数两区模型,而本文采用更先进也更符合实际的蒸汽发生器二次侧分布参数模型;在稳压器的模型方面,相比于LOFTRAN两区不平衡模型,本文配备了可供选择的三区不平衡模型和多区不平衡模型。

另外,本文从基本的质量、动量和能量守恒方程出发,创新性地建立了AP1000非能动余热排出系统模型。

本文进一步采用FORTRAN程序设计语言,开发了AP1000非LOCA瞬态热工水力系统程序RETAC(REactor Transient Analysis Code)。

RETAC采用模块化编程技术,便于修改和二次开发。

在建立的数学物理模型基础上,对AP1000主回路系统及非能动余热排出系统进行控制体划分,采用吉尔(Gear)方法对所获得的常微分方程组进行数值求解。

RETAC程序计算获得的稳态结果与西屋公司设计控制文件(DCD)给定的额定值符合较好。

本文进而针对汽轮机跳闸事故及自动降压系统误开启事故进行分析,分别与大型商用程序RELAP5及西屋公司LOFTRAN程序的计算结果进行对比,对比结果符合良好,证明了RETAC程序建模的合理性与准确性。

AP1000反应堆功率控制系统棒联锁逻辑分析'AP1000反应堆功率控制系统棒联锁逻辑分析1 概述反应堆功率控制系统用于维持和调节反应堆堆芯参数在设计要求范围内，以确保反应堆按照电厂功率要求输出热功率。

作为主要过程控制系统之一，反应堆功率控制系统的控制逻辑设计对电厂稳定运行至关重要。

AP1000反应堆功率控制系统包括两个子系统：反应堆冷却剂平均温度（Tavg）控制子系统和反应堆轴向功率偏移（AO）控制子系统（以下简称Tavg控制和AO控制）。

Tavg控制响应二回路负荷要求,根据一回路工艺过程实测温度值与二回路要求值之间的偏差计算并输出控制，调节反应堆功率控制棒组（M棒组）按一定速率（8步/分至72步/分）在堆芯移动，从而实现维持或调节反应堆冷却剂平均温度在程序设定值的目的,Tavg控制即反应堆输出热功率控制.AO控制根据堆外核测仪表所测的反应堆上下部功率之差（反应堆功率轴向偏差)与系统设定偏差带之间的偏移量来计算并输出控制,调节反应堆轴向功率偏移控制棒组（AO棒组)按固定速率（8步/分）在堆芯移动，从而维持轴向功率偏差在要求的偏差控制带内。

反应堆稳定运行及瞬态过程中，Tavg控制子系统和AO控制子系统同时独立采集不同的堆芯参数，响应不同的控制要求，逻辑上独立运算，最终输出控制指令至棒控系统不同类型的控制棒组。

在系统功能设计上两者相对独立，但在实际控制执行中,两者存在逻辑接口。

西屋原设计中两个子系统的逻辑接口包括：(1）在控制棒交换过程中,AO控制棒将执行Tavg控制指令,此时仅执行Tavg控制。

（2）在M棒移动过程中，AO棒的移动将被闭锁，直至M棒动作(Tavg调节）结束。

接口1：是AP1000反应堆控本文由联盟收集整理制过程中的周期性操作,本文不做分析.接口2）即为实现M棒组动作优先于AO棒组动作的棒联锁设计，M棒动作指令将直接作为闭锁AO棒移动的条件之一，本文重点对此联锁设计进行分析.2 控制要求及棒联锁逻辑分析2.1 反应堆控制要求如前所述，反应堆正常运行过程中，棒控系统将独立接收来自Tavg控制和AO控制输出的M棒和AO棒动作指令，M棒移动（提棒或插棒）将闭锁AO棒移动（提棒或插棒），直至M棒动作指令结束.此控制策略体现了Tavg控制要优先AO控制，在某一瞬态均有Tavg和AO调节需求时，只有先完成Tavg调节后才能进行AO 调节。

AP1000 一回路冷热腿温度信号处理分析发布时间：2022-01-07T05:13:33.178Z 来源：《中国电业》2021年第22期作者：霍学华赵瑜龙[导读] AP1000是世界先进的第三代核电技术，其一回路冷却剂系统作为核电厂的三道屏障之一霍学华赵瑜龙山东核电有限公司山东省烟台市 265116 摘要：AP1000是世界先进的第三代核电技术，其一回路冷却剂系统作为核电厂的三道屏障之一，是AP1000最重要的系统之一。

本文将重点介AP1000一回路温度信号的处理过程，对机组运行期间的温度仪表故障分析和处理有一定的借鉴指导意义。

关键词：AP1000，一回路冷却剂系统，热电阻，处理分析引言AP1000一回路冷热腿热电阻是1E级仪表，其信号作为监视一回路温度的关键参数，是保护与安全监测系统的重要输入信号，主要用于触发紧急停堆及相应专设安全设施，是机组紧急故障下仍能处于安全状态的关键参数。

本文重点介绍AP1000一回路冷却剂系统冷热腿热电阻的信号处理过程。

1信号处理AP1000一回路冷却剂系统共有2个环路，每个环路有2条冷腿，1条热腿，冷热腿温度信号分别送往反应堆保护系统，用于反应堆保护逻辑的计算及事故后监视；部分热腿温度信号送往多样化驱动系统，用于多样化驱动系统的保护逻辑。

1.1 系统简介一回路冷却剂系统冷热腿热电阻为双支8线制PT100热电阻，属１Ｅ级，仪表具有抗震要求，设计寿命为20年。

反应堆保护系统设有独立的4个冗余序列，每个序列接收2个冷腿温度信号，3个热腿温度信号，用于参与一回路平均温度的计算。

1.2 温度信号转换参考文献[1] 冀焕青. AP1000核电站数字化反应堆保护系统 [J]. 自动化与仪表. 2013 (02)[2] 张淑慧,任永忠. AP1000核电厂仪控系统介绍 [J]. 自动化仪表. 2010 (10)。

AP1000型核电站大型循环水管施工技术探讨1施工特点按照设计标准DL/T869-2004《火力发电厂焊接技术规程》中的规定要求，管子和刚性环的对接焊缝都需要做焊后热处理，同时设计又要求刚性环和管子焊接的角焊缝也要做焊后热处理。

由于管子直径大，单节管子上要进行热处理的焊缝数量多（纵焊缝2条、环焊缝1条、刚性环对接焊缝8条、角焊缝8条），如果采用常规履带式远红外加热器的热处理方式，需要投入相当大的人力和物力，而且角焊缝部位采用上述方式进行热处理时很难达到良好的热处理效果。

另外，根据项目的进度计划要求，每天必须要完成两段标准管段的制作，而此项工作的主要瓶颈在于热处理环节。

如果采用常规热处理方式，将会处于既耗时又达不到质量要求的两难境地。

2主要技术方案针对循环水管道焊接角焊缝热处理难操作的实际情况，采用多条焊缝同时进行热处理的工艺，且不需要对焊缝进行包扎、保温棉和固定加热片，减少人力、物力的投入；循环水管节压口施工采用千斤顶和7字形角钢支座；循环水管道焊接采用气体保护焊；优化循环水管焊接工艺流程，采用先内后外的流水线施工；循环水管阴极保护系统采用牺牲阳极法与外加电流相互配合，达到防止管道电化学腐蚀的目的。

3关键技术措施3.1管道制作中的整体热处理热处理炉主要由炉壳、弧形炉盖、保温材料（保温棉、保温压板、保温钩钉）、钢丝网、加热器、K型热电偶、温控仪、输出线等材料组成。

炉壳（7.3m某6.5m某3.2m）和弧形炉盖（8m某7.7m某2.5m）由3mm钢板和加固筋拼焊而成，钢板间的焊接全部为连续密封焊，以保证炉内密封性。

炉壳其中一面开有一个方形人孔门（0.95m某1.2m），以便人员进入炉内进行维修等工作，人孔门在热处理的升温、恒温阶段关闭，在冷却过程中打开，以便在热处理缓冷过程中进行适当通气。

保温材料通过钢丝网、保温压板和保温钩钉固定在加热炉的内壁，并在炉壳内壁布置两层96片15kW的加热器和24根K型热电偶。

AP1000燃料组件的热工水力研究在核电厂的正常运行及事故工况下,都会出现非常复杂的热工水力现象,而反应堆又是一种结构紧密、单位体积释热率极高的热源,因此需要提高其设计的可靠性来保证堆芯不会损坏;并确保反应堆即使在严重事故工况下也不会导致放射性物质的泄漏。

为了获得堆芯热工参数在稳定运行及事故中的变化过程,需要进行可靠的反应堆热工水力分析。

本文通过计算流体力学程序Fluent和一维子通道程序COBRA-Ⅳ的计算,研究组件内部温度场和速度场的分布情况,并将Fluent与COBRA-Ⅳ的计算结果进行对比,以验证Fluent程序在计算三维组件时的准确性。

首先,通过这两种软件计算3×3组件在发生失流事故时出口温度的变化过程,再对AP1000八分之一组件稳态运行时的内部温度场和速度场的分布情况进行模拟计算,并初步研究格架对流动的影响及计算在不同模型下格架的阻力系数。

计算表明,Fluent程序在不同工况下计算得到的子通道内的温度分布与一维子通道程序COBRA-Ⅳ的计算所得结果相比,两者趋势一致,且出口温度的误差在1%以内,从而证明改进后的Fluent程序适用于AP1000的堆芯计算;在分析流场时,通过CFD程序与子通道程序相结合的分析方法,一方面可以更直观的表示通道内轴向流速沿堆芯高度的分布情况,并能观察格架对冷却工质横向流动的影响,另一方面还可以准确的计算出子通道间的横向和轴向的流速大小;由于模型的简化及相关尺寸参数的缺乏,通过Fluent程序计算得到的格架阻力系数与COBRA-Ⅳ文件内的参考值有较大偏差,但仍有一定的参考性。

通过Fluent程序与COBRA-Ⅳ程序的结合使用,既能得到全面直观的三维结果和局部热工流体特征,又能快速有效的得出DNBR以及燃料棒内部温度的分布情况。

因此在热工分析中,通过两者的配合使用,既能提高计算效率,也可满足不同的计算要求。

图1图1中整体管段管长大于22m，整体管线较长；仅A、B两个管道入口，且入口处空间较小，A处可用空间小于2倍管径，B处可用空间长度小于1倍管径，可用空间较小；管道包含10个弯头与2个三通，弯头最吴胜,贾凤鸣,廖军,陶玉友.一种简易长寿命绝缘电缆保护装置在电力设备二次线缆保护中的应用[J].低碳世界,2017(25):56-57.DOI:10.16844/10-1007/tk.2017.25.038.贲飞,孙浩,侯培红.压簧复位式断路器绝缘自动保护装置设计[J].电子制作,2015(19):78-79.DOI:10.16589/11-3571/图2信号部分：信号部分由外部的控制信号发生器根据操作员的执行发送运动指令，通过数据线缆传输至检查装置的信号编译模块，信号编译模块将运动信号编译成脉冲信号发送至脉冲驱动模块驱动步进电机前进。

驱动部分：步进电机通过传动模块同时驱动多组驱动轮，在某一驱动轮悬空时，可通过其他驱动轮驱动前进；传动装置上装有计步齿，将实际前进的步数转换为脉冲信号返回至信号编译模块后传输回信号控制模块。

视频检查部分：视频采集模块安装在检查装置前端，整体独立于驱动部分，通过数据线缆将采集的数据传输到外部控制器的视频解析模块，通过解析模块展开平铺，最后得到最终的检查视频。

外部辅助部分：外部辅助装置由线缆收放模块与有光电编码识别模块组成，光点编码模块通过识别电缆上的定距离标签来识别装置前进的实际距离，与检查装置图3检查装置由驱动轮驱动，通过传动杆与动力模块相连，并将传动杆提供的支撑力转化为摩擦力，驱使爬行装置动作；装置内含小型舵机与传动机构用于调整推力盘位置，进而可以改变车体整体大小，即传动杆外撑程度，进而主动地适应管道管径变化。

推力盘内含1组支撑弹簧，通过弹簧减少装置行进过程中的振动，并缓冲管道细微变化，自适应管道小范围变化。

装置尾端加工了带锁定的螺纹结构，防止车体行进时连接装置脱离，并为数据、电力线缆提供连接插座。

AP1000核电站额定功率运行时单台给水泵跳闸瞬态的研究摘要：AP1000的核电站在额定功率的运行时，采取三台33%容量的电动泵来给水，没有备用泵。

经过对70%与100%额定功率的平台蒸汽流量以及给水流量实施稳态平衡的计算，并且验证一台泵在跳闸以后，有两台泵可以保证电站70%的额定功率工作。

同时分析了CENTS的程序建立，得出在这个瞬态下不需要迅速降低功率。

关键词：AP1000核电站；额定功率；单台给水泵；跳闸瞬态1.前言在核电站的主给水体系中，主要由蒸汽发生器（steam generator，SG）来提供给水，以确保电厂安全性与正常运行。

在水系统出现各类危险的工况时，会影响到蒸汽发生器安全运行，继而影响到核电站反应堆与核岛回路，甚至于会引发反应堆跳堆。

经模拟分析额定功率的运行过程中，给水泵具有跳闸的瞬态工况，能够获取瞬态时机组给水压力与流量等参数，以便对瞬态下电站运行安全性进行分析。

2.分析单台给水泵组的跳闸瞬态2.1分析瞬态以后给水泵组的工况变化在核电站正常运行的过程中，AP1000中主给水的控制阀主要采取三冲量的控制体系，主要把蒸汽发生器液位当作输入的信号，主要是通过改变阀门的开度，使蒸汽流量与给水流量相匹配，确保在特定的范围内蒸汽发生器液位可以浮动，通常主给水的调节阀中三冲量的控制体系从图一中可以看出。

在图二中，三台给水泵在额定功率下运行时，泵工作点主要是A点。

当一台泵出现跳闸以后，泵具体工作点会从A点转移到B点，伴随给水的流量减小，当比蒸汽流量小时，蒸汽发生器水位会不断下降。

经三冲量的调节，能够增大给水流量的调节阀实际开度，降低节流的阻力，减小运行时给水泵的出口背压，加大给水的总量，对蒸汽发生器液位下降进行缓和，而运行泵工作点会从B点转向C 点。

C点位置两台运行泵水量比额定的给水量大，产生给水泵流量最大的工况点。

伴随给水流量提高、反应堆的功率与汽轮机的功率减小，蒸汽的发生率逐渐回升，可降低给水的调节阀实际开度，确保蒸水量的平衡，其运行泵工作点逐渐从C点转到D点，使得汽轮机的功率、给水实际流量、反应堆的功率以及蒸汽流量达到新平衡点[1]。

AP1000蒸汽发生器热工水力概述Abstract： The article describes the principle of operation，style and brief structure for steam generator， specially discusses the thermal-hydraulic background ， parameters and effects.Key Words： Steam Generator， AP1000， Thermal-hydraulic蒸汽发生器是压水堆核电厂一回路、二回路的枢纽，它将反应堆产生的热量通过热交换传递给蒸汽发生器二次侧，产生蒸汽推动汽轮机做功。

蒸汽发生器又是分隔核岛和常规岛的压力边界，保证将放射性介质封闭在一回路中，保障核电厂的运行安全，属于安全核一级设备。

1.蒸汽发生器工作原理、分类、结构概述1.1 蒸汽发生器的分类：1）按照二回路工作介质在蒸汽发生器中流动方式，可分为自然循环蒸汽发生器和直流（强迫循环）蒸汽发生器；2）按传热管形状，可分为U形管、直管、螺旋管蒸汽发生器；3）按设备的安放方式，可分为立式和卧式蒸汽发生器；4）按结构特点，有带预热器和不带预热器的蒸汽发生器。

1.2 压水堆U形管蒸汽发生器工作原理：从反应堆来的冷却剂由蒸汽发生器进口接管进入水室封头，流经U形管，在流经U形管时将热量交换传给二回路给水，最后通过出口水室、出口接管流回反应堆。

二回路给水由上筒体处的给水接管进入给水环，与汽水分离后的疏水混合后，由筒体和包壳之间的环形通道下降到底部，在U形管外空间加热并汽化后，进入初级分离器和次级分离器进行汽、水分离，分离后的饱和蒸汽由顶部出口送到汽轮机，分离后的水重新加入下次换热循环。

1.3 AP1000蒸汽发生器结构AP1000蒸汽发生器采用2台典型的直立式带有一体化汽水分离器的U 型管自然循环蒸汽发生器。

AP1000非能动余热排出系统建模与瞬态数值分析王伟伟;苏光辉;田文喜;秋穗正【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2011(045)012【摘要】针对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)的具体结构,采用FORTRAN 程序设计语言自主开发了瞬态分析程序RETAC-PRHRS(REactor Transient Analysis Code-Passive Residual Heat Removal System).利用编制的程序对PRHRS误开启事故进行分析,得到了堆芯归一化热功率、流量、最小偏离核态沸腾比(MDNBR)、系统压力、PRHRS流量等主要系统参数的响应特性.分析结果表明,在PRHRS误开启事故发生时,主要系统参数未超出规定限值,不会触发反应堆停堆.并将计算结果与热工水力分析软件,包括西屋公司开发的LOFTRAN及GSE公司开发的Topmeret/THEATRe的计算结果进行对比.对比趋势符合良好,从而证明了AP1000 PRHRS建模的合理性.【总页数】6页(P1456-1461)【作者】王伟伟;苏光辉;田文喜;秋穗正【作者单位】西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,核科学与技术系,陕西西安710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,核科学与技术系,陕西西安710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,核科学与技术系,陕西西安710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,核科学与技术系,陕西西安710049【正文语种】中文【中图分类】TL33【相关文献】1.非能动余热排出系统的瞬态特性数值分析 [J], 苟军利;秋穗正;樊普;贾斗南2.AP1000非能动余热排出系统共因失效研究 [J], 周蓝宇;齐实;周涛3.全厂断电事故下 AP1000非能动余热排出系统瞬态特性数值分析 [J], 王宝生;王冬青;董化平;姜晶;张建民4.AP1000非能动余热排出系统瞬态工况分析 [J], 王甲强;魏光军5.AP1000安全壳环境状态对非能动余热排出系统运行的影响 [J], 邱志方;刘伟东;吴鹏;陈伟;黄慧剑因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

CPR1000设计瞬态计算中的RETRAN建模
周静
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】2009(0)S2
【摘要】介绍了中国改进型压水堆1000MW核电站(CPR1000)设计瞬态计算中的RETRAN程序建模方法。

首先对核岛主设备几何参数进行计算;然后按照应力计算的要求,对CPR1000主设备进行了详细地模拟,建立了大量的控制容积和导热构件。

分别进行了稳态调试以及事故瞬态计算,并与珐玛通公司的计算结果进行了比较。

结果表明,RETRAN程序模型基本满足设计瞬态分析和设备应力分析边界条件的模拟要求。

【总页数】5页(P26-30)
【关键词】CPR1000;RETRAN;导热构件;设计瞬态
【作者】周静
【作者单位】中广核工程有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TL35
【相关文献】
1.增压直喷汽油机增压系统瞬态过程建模计算与优化 [J], 肖茂宇;石磊;邓康耀
2.RETRAN程序在300MW核电厂事故分析中的建模及应用 [J], 杨杏波
3.CPR1000核电站除氧器瞬态计算研究 [J], 王晓东;向魁;黄涛
4.二维瞬态磁场有限元建模及计算 [J], 陈志国
5.瞬态冲击下车辆动力学建模及仿真计算 [J], 文振华;程浩;廖耘;傅勤毅
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