摘要：反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一,对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一号(HPR 1000)海外首堆的反应堆控制系统功能,对各控制系统被控变量进行了说明;在此基础上,对控制系统参数优化流程进行说明;利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制系统参数进行敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性得到较优的控制系统参数,经性能验证满足设计要求。所获得的反应堆控制系统参数已用于海外华龙一号首堆反应堆控制系统设计,并用于指导核电厂现场调试和核电厂运行。

摘要：反应堆控制系统是核电厂仪控系统的重要组成部分。在岭澳二期工程中,由于采用先进的数字化技术,需要在多方面考虑有关的适应性变化。本文通过对数字化技术的应用研究,论述了反应堆控制系统在采用数字化技术之后的新要求、相应的新设计特点和适应性研究的成果。

摘要：针对核电机组实际启动前无法建立动态运行工况而导致无法对反应堆控制系统(RRC)的组态设计进行评估及分析的问题,介绍了利用反应堆热工水力仿真模型、Labview图形化虚拟仪表编程语言和DAQ数据采集技术研发的RRC仿真测试平台,通过将该测试平台与核电站的实际数字化仪表控制系统(DCS)机柜相连,对实际的RRC实施了单步和关联运行测试,实现了RRC功率运行或瞬态工况下的逻辑预演和动态评估,并逐一排查了大量设计错误或不符合项。岭澳二期核电站3/4号机组的应用实践证明,利用核电站仿真技术对RRC进行调试,可有效降低机组功率运行的大瞬态试验风险,缩短启动工期。

摘要：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。

摘要：本文主要论述了仿真技术在核电厂反应堆控制系统调试中的应用,并通过搭建虚拟仪控测试平台,利用结合热工水利模型为基础的反应堆工艺仿真系统测试,获得并严重控制系统最佳调节控制参数,并在实际DCS设备上对参数进行复核验证,尽可能地使由于无法进行实际被控设备联调而带来的设计或调试问题得到识别,降低风险缩短调试周期。

摘要：液态金属快堆的负荷跟踪控制模式尚处于理论研究阶段,液态金属快堆的物理热工特性相比压水堆有较大差异,对反应堆的运行和反应性的控制带来较大挑战。为实现其负荷跟踪能力,需设计合理可行的液态金属快堆反应堆控制策略和相应的控制系统。本文以液态金属快堆为研究对象,建立了系统程序模型,并在此基础上搭建反应堆控制系统模型。结合液态金属快堆实现负荷跟踪能力的运行要求和液态金属冷却剂的物性特点,提出了液态金属快堆的控制系统策略。对正常运行瞬态和大幅度负荷快速变化瞬态进行计算模拟以验证反应堆控制策略。结果表明,典型的运行工况下,控制系统方案具备良好控制性能,液态金属快堆具备负荷跟踪能力和较高的运行灵活性。负荷跟踪能力的研究为后续液态金属快堆的灵活运行奠定基础,有助于拓展液态金属快堆的应用场景,提高运行经济性。

摘要：本文提出一种新的超临界水堆(SCWR)技术方案,包括双排棒正方形闭式燃料组件、压力容器式低泄漏堆芯、非能动安全系统、反应堆控制系统、滑压启动方案和蒸汽循环系统等。开展了堆芯物理热工耦合计算分析、子通道热工水力分析、典型事故分析、控制系统分析、系统稳定性分析、启动过程分析。计算结果表明,提出的SCWR方案满足设计准则要求,是一种合理可行的SCWR技术方案。

摘要：介绍了吸收球停堆系统的设计原则，分析了不同参数对系统设计的影响，并对吸收球停堆系统的最大可信事故进行了分析。分析表明，本吸收球停堆系统的设计能实现在任何工况下的启动和运行，不会发生失效。

摘要：【英国《国际核工程》1992年5月号第42页报道】俄罗斯认为,进一步发展他们国家核动力的唯一途径是,设计完全新的反应堆,例如铅冷增殖反应堆。这种堆可能为实现固有安全原理的核技术扫清道路。但是,这需经过详细的分析和试验来证实,其中包括建造一座试验堆。