核電廠重要的核輔助系統(tǒng)建模研究及應(yīng)用.pdf

1、核電的安全性和經(jīng)濟(jì)性始終是人們關(guān)注的問(wèn)題。為了保證核電廠的安全性、提高經(jīng)濟(jì)性，計(jì)算機(jī)和控制、信息技術(shù)正越來(lái)越多地被應(yīng)用于核電領(lǐng)域。這其中的主要體現(xiàn)就是計(jì)算機(jī)仿真技術(shù)和數(shù)字化儀控技術(shù)在核電站的應(yīng)用。本論文以擴(kuò)展核電站安全分析對(duì)象范圍為目標(biāo)，圍繞核電站輔助系統(tǒng)流體網(wǎng)絡(luò)計(jì)算分析問(wèn)題，針對(duì)CPR1000型核電站，進(jìn)行了單相流體網(wǎng)絡(luò)的熱工水力數(shù)值模擬與計(jì)算分析研究。首先以化學(xué)和容積控制系統(tǒng)和硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)為對(duì)象，進(jìn)行了詳細(xì)的系統(tǒng)流程分析，在此基礎(chǔ)

2、上進(jìn)行了簡(jiǎn)化，得到具體的研究對(duì)象。其次，將復(fù)雜的系統(tǒng)對(duì)象拆分成不同的基本部件，分析并建立了相應(yīng)的數(shù)學(xué)模型。最后通過(guò)對(duì)系統(tǒng)設(shè)計(jì)數(shù)據(jù)的收集和轉(zhuǎn)換，使用Flowmaster軟件，將各部件組合形成了詳細(xì)的輔助系統(tǒng)流體網(wǎng)絡(luò)模型。本文針對(duì)含有熱工流體網(wǎng)絡(luò)模型的壓水堆核電站核輔助系統(tǒng)建立仿真模型，構(gòu)成了較完整的虛擬電廠核輔助系統(tǒng)的熱工流網(wǎng)模型，根據(jù)實(shí)際電廠正常運(yùn)行過(guò)程中所發(fā)生的瞬態(tài)工況進(jìn)行實(shí)時(shí)模擬計(jì)算。并將計(jì)算結(jié)果與電廠實(shí)際運(yùn)行過(guò)程中曲線對(duì)比，驗(yàn)證了