《核能系统运行与安全系列 先进重水反应堆空间控制策略》（印）拉文德拉·蒙杰，巴拉萨赫布·帕特，阿基拉南德·蒂瓦尔编；马战国译|(epub+azw3+mobi+pdf)电子书下载

图书名称：《核能系统运行与安全系列 先进重水反应堆空间控制策略》

【作　者】（印）拉文德拉·蒙杰，巴拉萨赫布·帕特，阿基拉南德·蒂瓦尔编；马战国译

【丛书名】核能系统运行与安全系列

【页 数】 139

【出版社】 哈尔滨：哈尔滨工程大学出版社 , 2021.04

【ISBN号】978-7-5661-3023-5

【价 格】78.00

【参考文献】 （印）拉文德拉·蒙杰，巴拉萨赫布·帕特，阿基拉南德·蒂瓦尔编；马战国译. 核能系统运行与安全系列 先进重水反应堆空间控制策略. 哈尔滨：哈尔滨工程大学出版社, 2021.04.

图书封面：

《核能系统运行与安全系列 先进重水反应堆空间控制策略》内容提要：

本书以先进重水反应堆为研究对象，介绍了多种可用于大型商用核反应堆空间功率分布的控制器设计方法，并对每种控制方法的有效性进行了仿真验证。为了便于复杂系统控制器的设计，本书还介绍了高阶-多时间尺度复杂系统的分解技术。本书对当前比较流行的先进控制器设计方法进行了全面介绍，译著本书的目的是实现先进控制技术在大型商用核反应堆控制和运行过程中的应用。本书可作为核工程领域和自动控制领域控制技术学习人员的参考用书，也可以作为相关专业的科研人员参考用书。

《核能系统运行与安全系列 先进重水反应堆空间控制策略》内容试读

第1章绪

论

1.1概

述

尽管原子的体积是极小的，但是原子核中蕴含着巨大的能量。1904年，原子核物理学之父欧内斯特·卢瑟福曾写道：“如果可以任意控制放射性元素的衰变速度，那么就可以从少量的放射性物质中获得巨大的能量。”1934年，物理学家恩利克·费米证实用中子可以使多种原子发生核裂变。1938年秋，德国科学家奥托·哈恩和弗里茨·斯特拉斯曼在中子轰击铀靶的实验中发现了钡元素。1939年，奥地利物理学家莉泽·迈特纳和奥托·罗伯特·弗里施证实了哈恩实验中铀元素发生了裂变，并使用“核裂变”来命名这一过程。1941年，费米和他的助手列奥·西拉德设想和提出了轴元素链式反应，后来在费米的主导下实现了铀元素链式反应并进行了应用。1942年初，由费米主导的科学家团队在芝加哥大学成立开始进行铀元素链式反应的设计和验证。1942年11月，该团队完成准备工作开始建造世界上第一座核反应堆。1942年12月2日上午，在伊利诺伊州芝加哥大学内，世界上第一座自持式原子核链式反应堆成功建成。至此，原子能的科学理论成功转换为技术现实3]。核能发电是和平利用核能的一个重要方向，将核能转变为电能的各种系统的综合称为核电厂。20世纪50年代，第一座商用核电站开始运行。参考世界核能协会2016年的数据8)，

世界范围内在运行的核电站有440座，分布于31个国家，总的发电量超过380000MW(兆

瓦，电功率)，另外有在建的核电站60多座；作为一种可持续的、可靠的并且无碳排放的能源，核能发电量大约占全世界总发电量的11.5%；除了商用核电站，还有大约240多座研究性核反应堆，这些研究性核反应堆分布在56个国家中。此外，还有180多个核反应堆为大约140艘船舶和潜艇提供动力。

印度的核能发电（核电）是仅次于火力发电、水力发电和可再生能源发电的第四大电力来源。参考印度核电有限公司2016年的数据)，印度总计有7个核电厂，21座在运核电机组，核能发电能力为5780MWe:此外有在建核电机组3座，建成后新增核能发电能力3800MWe。在印度所有的核电站中，除了位于塔拉普尔原子能发电站的2个反应堆是沸腾水反应堆（简称

沸水堆，BWR)及位于库丹库拉姆核电站的1座反应堆是加压水慢化冷却反应堆（简称压水

堆，PWR)外，其余的反应堆全部是加压重水慢化反应堆（简称重水堆，PHWR)。重水反应堆

采用天然铀作为核燃料，以重水作为慢化剂。在印度核能研究计划中，研究计划的第一阶段是基于现有重水反应堆的运行经验结合国际上的研究趋势，以及印度本土化的研究成果对现有重水反应堆的设计进行改进：第二阶段是在以铀钚混合碳化物作为核燃料的快中子增殖实验堆的研究基础上进行快中子增殖反应堆的研究；印度有很大的钍元素保有量，因此第三阶段是以钍作为核燃料进行反应堆的研究，并进行大规模发电2四-)。为了实现钍燃料反应堆技术的

设计及钍燃料循环周期相关技术的研究，印度设计了先进重水反应堆(AHWR)。本书以先进

重水反应堆作为研究对象。

先进重水反应堆空间控制策略

1.2先进重水反应堆

先进重水反应堆的堆芯长度是3.5m,如图1.1所示，堆芯组件有513个栅格位置，其中452个栅格位置布置燃料棒组件，24个栅格上布置的是堆芯反应性控制相关的控制棒，包括中

子吸收棒、补偿棒和功率调节棒(RR),每种反应性控制棒为8根。正常工况下，中子吸收棒全

部插入堆芯，此时的补偿棒全部提出堆芯：功率调节棒则部分插入堆芯，通过改变功率调节棒插入堆芯的位置来精细地调节堆芯的功率分布。在8个功率调节棒中，4根功率调节棒是自动控制的，另外4根功率调节棒是手动控制的。其余37个栅格中布置的是1号停堆系统所需的停堆棒。中子通量分布通过堆芯外的电离室和堆芯内的中子探测器进行测量。在低功率工况下，堆芯总功率通过电离室的测量数据进行计算：在整个功率范围内，堆芯总功率通过堆内中子探测器的测量数据进行计算。堆芯内的中子通量空间分布主要通过堆芯内中子探测器进行测量3,6-8,0。堆芯内同时也布置了452根冷却剂管道和相同数量的尾管和进水管，16根下降管，4个卧式圆柱形汽包，以及1个进口集管，这些设备组成先进重水反应堆的主传热系统。为了说明主传热系统的结构，这里对主传热系统进行了简化。简化后的主传热系统的结构图如图1.2所示。该系统包括冷却剂管道、尾管、给水管、下降管、汽包和给水集管（为简单起见，图中只显示了一个汽包)。堆芯冷却剂在吸收裂变释放的热量后开始沸腾，形成的蒸汽

通过尾管聚集到对应的汽包中。冷却剂在堆芯的驱动力是7MP压力，由从尾管到汽包的自

然对流形成的。在汽包中，存在汽水分离阶段和给水混合阶段。蒸汽供给汽轮机；过冷水通过下降管进入公用进水管最后回流到冷却剂管道；冷却剂通过公共进水管供给到单个进水管，最

后进人冷却剂管道5,28，，30

2345678910山1213141516171819202122232423

A

OaEEOEEX

-2

N

ū

。功率调节棒

●停堆控制棒

PEKXE

。中子吸收棒

⊙补偿棒

z

图1.1先进重水反应堆堆芯分布图7)

2

第1章绪论

MSIV

CIES

TGV

汽包

CSDV

汽轮机

发电机

足

FWTCV

吴

2号高压

冷凝器

LCV

加热器

海水

下降管

尾管

足

公共进水管

AHWR

堆芯

给水管

MSIV一主蒸汽隔离阀；CES一组合式隔离应急截止阀；TGV一汽轮机调节阀；

CSDV一凝汽器排汽阀；FWTCV-一给水温度控制阀；LCV一汽包液位控制阀。

图1.2先进重水反应堆主传热系统简化图

由于可能发生核事故或核破坏，诸如先进重水反应堆之类核电站的运行和控制已经成为一个具有挑战性的难题。在核电站都设计和采用了一系列的安全系统和控制系统来避免发生核安全事故；同时，核电站运行过程中也设计和采用了运行规程和应对策略，在核事故不可避免的情况下，避免或减少放射性物质释放对公众的影响。随着现代设计的核电站规模越来越大，发生核事故后造成危害的严重性也越来越大，因此必须对核电站控制策略进行深入研究。

1.3空间控制问题

反应堆堆芯发生裂变后会生成多种裂变产物。氙-135(35X)作为裂变产物之一，由

于有大的热中子吸收截面，在空间控制问题中要特别注意。由裂变直接产生的氙-135的份额很小，大多数的氙-135是由先驱核碘-135(135)衰变产生的。同时，氙-135的衰变速度小于碘-135的衰变速度，而且氙-135主要是靠吸收中子消失。当堆芯的中子通量突然增加时，氙-135吸收中子后消失，氙-135浓度将会减小，此时堆芯的中子通量会进一步增大。这个过程会持续数个小时，中子通量和氙-135的浓度变化出现相反的变化趋势。中子通量的增加最终导致氙-135浓度的提高，然后进入中子通量减少的过程。由此可知，在堆芯内氙-135会引起中子通量的振荡，称为氙振荡现象4,6。在小型反应堆中，氙振荡现象可以通过控制棒进行有效控制，因此在小型反应堆的控制和运行过程中不是很关注氙振荡问题。但是在大型反应堆中，由于堆芯的尺寸是中子行程的若干倍，空间氙振荡现象将会比较严重。在大型反应堆中，如果不对空间氙振荡问题进行控制，那么在反应堆堆芯中某些位置的功率密度和功率变化速率将会超过安全阈值，在严重的情况下将会造成燃料

先进重水反应堆空间控制策略

棒的损毁。因此在大型反应堆中，除了反应堆总功率控制系统外，堆芯功率空间分布控制也是至关重要的。堆芯功率空间分布控制的主要目的是保持堆芯的功率分布形状符合设计要求

在进行大型反应堆控制分析和反应堆控制设计过程中遇到的首要问题就是反应堆数学模型的推导和建立。在小型反应堆中，著名的点堆动力学模型足够用于分析反应堆堆芯平均中子通量（堆芯平均功率）分布和相关先驱核的衰变过程。但是，对于大型反应堆而言中子通量分布形状会发生变化，而点堆动力学模型不能分析中子通量在空间上的变化和分布。因此，在对大型反应堆进行分析时，需要建立更加详细的时空动力学模型。此时，首先要做的就是推导和建立能够描述反应堆堆芯所有重要特性的数学模型：然后建立离线计算方法并进行计算机求解，同时设计适合的控制算法对系统的瞬态过程进行计算分析。

就反应堆功率空间分布控制问题而言，需要特别注意的是，反应堆模型属于一类特殊的系统，称为奇异摄动系统。在此类模型中，同时存在随时间缓慢变化（慢变）的模型和快速变化（快变）的模型。两种模型同时存在将会使控制系统出现“病态”问题。幸运的是，已经有大量的文献对奇异摄动问题及其控制进行了研究，研究成果可以应用于奇异摄动系统分析和控制器设计。采用已有的分析技术后，反应堆模型可以转换为完全不存在刚度问题的可控、可分析的模型。在反应堆模型转换后，就可以采用多种方法对空间功率分布问题进行分析和控制

功率反馈控制（总功率反馈或者平均功率反馈）通常可用于中小型反应堆控制问题：而对于大型反应堆，通常必须同时采用总功率反馈控制和空间功率分布反馈控制才能满足对空间功率分布控制的要求。静态输出反馈控制存在的最大的问题是不能保证任意极点的位置，这样静态输出反馈不能满足所有控制性能的要求。因此在某些性能指标需求较高的情况下，不能采用静态输出反馈控制，此时可以采用动态输出反馈控制。但动态输出反馈控制会使反馈系统复杂化。对于任意极点位置配置问题，状态反馈控制将是一个更加适合的控制方案。状态反馈控制器在系统中应用时需要对系统的状态进行观测，同样地，状态观测器的设计又会使系统复杂化。此时，一个优化的控制方案是采用现代控制技术，利用系统输出信息对系统进

行控制。此类控制方法有快输出采样(FOS)控制和周期输出反馈(POF)控制。此时，需要处

理好系统中固有的多时间尺度特性所引起的复杂性问题。

1.4反应堆控制问题回顾

由于系统存在大范围不同变化速度的变量之间的相互作用，导致系统的特征值被分成几个群组，并且这些群组之间分布范围很广，致使采用现代控制技术对加压重水反应堆或者先进重水反应堆之类的大型反应堆进行空间控制变得十分复杂和困难。经过研究，对于此类控制问题，奇异摄动技术具有优势。文献[16]对采用奇异摄动方法对不同类型反应堆控制问题进行了研究。文献[36]进一步采用奇异摄动技术，将具有数值“病态”条件的加压重水反应堆数学模型解耦成两个子系统，分别针对每个子系统进行控制器设计，然后将单独设计的控制器进行耦合或者组合，这样可以得到原问题（空间功率分布控制问题）的近似最优复合控制器。作为奇异摄动方法的进一步扩展，文献[24]中将先进重水反应堆中的三时间尺度的系统分解成三个独立的子系统，然后再分别设计、复合、耦合得到原系统的控制

···试读结束···