模拟核反应堆中子反应性反馈过程的热工水力实验装置及方法
【专利摘要】本发明提供的是一种模拟核反应堆中子反应性反馈过程的热工水力实验装置及方法。包括电加热实验段、管壳式冷却器、稳压器、充压氮气罐、循环泵、冷却水泵、冷却水池、冷却水塔、管路、阀门、测量仪表、数据采集系统、控制计算机、高频直流电源、以及导电铜排。高频直流电源通电加热实验段。循环泵通过管路与电加热实验段入口相连，循环泵布置有旁通管路，电加热实验段出口通过管路与管壳式冷却器管侧入口相连。本发明在热工水力实验装置上增加了模拟反应堆中子反应性反馈的控制系统，可以用于模拟核反应堆在各类瞬态工况下的反应性反馈过程和热工水力响应过程，具有能够在无核辐射的环境下对核反应堆中不易进行的各类实验工况进行模拟的优点。
【专利说明】
模拟核反应堆中子反应性反馈过程的热工水力实验装置及 方法
技术领域
[0001] 本发明涉及的是实验模拟核反应堆中子反应性反馈过程的热工水力实验装置及 控制方法。
【背景技术】
[0002] 在核反应堆中，反应性与燃料温度、冷却剂温度、堆芯冷却剂空泡份额之间存在着 反馈耦合作用，特别是在自然循环反应堆中，冷却剂循环流量还受到堆芯功率和冷却剂温 度的影响，其耦合作用更加复杂。因此，核反应堆反应性反馈过程对于核反应堆的安全运行 具有重要工程意义。
[0003] 目前针对核反应堆反应性反馈过程的研究文献多为理论计算研究，在公开文献中 利用实验模拟手段进行的研究较少。在"密度核反馈条件下低压自然循环两相流动稳定性 实验" 一文中，以实测冷却剂密度作为输入参数、以中子动力学结果对加热功率进行控制， 研究了不同工况条件下自然循环两相流动的稳定性，但该文献仅考虑冷却剂密度变化带来 的反应性反馈效应，并未考虑反应堆中十分重要的燃料温度反应性反馈等作用；文献 "Experimental study of natural circulation instability with void reactivity feedback during startup transients for a BffR-type SMR"和"Start-up transient test simulation with and without void-reactivity feedback for a two-phase natural circulation reactor"中，在自然循环实验回路上考虑了空泡反应性反馈对沸水 反应堆启动瞬态过程的影响，但也未考虑燃料温度反应性反馈和冷却剂温度反应性反馈对 反应堆热工水力特性的重要影响；文献"Reactivity insertion limits in a typical pool-type research reactor cooled by natural circulation" 中，利用中子动力学模 型计算了 10MW IAEAMTR反应堆的反应性输入限制以及外加反应性输入后反应堆各重要参 数的响应，但并未设计实验验证。
【发明内容】
[0004] 本发明的目的在于提供一种可以在较大的参数范围内进行实验研究，有利于获得 更具普遍性，适用工况广泛的实验规律的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的热工水力实 验装置。本发明的目的还在于提供一种模拟核反应堆中子反应性反馈过程的控制方法。
[0005] 本发明的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的热工水力实验装置包括电加热实 验段1、管壳式冷却器2、冷却水塔3、循环栗8、电磁流量计9和循环冷却水系统，电加热实验 段1布置于实验回路上升管段下部，电加热实验段加热壁面入口处、出口处均布置有热电偶 14,电加热实验段出、入口通过引压管与压差计15相连接，循环工质在流经电加热实验段1 时被加热，之后流过上升管段进入管壳式冷却器2的管侧，循环工质被流过壳侧的冷却水冷 却，流出管壳式冷却器的循环工质经过下降管段进入水平管段，水平管段上布置有流量计9 和循环栗8,还包括由高频直流电源11、数据采集系统12和控制计算机13组成的功率控制系 统，流量计9、热电偶14、压差计15所测得的实时数据由数据采集系统12采集并记录，数据采 集系统12将中子动力学计算所需的数据通过网线连接发送给控制计算机13,控制计算机13 将计算得到实时功率编码为RS-485通讯信号，并输出发送给高频直流电源11。
[0006] 本发明的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的热工水力实验装置还可以包括：
[0007] 1、还包括与循环栗并联的旁通管10,旁通管10上设置阀门。
[0008] 2、还包括稳压器4,稳压器4是上部为充压气体空间、下部为水空间的圆柱形不锈 钢容器，稳压器4下部出口通过管路与下降管段下部相连，稳压器4上部布置有安全阀16和 压力表17,稳压器上部气空间与充压氮气瓶5相连。
[0009] 本发明的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的控制方法包括：
[0010] 热电偶测量冷却剂平均温度和加热壁面平均温度，以冷却剂平均温度和由加热壁 面平均温度推算得到的燃料温度作为温度反应性反馈的基准，以根据测量数据计算得到的 平均空泡份额作为空泡反应性反馈的基准，设定冷却剂反应性系数、燃料反应性系数和空 泡反应性系数计算出模拟的总中子反应性变化，将总中子反应性变化代入点堆中子动力学 方程并利用离散方法实时求解，控制计算机根据计算结果实时输出功率控制信号，高频直 流电源根据控制计算机输出的信号实时调整加热实验段的加热功率，实现对核反应堆中子 动力学过程的模拟。
[0011] 本发明的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的控制方法还可以包括：
[0012] 1、所述高频直流电源根据控制计算机输出的信号实时调整加热实验段的加热功 率具体为:根据实际反应堆燃料元件的热容量，采用集总参数方法计算出功率输出的延迟， 以延迟后的功率作为实际的功率输出信号。
[0013] 2、所述计算出模拟的总中子反应性变化使用P(t) =pext+Cf Δ Tf(t)+Cc Δ Tc(t)+Cv A α计算模拟的总反应性，
[0014] 其中Pext为外加反应性，Cf为燃料温度反应性系数，△ Tf(t)为燃料平均温度变化 量，c。为燃料温度反应性系数，△ Tdt)为冷却剂平均温度变化量，Cv为空泡反应性系数，Δ α 为平均空泡份额变化量。
[0015] 3、所述将总中子反应性变化代入点堆中子动力学方程并利用离散方法实时求解， 采用四阶龙格库塔方法对点堆中子动力学方程进行离散求解，对于微分方程
[0017]四阶龙格库塔方法计算公式如下
[0023] 其中i代表计算步数，Δ τ为时间步长，1^、1(2、1(3、1(4为运算中间变量。
[0024] 4、控制计算机根据计算结果实时输出功率控制信号时采用集总参数模型，估算燃 料元件温度变化所需的时间，并依此对加热功率进行修正，修正公式如下：
[0026]其中Φ:为核燃料元件的发热功率，Φ2为核燃料元件表面向冷却剂的传热功率，τ 为时间，P、c、V、A分别为燃料元件的密度、比热容、体积和表面积，h为燃料元件表面平均换
-具有时间的量纲，称为时间常数，记为τ。，其大小取决于燃料元件的热容量PcV 和其表面换热条件hA，根据实际的燃料元件参数和冷却剂流速估算时间常数1。，将〇2作为 实际功率输出，核燃料元件表面向冷却剂的传热功率的求解与点堆中子动力学方程对功率 Φ :的求解保持同步，求解方法采用显式欧拉法，其求解式如下：
[0028]其中i代表计算步数，Δτ为时间步长。
[0029] 5、利用下式求解燃料平均温度7用于计算总反应性，
[0031] 其中，L为燃料元件长度，以为外表面温度，λ为燃料元件材料的导热系数。
[0032] 本发明的目的在于提供一种用于模拟核反应堆中子反应性反馈过程的方法、控制 系统与热工水力实验装置，可以用于模拟核反应堆在各类反应性输入、温度瞬变、自然循环 过渡过程、流动不稳定性等工况下的中子反应性反馈和相应的热工水力响应过程。
[0033] 本发明的优势在于：（1)可以在电加热热工水力实验回路上模拟反应性输入，热工 参数变化瞬态、自然循环过渡过程、流动不稳定性的反应性反馈过程等多种核反应堆瞬态 运行工况过程，具有能够在没有核辐射的环境下对核反应堆中不易进行的各类实验工况进 行模拟的优点；（2)相比于实际的反应堆系统，本发明能够根据需要设定反应性系数等模拟 反应堆实验参数，可以在较大的参数范围内进行实验研究，有利于获得更具普遍性的实验 规律，从而指导实际的反应堆设计和运行；（3)本发明中，循环栗并联布置有旁通管路，加热 段与冷却器存在较大高度差，具有自然循环能力。可以完成强迫循环、自然循环以及两种工 况相互转换的多种工况实验，适用工况广泛。
【附图说明】
[0034]图1为本发明的方法流程图。
[0035]图2为本发明的装置结构示意图。
【具体实施方式】
[0036]本发明使用热电偶测量热工水力实验装置的冷却剂平均温度和加热壁面平均温 度，以冷却剂平均温度和由加热壁面温度推算得到的燃料温度作为温度反应性反馈的基 准，以根据测量数据计算得到的平均空泡份额作为空泡反应性反馈的基准，设定适当的冷 却剂反应性系数、燃料反应性系数和空泡反应性系数从而计算出模拟的总中子反应性变 化。将总中子反应性变化代入点堆中子动力学方程并利用离散方法实时求解。控制计算机 根据计算结果实时输出功率控制信号，高频直流电源根据控制计算机输出的信号实时调整 实验段的加热功率，从而实现对核反应堆中子动力学过程的模拟。
[0037] 为了修正加热实验段壁面热容量与实际反应堆燃料元件热容量之间的不同，根据 实际反应堆燃料元件的热容量，采用集总参数方法计算出功率输出的延迟，以此延迟后的 功率作为实际的功率输出信号。
[0038] 为了修正测量得到的电加热实验段壁面温度与实际反应堆燃料元件平均温度的 不同，假设存在具有一定热导率的核燃料材料，由此推算模拟的核燃料元件内部温度，以此 温度作为模拟燃料温度反应性反馈的基准。
[0039]实验装置由热工水力回路系统、循环冷却水系统与功率控制系统组成。热工水力 实验装置包括电加热实验段、管壳式冷却器、冷却水塔、稳压器、充压氮气罐、循环栗、冷却 水栗、流量计、冷却水池、连接各主要组件的管路及阀门，循环工质为去离子水。功率控制系 统包括测量加热壁面温度的热电偶、测量水温的铠装式热电偶、压差计、数据采集系统、控 制计算机、高频直流电源、数字信号-模拟信号转换单片机、以及导线和导电铜排。高频直流 电源通过铜排与电加热实验段壁面相连，通电后可以加热实验段。加热实验段的管路出入 口和加热管壁均布置有热电偶。循环栗通过管路与电加热实验段入口相连，电加热实验段 出口通过一定长度管路与管壳式冷却器管侧入口相连。流过管壳式冷却器管侧的工质由流 过壳侧的冷却水冷却。管壳式冷却器的管侧出口通过下降管段和流量计与循环栗入口相 连，从而形成回路。
[0040] 本发明还包括：
[0041] 1、功率反馈的模拟可以应用于沸腾流动工况和单相流动工况。在沸腾工况考虑燃 料温度反馈、冷却剂温度反馈和空泡反馈三种反馈对总反应性的影响。在单相流动工况仅 考虑燃料温度反馈、冷却剂温度反馈两种反馈对总反应性的影响。
[0042] 2、加热实验段布置于实验装置下部，管壳式冷却器布置于管路上部，使实验回路 具有自然循环能力。热工水力实验回路中循环栗并联布置有旁通管路，旁通管路上设置有 阀门，可以调节开度。通过开启/停止循环栗和关闭/开启旁通管路阀门，使热工实验回路可 以以强迫循环或自然循环方式运行。
[0043] 3、管壳式冷却器循环工质由冷却水冷却。冷却水由冷却水栗自冷却水池抽出，流 过管壳式冷却器的壳侧之后，由冷却水塔冷却并流回冷却水池。
[0044] 4、热工实验回路布置有稳压器以稳定系统压力。稳压器是上部为充压气体空间， 下部为水空间的圆柱形不锈钢容器。稳压器下部出口通过管路与下降管段相连。稳压器上 部布置有压力表和安全阀，稳压器上部气空间与充压氮气瓶相连，通过向稳压器上部气空 间充入具有一定压力的氮气，可以控制热工实验回路的压力。
[0045] 本发明在热工水力实验装置上增加了模拟核反应堆中子反应性反馈过程的控制 系统，可以用于模拟核反应堆在各类反应性输入、温度瞬变和自然循环过渡过程等工况下 的中子反应性反馈和相应的热工响应过程，从而为核反应堆的设计和安全运行提供技术支 持。
[0046] 本发明的技术特点包括：
[0047] 采用点堆中子动力学模型对中子反馈过程进行模拟，采用集总参数模型对燃料元 件的功率输出进行模拟，并以根据加热壁面温度推算的燃料元件平均温度和实际测得的加 热段平均水温作为反应性反馈的基准，从而实现对核反应堆中子反应性反馈过程以及核热 耦合的实验模拟。
[0048]核反应堆中子反应性反馈计算所使用的点堆中子动力学方程为
[0051] 其中n(t)为中子密度，P(t)为反应性，Λ为中子每代时间，λ,为第i组缓发中子先 驱核的衰变常数，队为第i组缓发中子先驱核的平均浓度，G为第i组缓发中子份额。在点堆 中子动力学模型中，中子密度n(t)与反应堆的释热功率成正比，因此需要求解中子密度η (t)在反应性P (t)的影响下的实时变化，并以此确定热工水力实验回路加热功率的实时变 化。
[0052] 在模拟中子反应性反馈的实验中，需要考虑燃料温度反应性反馈、冷却剂温度反 应性反馈和空泡反应性反馈，使用下式计算模拟的总反应性
[0053] p(t) =Pext+Cf Δ Tf (t)+Cc A Tc(t)+Cv A a
[0054] 其中Pext为外加反应性，Cf为燃料温度反应性系数，△ Tf(t)为燃料平均温度变化 量，C。为燃料温度反应性系数，△ TcXt)为冷却剂平均温度变化量，Cv为空泡反应性系数，Δ a 为平均空泡份额变化量。
[0055] 为了得到功率控制信号，必须将实时的反应性数值代入点堆中子动力学方程并进 行求解。考虑到求精精度与控制系统的复杂性，采用四阶龙格库塔方法对点堆中子动力学 方程进行离散求解，对于微分方程
[0057]四阶龙格库塔方法计算公式如下 [0058] Ki = f (xi,yi)
[0063] 其中i代表计算步数，Δ τ为时间步长，心、1(2、1(3、1(4为运算中间变量。在计算精度与 运算速度允许的条件下，也可采用其他数值解法。
[0064] 考虑到实验回路的电加热实验段材质为不锈钢，其热容量与实际的核燃料元件相 差较大。因此采用集总参数模型，估算燃料元件温度变化所需的时间，并依此对实验回路的 加热功率进行修正，修正公式如下：
[0066]其中Φ:为核燃料元件的发热功率，Φ2为核燃料元件表面向冷却剂的传热功率，τ 为时间，P、c、V、A分别为燃料元件的密度、比热容、体积和表面积，h为燃料元件表面平均换 热系数
·具有时间的量纲，称为时间常数，记为τ。，其大小取决于燃料元件的热容量PcV 和其表面换热条件hA。燃料元件的热容量越大，时间常数越大，燃料元件向冷却剂传热的功 率变化速度越慢;表面换热条件越好，时间常数越小，燃料元件向冷却剂传热的功率变化速 度越快。在实验中根据实际的燃料元件参数和冷却剂流速估算时间常数τ。，将(}) 2作为实验 系统的实际功率输出以模拟实际燃料元件的功率输出。核燃料元件表面向冷却剂的传热功 率的求解与点堆中子动力学方程对功率巾：的求解保持同步，求解方法采用显式欧拉法，其 求解式如下：
[0068] 其中i代表计算步数，△ τ为时间步长。在计算精度与运算速度允许的条件下，也可 采用其他数值解法。
[0069] 在实验回路中，所能测得的加热段温度为加热段壁面温度，在采用集总参数导热 模型后，其温度相当于燃料元件的外表面温度，而计算反应性反馈需要由加热壁面温度推 算燃料元件平均温度，燃料元件内部的温度分布除与外表面温度相关外，还与加热功率相 关。对内部导热过程建立方程进行求解后，得到下式，利用该式求解燃料平均温度^用于计 算总反应性。
[0071]其中，L为燃料元件长度，以为外表面温度，λ为燃料元件材料的导热系数。
[0072]下面结合附图对本发明做更详细的描述。
[0073] 结合图1，模拟反应堆中子反应性反馈实验开始后，使用热电偶、流量计、压差计等 测量仪表测量当前时刻热工水力实验回路的主要热工参数。利用这些测量数据推算模拟反 应堆的平均燃料温度、平均冷却剂温度和平均空泡份额。同时读取外加反应性、燃料反应性 系数、冷却剂反应性系数、空泡反应性系数等确定实验工况所需要的数据。根据以上数据计 算得到模拟反应堆的总反应性。将总反应性代入使用四阶龙格库塔法离散后的点堆中子动 力学方程进行求解，得到下一时刻的中子密度变化量，在点堆模型中，中子密度与反应堆功 率成正比，从而得到了模拟反应堆的功率变化。将这一功率根据实际的反应堆燃料元件的 热容量进行修正，并将修正后的功率信号输出到高频直流电源。高频直流电源的输出功率 在下一时刻根据接收到的控制信号做出相应调整。随着实验段加热功率的变化，热工水力 实验回路各主要参数也会发生相应的变化，热工参数变化又会使模拟反应堆的反应性发生 变化，进而对功率产生反馈。这一过程不断循环直至实验停止，从而在热工实验装置上实现 对反应堆中子反应性反馈过程的模拟。
[0074] 本发明所述的控制系统与热工水力实验装置可进行的模拟反应性反馈实验，举例 描述如下。
[0075] 在进行稳态条件下模拟反应性输入实验时，首先使系统处于稳定状态，设定此时 模拟反应堆处于临界，然后在控制中模拟引入额外的反应性并记录实验系统各重要参数的 响应，从而实现对反应堆中拔出或插入控制棒以增加或者降低功率工况的模拟。
[0076] 在进行热工参数变化瞬态的模拟反应性反馈实验时，首先使系统处于稳定状态， 设定此时模拟反应堆处于临界，然后再调整实验回路的状态，如增加或减少二回路冷却水 流量，并记录实验系统各重要参数的响应，从而实现对反应堆中类似瞬态工况的模拟。
[0077] 在进行自然循环过渡过程的模拟反应性反馈实验时，首先使系统处于稳定的强迫 循环或自然循环工况，设定此时模拟反应堆处于临界，然后关闭或开启循环栗，使系统工况 发生改变，并且设置一定的反应性补偿，从而实现对反应堆中自然循环过渡过程工况的模 拟，并对自然循环过渡过程的反应性补偿策略进行研究。
[0078] 在进行流动不稳定性的模拟反应性反馈实验时，首先使系统处于流动不稳定性状 态，然后引入反应性反馈并记录实验系统各重要参数的响应，从而实现对流动不稳定工况 下反应堆中子反应性反馈过程的模拟。
[0079] 结合图2,本发明的实验装置主要由热工水力回路系统、循环冷却水系统与功率控 制系统组成。
[0080] 热工水力回路系统由电加热实验段1、管壳式冷却器2、冷却水塔3、稳压器4、循环 栗8、电磁流量计9、旁通管10以及连接这些部分的管道和阀门等组成。实验工质为去离子 水。电加热实验段1布置于实验回路上升管段下部，实验段加热壁面和管路入口、出口处布 置有热电偶14,实验段管路出、入口通过引压管与压差计15相连接，用以测量实验段的流动 损失。循环工质在流经电加热实验段1时被加热，之后流过上升管段进入管壳式冷却器2的 管侧，循环工质被流过壳侧的冷却水冷却。流出管壳式冷却器的循环工质经过下降管段进 入水平管段，水平管段上布置有流量计9。在强迫循环工况下，回路中工质的循环由布置在 水平管段上的循环栗8驱动，在自然循环工况下，循环栗8不启动，与循环栗并联的旁通管10 上的阀门打开，系统循环由上升管段内和下降管段内的流动工质的密度差驱动。
[0081] 稳压器4是上部为充压气体空间，下部为水空间的圆柱形不锈钢容器。稳压器4下 部出口通过管路与下降管段下部相连。稳压器4上部布置有安全阀16和压力表17,稳压器上 部气空间与充压氮气瓶5相连，通过向稳压器上部气空间充入具有一定压力的氮气，可以控 制热工实验回路的压力。
[0082] 循环冷却水系统对管壳式冷却器中的循环工质进行冷却。冷却水由冷却水栗7从 冷却水池6中抽出，进入管壳式冷却器2壳侧冷却主回路循环工质。在冷却器中被加热的冷 却水进入冷却水塔3冷却，被冷却的冷却水流回冷却水池6。
[0083 ]功率控制系统由高频直流电源11、数据采集系统12和控制计算机13以及各测量仪 表组成。流量计9、热电偶14、压差计15等测量仪表所测得的实时数据均由数据采集系统12 采集并记录。数据采集系统12将中子动力学计算所需的数据通过网线连接发送给控制计算 机13。控制计算机13根据实验回路的实时测量数据计算模拟反应堆的燃料平均温度、冷却 剂平均温度和平均空泡份额。同时，通过安装在控制计算机13上的实验控制系统，输入实验 所需的外加反应性、燃料反应性系数、冷却剂反应性系数、空泡反应性系数、燃料元件时间 常数等数据。根据模拟反应堆的实时数据和输入的实验参量，计算出模拟反应堆的反应性 实时变化，并代入点堆中子动力学方程计算实时功率。
[0084]控制计算机13将计算得到实时功率编码为RS-485通讯信号，并输出发送给高频直 流电源11，高频直流电源将RS-485通讯信号转换为模拟量信号，根据该信号实时调整热工 水力实验回路的加热功率，从而完成模拟反应性反馈的功率控制过程。
[0085]本系统可以运行在自然循环与强迫循环两种工况下。在强迫循环工况下循环栗8 开启，可以通过调节旁通管10上的阀门开度调节循环流量。在自然循环工况下，循环栗8不 启动，旁通管10的阀门打开，冷却剂流过旁通管完成自然循环。
【主权项】
1. 一种模拟核反应堆中子反应性反馈过程的热工水力实验装置，包括电加热实验段 (1)、管壳式冷却器(2)、冷却水塔(3)、循环栗(8)、电磁流量计(9)和循环冷却水系统，其特 征是：电加热实验段（1)布置于实验回路上升管段下部，电加热实验段加热壁面入口处、出 口处均布置有热电偶（14)，电加热实验段出、入口通过引压管与压差计（15)相连接，循环工 质在流经电加热实验段（1)时被加热，之后流过上升管段进入管壳式冷却器(2)的管侧，循 环工质被流过壳侧的冷却水冷却，流出管壳式冷却器的循环工质经过下降管段进入水平管 段，水平管段上布置有流量计(9)和循环栗(8)，还包括由高频直流电源（11)、数据采集系统 (12)和控制计算机（13)组成的功率控制系统，流量计(9)、热电偶（14)、压差计（15)所测得 的实时数据由数据采集系统（12)采集并记录，数据采集系统（12)将中子动力学计算所需的 数据通过网线连接发送给控制计算机（13)，控制计算机（13)将计算得到实时功率编码为 RS-485通讯信号，并输出发送给高频直流电源(11)。2. 根据权利要求1所述的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的热工水力实验装置，其 特征是:还包括与循环栗并联的旁通管（10)，旁通管（10)上设置阀门。3. 根据权利要求1或2所述的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的热工水力实验装置， 其特征是:还包括稳压器(4)，稳压器(4)是上部为充压气体空间、下部为水空间的圆柱形不 锈钢容器，稳压器(4)下部出口通过管路与下降管段下部相连，稳压器(4)上部布置有安全 阀（16)和压力表(17)，稳压器上部气空间与充压氮气瓶(5)相连。4. 一种基于权利要求1所述模拟核反应堆中子反应性反馈过程的热工水力实验装置的 模拟核反应堆中子反应性反馈过程的控制方法，其特征是:热电偶测量冷却剂平均温度和 加热壁面平均温度，以冷却剂平均温度和由加热壁面平均温度推算得到的燃料温度作为温 度反应性反馈的基准，以根据测量数据计算得到的平均空泡份额作为空泡反应性反馈的基 准，设定冷却剂反应性系数、燃料反应性系数和空泡反应性系数计算出模拟的总中子反应 性变化，将总中子反应性变化代入点堆中子动力学方程并利用离散方法实时求解，控制计 算机根据计算结果实时输出功率控制信号，高频直流电源根据控制计算机输出的信号实时 调整加热实验段的加热功率，实现对核反应堆中子动力学过程的模拟。5. 根据权利要求4所述的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的控制方法，其特征是所 述高频直流电源根据控制计算机输出的信号实时调整加热实验段的加热功率具体为:根据 实际反应堆燃料元件的热容量，采用集总参数方法计算出功率输出的延迟，以延迟后的功 率作为实际的功率输出信号。6. 根据权利要求4所述的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的控制方法，其特征是:所 述计算出模拟的总中子反应性变化使用P(t)=P ext+Cf Δ Tf(t)+ccA Tc(t)+cvA α计算模拟的 总反应性， 其中pext为外加反应性，cf为燃料温度反应性系数，△ Tf(t)为燃料平均温度变化量，cc 为燃料温度反应性系数，ATc^t)为冷却剂平均温度变化量，cv为空泡反应性系数，Δα为平 均空泡份额变化量。7. 根据权利要求4所述的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的控制方法，其特征是:所 述将总中子反应性变化代入点堆中子动力学方程并利用离散方法实时求解，采用四阶龙格 库塔方法对点堆中子动力学方程进行离散求解，对于微分方程四阶龙格库塔方法计算公式如下其中i代表计算步数，Δ τ为时间步长，1^、1(2、1(3、1(4为运算中间变量。8. 根据权利要求4所述的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的控制方法，其特征是:控 制计算机根据计算结果实时输出功率控制信号时采用集总参数模型，估算燃料元件温度变 化所需的时间，并依此对加热功率进行修正，修正公式如下：其中Φι为核燃料元件的发热功率，Φ2为核燃料元件表面向冷却剂的传热功率，τ为时 间，P、c、V、A分别为燃料元件的密度、比热容、体积和表面积，h为燃料元件表面平均换热系 数，具有时间的量纲，称为时间常数，记为τ。，其大小取决于燃料元件的热容量PCV和其 Ah 表面换热条件hA，根据实际的燃料元件参数和冷却剂流速估算时间常数τ。，将〇2作为实际 功率输出，核燃料元件表面向冷却剂的传热功率的求解与点堆中子动力学方程对功率Φ1 的求解保持同步，求解方法采用显式欧拉法，其求解式如下：其中i代表计算步数，△ τ为时间步长。9. 根据权利要求4所述的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的控制方法，其特征是利 用下式求解燃料平均温度^用于计算总反应性，其中，L为燃料元件长度，七为外表面温度，λ为燃料元件材料的导热系数。
【文档编号】G21C17/00GK105869685SQ201610209510
【公开日】2016年8月17日
【申请日】2016年4月6日
【发明人】高璞珍, 陈涵瀛, 王建军, 陈先兵, 王忠乙, 田瑞峰, 谭思超
【申请人】哈尔滨工程大学