反应堆核功率测量自适应控制系统设计
核电站仪表与控制：第5章 核电厂反应堆控制系统
5.1压水堆反应性系数和自稳特性
5.1.2 压水堆的自稳特性 • 自调性：是指负荷变化时，反应堆自身能
迅速达到热平Leabharlann 。• 例如：汽轮机负荷功率↑→汽机转速↓→汽机调节 阀开度↑→蒸汽流量↑→蒸汽压力Ps和蒸汽温度Ts 均都↓→Tavg↓→反应性↑→中子通量n↑
→燃料温度Ts ↑→Tavg ↑→反应性↓ →反应堆功率与负荷要求一致。从而反应堆功率
5.5 反应性控制
b)慢化剂中可溶性毒物控制 • 慢化剂中可溶性毒物控制也称化学与容积控制。其方法
是在慢化剂中加入一定浓度的可溶性中子吸收剂10B。 通过调节溶液中硼酸浓度或溶液总体积来补偿反应性。 硼酸浓度控制有自动补偿、稀释、快速稀释和加浓等方 式。控制方式根据如下原则选择： ——伴随着反应堆的启动运行，由于从冷态到热态运行 中的温度变化以及燃耗、中毒等引起的比较缓慢的反应 性下降，采用稀释的方法调节； ——停堆、换料及补偿氙的衰变引起的反应性增加，需 要加浓调节。
5.1压水堆反应性系数和自稳特性
5.1.1 压水堆的温度系数
2)燃料温度系数 燃料反应性温度效应主要是由U238
的共振吸收随温度变化引起的。燃料温 度的上升导致燃料有效吸收截面增大， 中子吸收增大，所以， U238的燃料温度 系数总是负的。并且响应时间仅零点几 秒。
5.1压水堆反应性系数和自稳特性
5.5 反应性控制
• 反应性控制方法 • 对动力堆，通常新堆芯的剩余反应性很大。如果只
用控制棒组件来补偿剩余反应性，就需要很多控制 棒，这在工程上很难实现，也不经济。所以，常用 控制棒组件、加装可燃毒物棒和在冷却剂中加入硼 酸等联合的控制方法。 a)控制棒 • 控制棒是由中子吸收材料(80％Ag，15%In，5％Cd) 制成的棒状控制元件。用于控制反应堆快速的反应 性变化。
基于自适应控制的智能测控系统设计
基于自适应控制的智能测控系统设计在当今科技飞速发展的时代，各种智能化的系统层出不穷，为人们的生产和生活带来了极大的便利。
其中，基于自适应控制的智能测控系统作为一种先进的技术手段，在工业生产、航空航天、医疗等众多领域都发挥着重要的作用。
所谓自适应控制，是指在系统运行过程中，能够根据系统的实时状态和环境变化，自动调整控制策略，以使系统始终保持在最优或期望的工作状态。
而智能测控系统则是将测量、控制和智能算法相结合，实现对被控对象的精确监测和有效控制。
一、自适应控制的基本原理自适应控制的核心思想在于“适应”。
它通过不断地监测系统的输出和输入，利用特定的算法来估计系统的参数变化和不确定性，并据此调整控制器的参数，以达到最佳的控制效果。
常见的自适应控制方法包括模型参考自适应控制、自校正控制和自适应模糊控制等。
模型参考自适应控制是将实际系统的输出与一个参考模型的输出进行比较，通过调整控制器参数使两者的误差最小化。
自校正控制则是基于系统的输入输出数据，在线估计系统的参数，并据此调整控制器的参数。
自适应模糊控制则是利用模糊逻辑来处理系统的不确定性和非线性，实现自适应控制。
二、智能测控系统的组成与功能一个完整的智能测控系统通常包括传感器、控制器、执行器和数据处理单元等部分。
传感器负责采集被控对象的各种信息，如温度、压力、速度等，并将其转换为电信号。
这些信号经过调理和放大后，被传输到数据处理单元。
控制器是智能测控系统的核心，它根据传感器采集到的数据和预设的控制策略，计算出控制信号，并将其发送给执行器。
执行器根据控制器的指令，对被控对象进行相应的操作，如调节阀门开度、改变电机转速等。
数据处理单元则负责对采集到的数据进行分析、处理和存储，为控制器的决策提供支持。
同时，它还可以实现与上位机的通信，以便进行远程监控和管理。
三、基于自适应控制的智能测控系统的设计要点在设计基于自适应控制的智能测控系统时，需要考虑以下几个关键要点：1、系统建模准确建立被控对象的数学模型是实现自适应控制的基础。
AP1000反应堆功率控制系统分析
AP1000反应堆功率控制系统分析作者：张俊来源：《科技传播》2016年第17期摘要本文详细分析了AP1000反应堆功率控制系统在高、低功率水平下的反应堆功率控制、轴向功率分布的控制，总结了AP1000反应堆功率控制系统的特点，提出了今后运行过程中可能的风险和相应的建议。
关键词反应堆功率水平；功率分布；控制棒；控制中图分类号 TL3 文献标识码 A 文章编号 1674-6708（2016）170-0214-02反应堆功率控制系统是核电厂的核心控制系统之一，其主要功能是实现对反应堆功率的自动控制，包括整个反应堆的功率水平控制以及反应堆内的轴向功率分布控制。
本文将从高功率模式下的平均温度控制、低功率模式下的反应堆功率控制，反应堆轴向功率分布控制等方面来详细分析AP1000的反应堆功率控制系统的控制方式和特点。
1 AP1000反应堆功率水平控制1.1 高功率水平下的反应堆功率水平控制高功率（15%FP～100%FP）水平下，通过两个偏差信号之和得到的总偏差信号来向控制棒控制逻辑柜输出控制棒移动速度和移动方向信号，通过调节M棒组维持反应堆冷却剂的平均温度和功率水平一致。
这两个偏差信号分别是：温度偏差信号和功率偏差信号。
温度偏差信号为主偏差信号，是汽机功率转化得到的参考温度信号与测得的高选反应堆冷却剂平均温度信号之差；反应堆冷却剂平均温度由热段和冷段测量温度来决定，参考温度在零负荷至满负荷范围内，随着汽轮机负荷线性增加。
功率偏差信号是汽机输出功率信号与测量核功率信号之差。
该输入控制信号能改善系统的响应，减少系统的瞬态峰值，因此可以提高控制子系统的控制性能。
1.2 低功率水平下的反应堆功率水平控制低功率控制模式（3%FP～15%FP）主要是启动和停堆时使用，其控制偏差由功率偏差形成，即操纵员设定的功率给定值与反应堆外核测功率之差，用以控制控制棒的移动方向和速度。
该模式下，汽轮机解列，蒸汽旁路排放系统用于调节反应堆冷却剂的温度，操纵员可以输入核功率整定值、以及变化到目标功率水平的时间，使核功率按照设定的速率线性变化，达到期望的核功率。
《核电厂仪表与控制系统》第4部分-核电厂功率控制系统
≈0.1s
可见，由于缓发中子的存在，大大的延长了中子相邻两代之间的代时 间。考虑缓发中子功率增长2.7倍大约需要100s的间。这样的变化速度，用 移动控制棒就能控制了。
反应堆动态方程
如果反应堆内各点的中子注量率随时间的变化关系与它的空间位置无关， 则可把反应堆看成一个“点”来研究它的动态方程，常称为“点堆动态方程” ，用以研究缓发中子随时间的变化。
时应才等出于现 6，这一i组t i平均缓发时间是βiti，所有六组缓发中子总的平均缓发时间 i 1
瞬发中子和缓发中子（续）
后，中6 再子加两上代瞬间发的中平子均平时均间寿命，，而则考虑了缓发6中 子i61的i作itti用i ≈ 0.1s，可知
6
i ti
i 1
i 1 i 1
i t i 所以
当 （ 缓发中子1份m额k）时10，反3 应K堆/处K于瞬发临界状态
瞬发中子和缓发中子
热中子反应堆内的裂变反应主要是由热中子引起的。而裂变释放出来 的中子的能量很大，它要在介质中经过慢化、扩散直至或参加新的裂变， 或被吸收，或泄露到系统外。中子从产生到消亡所经历的平均时间称为中 子的平均寿命，它包含平均慢化时间和热中子平均扩散时间。对压水堆， 中子的平均寿命约为10-4s左右。这种伴随裂变反应释放出来的中子称为瞬 发中子，占中子总数99%以上。
通过改变控制棒的位置和一次冷却剂中硼的浓度来补偿反应性的变化。
5.1 核电厂功率控制概述（续）
核电厂功率控制的功能要求
1）反应堆的启动、停堆、升功率、降功率以及维持反应堆稳 态运行等功率调节；
2）允许负荷有10%FP的阶跃变化； 也能适应5%FP/分的功率线性变化；
3）实现功率分布的控制，使反应堆安全和经济性地运行；
核电站中的反应堆控制系统是如何工作的
核电站中的反应堆控制系统是如何工作的核电站是一种利用核能产生电能的设施，核能的释放需要通过控制系统来实现。
而核电站中的反应堆控制系统是核电站运行的核心，它通过对反应堆的控制，确保核反应的安全稳定进行。
本文将详细介绍核电站中的反应堆控制系统是如何工作的。
一、反应堆控制系统概述核电站中的反应堆控制系统由各种控制设备和仪器组成，旨在控制核反应的速率和功率，以及维持核反应的稳定状态。
反应堆控制系统的主要组成包括控制棒、冷却系统、测量和监测设备、控制系统、安全系统等。
二、控制棒的作用控制棒是反应堆控制系统中的重要组成部分，它通过控制核反应的速率和功率来维持核反应的稳定状态。
控制棒通常由镉、硼化铝等材料制成，具有吸收中子的能力。
当控制棒插入反应堆时，中子通过材料被吸收，减少中子的数量，从而控制反应堆的功率。
控制棒的位置可以通过控制系统的指令来调整。
三、冷却系统的作用核反应会释放大量的热能，如果不及时进行冷却，反应堆的温度会不断上升，最终导致设备损坏甚至爆炸。
冷却系统通过输送冷却剂，如水或气体，以吸收并带走反应堆中产生的热能。
冷却系统的稳定运行对维持核反应的安全至关重要。
四、测量和监测设备的作用核电站中设有大量的测量和监测设备，用于监测反应堆的状态和参数。
例如，温度传感器用于测量反应堆的温度，压力传感器用于测量冷却系统的压力，流量传感器用于测量冷却剂的流量等。
这些测量和监测设备将实时数据传输到控制系统，为操作人员提供反应堆运行的相关信息。
五、控制系统的作用控制系统是核电站中反应堆控制的大脑，它接收测量和监测设备提供的数据，并根据预设的安全参数进行运算和控制。
控制系统通过控制棒的位置和冷却系统的运行来调节核反应的速率和功率，以及维持核反应的稳定状态。
同时，控制系统还负责监控和控制其他设备的运行，确保核电站的安全运行。
六、安全系统的作用安全系统是核电站中反应堆控制系统的重要组成部分，它用于监测和响应突发的安全事件。
核电站的自动控制原理
核电站的自动控制原理核电站的自动控制原理分为两部分，即核反应堆的自动控制以及发电系统的自动控制。
首先，核反应堆的自动控制主要包括反应堆功率的自动调节以及温度、流量等参数的自动控制。
核反应堆的自动控制是通过调节核燃料的丰度、冷却剂的流量和进出口阀门的控制来实现的。
核燃料丰度的自动控制是根据核反应堆的功率需求来调整的。
核燃料的丰度决定了反应堆的中子输出，进而影响到反应堆的功率。
当反应堆的功率需求增加时，控制系统会增加核燃料的丰度，从而提高反应堆的功率。
相反，当反应堆的功率需求减少时，控制系统会减少核燃料的丰度，使反应堆的功率降低。
冷却剂的流量也是影响反应堆功率的重要因素。
当反应堆的功率需求增加时，控制系统会增加冷却剂的流量，从而提高反应堆的功率。
当反应堆的功率需求减少时，控制系统会减少冷却剂的流量，使反应堆的功率降低。
这样可以实现反应堆功率的自动调节。
此外，控制系统还会监测并控制反应堆的温度、流量等参数。
温度是核反应过程中的一个重要参数，过高或过低的温度可能导致反应堆的失控。
控制系统通过调节冷却剂的流量和进出口阀门的控制，以保持反应堆温度在一定范围内。
流量也是核反应过程中需要进行监测和控制的一个参数，过高或过低的流量可能导致反应堆冷却剂不足或过剩，影响反应堆的稳定运行。
此外，核反应堆还有瞬态过程自动控制，即在反应堆由一种功率运行状态向另一种功率运行状态转变时，需要自动控制保持反应堆的稳定运行。
这种自动控制是通过控制反应堆的参数，例如温度和流量等来实现的，以实现反应堆从一种功率运行状态平稳转变到另一种功率运行状态。
其次，发电系统的自动控制主要包括发电机的功率调节以及电网和负荷的平衡控制。
发电机的功率调节是通过调节发电机的机械负荷和电磁负荷来实现的。
当电网负荷增加时，发电机的机械负荷和电磁负荷也会相应增加，从而提高发电机的输出功率。
当电网负荷减少时，发电机的机械负荷和电磁负荷也会相应减少，使发电机的输出功率降低。
自适应控制系统的设计与开发
自适应控制系统的设计与开发自适应控制系统是一种根据系统自身的变化对控制系统参数进行调整的控制系统，它能够根据现场环境的变化，进行自动调节和优化工作，并且具有很好的适应性、自学习和自适应性。
自适应控制系统不仅在复杂工业生产领域有应用价值，同时它还在其他领域如建筑、机械和医疗等方面也有用武之地。
本文就自适应控制系统的设计与开发进行探讨。
一、自适应控制系统的原理自适应控制系统采用的是控制系统的反馈原理。
其工作流程依次分为三步：传感器采集反馈信号，计算机进行分析计算，执行器发出调节信号。
当系统处于稳态工作的时候，控制系统的参数不会发生改变。
例如，AC调节器在控制电机转速时，控制系统可以通过反馈信号调整电机转速，使其在一定的误差范围内恒定。
二、自适应控制系统的组成自适应控制系统主要由传感器、执行器、控制器和软件构成。
传感器主要用于采集反馈信号，执行器则用于发出调节信号，控制器则是对传感器采集并分析的反馈信号进行处理和判断，软件是作为计算机计算的工具，将工程师所设定的控制参数以及自适应控制算法进行计算，并自动调整系统中各个参数使其处于最佳工作状态。
三、自适应控制系统的调节方法自适应控制系统的调节主要分为以下几种方法：1、Proportional-Integral-Derivative（PID）调节法PID调节法是目前应用最广泛的自适应控制方法之一。
其中，P代表比例，I代表积分，D代表微分，即P、I、D三个参数分别协调影响系统的比例系数、积分系数和微分系数的大小。
2、逆模型控制法逆模型控制法是根据当前反馈信号和当前控制系统所处的状态来推导出无期望输出的控制信号，按此控制信号输出控制信号的方法。
它能对系统状态进行反馈控制，且具有良好的自适应性。
3、自适应模型辨识控制法自适应模型辨识控制法主要包括参数自回归模型（ARX）、参数可变自回归与外部输入（ARMA）、参数可变的自回归外部输入模型（ARMAX）等。
它能够根据工作环境和系统自身状态的变化，对系统中所有的控制参数进行动态调整。
核电站中的反应堆控制系统
核电站中的反应堆控制系统核电站是一种利用核能进行发电的设施，而核反应堆是核电站最核心的组成部分。
为了确保核反应堆能够安全、高效地运行，反应堆控制系统起着至关重要的作用。
本文将对核电站中的反应堆控制系统进行详细介绍。
一、核反应堆的工作原理核反应堆是以放射性核燃料为热源，将核能转化为热能，进而产生蒸汽驱动涡轮发电机组发电的设施。
在核反应堆内，通过控制核反应的速率和强度，可以精确调节放出的热量，使反应堆在安全的范围内运行。
二、反应堆控制系统的组成1. 反应堆物理运行部分反应堆物理运行部分由燃料元件、燃料棒、控制棒以及冷却剂组成。
燃料元件是核反应堆中的核燃料，燃料棒包裹着燃料元件，控制棒则用于控制核反应的速率和强度。
冷却剂在反应堆中起到冷却燃料元件的作用。
2. 反应堆核安全保护系统反应堆核安全保护系统是核电站中的一大重要组成部分。
它包括自动安全保护系统、事故响应系统、控制棒系统等。
自动安全保护系统可以在核反应过程中自动监测温度、压力等参数，一旦出现异常情况即刻采取相应措施。
事故响应系统负责应对各类事故，并采取措施防止事故蔓延。
控制棒系统则通过控制棒的升降来调节核反应的过程。
3. 电子设备和控制装置反应堆控制系统中的电子设备和控制装置起到收集、处理和传输数据的作用。
它们包括各类传感器、数据显示器、控制台等。
这些设备可以监测和控制核反应堆的温度、压力、辐射等参数，确保核反应堆的稳定运行。
三、反应堆控制系统的工作原理反应堆控制系统通过不同的控制方式来调节反应堆的运行状态。
常用的控制方式包括手动控制和自动控制。
手动控制需由操作员根据数据和经验进行调节，而自动控制则通过电子设备和控制装置实现。
在自动控制模式下，反应堆控制系统会根据设定的参数要求，通过调节控制棒的位置来控制核反应的速率和强度。
当监测到温度、压力等参数超过安全范围时，自动安全保护系统会自动切断反应堆的供能，以保证核反应堆的安全。
四、反应堆控制系统的重要性核电站是一种高风险的工业设施，反应堆控制系统的作用至关重要。
实验反应堆功率调节系统PID控制器的解析设计方法
第38卷第1期原子能科学技术Vol.38,No.1 2004年1月Atomic Energy Science and TechnologyJan.2004实验反应堆功率调节系统PID 控制器的解析设计方法褚新元,李 富,黄晓津,张良驹(清华大学核能技术设计研究院,北京 100084)摘要:通过对实验反应堆系统模型进行线性化和模型降阶、再对降阶模型进行PID 控制器的理论设计的方法,可使反应堆功率调节系统的设计最优化、客观化和解析化。
将此解析化方法应用于一实验反应堆功率调节系统的设计,通过数值仿真证明:设计的控制器控制效果良好,该解析化设计方法可行。
关键词:PID 控制;模型线性化;模型降价;鲁棒性;实验反应堆中图分类号:TL361 文献标识码:A 文章编号:100026931(2004)0120065205An Analytical Method to Design the PID Controllerfor the Pow er Control System of Experimental Nuclear R eactorCHU Xin 2yuan ,L I Fu ,HUAN G Xiao 2jin ,ZHAN G Liang 2ju(Institute of N uclear Energy Technology ,Tsinghua U niversity ,Beijing 100084,China )Abstract :In order to make the design process for power control system of experimental nu 2clear reactor optimal ,objective and analytical ,an analytical design process which contains the model linearization ,model reduction ,theoretical design of PID controllers is discussed.This method is applied to the design of the power control system of an experi 2mental nuclear reactor ,the numerical simulation results prove that the design process is practical ,and the control performance is satisfactory.K ey w ords :PID control ;model linearization ;model reduction ;robustness ;experimental nuclear reactor收稿日期:2002209211;修回日期:2002212212作者简介:褚新元(1977—),女,甘肃兰州人,硕士研究生,核能科学与工程专业 反应堆功率调节系统的作用是针对反应堆中的各种反应性扰动引起的功率变化自动移动控制棒,使堆功率稳定在设定水平。
三代核电自主反应堆仪控系统研制与展望
中国核动力研究设计院隶属中国核工业集团公司，是我国集反应堆工程研究、设计、试验、运行和小批量生产为一体的大型综合性研究基地。
多年来积极致力核电研发，先后培育了国产化核电品牌CNP600、CNP1000、CPR1000，且承担了多个核电工程设计及集成供货。
在三代核电技术上，完成了具有完全自主知识产权的华龙一号(ACP1000)、玲珑一号（ACP100）研发。
Contents
Part 01 反应堆仪控系统现状
“中枢神经”
反应堆仪控系统控制着核电站300多个系统，近万个设备运行。
守卫核安全
一定程度代表我国装备技术在控制领域的发展水平，其自主化和国产化进程一直受到业界关注。
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反应堆核功率测量自适应控制系统设计
彭翠云;刘才学;何攀
【期刊名称】《核电子学与探测技术》
【年(卷),期】2022(42)1
【摘 要】针对研究堆动态参数测量现有方法不足,基于反应堆中子噪声分析方法,设
计了一套核功率测量系统.该系统通过对信号前置放大和信号调理的自适应控制测
量反应堆临界后的核功率,实现反应堆中子噪声和核功率的智能化、自动化监测.试
验测量结果表明:该系统测量的核功率与中子注量率分布测量的理论计算功率值一
致,验证了系统测量的有效性,为反应堆核功率测量提供了一种便捷、可靠的测量手
段.
【总页数】5页(P194-198)
【作 者】彭翠云;刘才学;何攀
【作者单位】中国核动力研究设计院
【正文语种】中 文
【中图分类】TL375
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计
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