Research on Modeling and Simulation of Nuclear Power System Based on APROS
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摘要: 本研究基于仿真软件APROS对两环路核动力系统的一、二回路耦合系统建立了仿真模型，并对此模型进行了功率运行稳态工况和线性变负荷动态工况仿真模拟。结果表明，模型仿真结果的最大稳态相对误差小于5%，与设计值符合较好；动态仿真趋势与热工水力计算程序RELAP5仿真趋势基本一致，验证了模型的有效性。因此，该核动力系统一、二回路匹配性良好，且本文所建立的系统模型能够较准确地模拟核动力系统的运行。Abstract: Based on the simulation software APROS, this paper establishes a simulation model of the primary loop and secondary loop coupling system of the two-loop nuclear power system, and simulates the steady-state condition of power operation and the dynamic condition of linear variable load. The results show that the maximum steady-state relative error of the model simulation results is less than 5%, which is in good agreement with the design value; the dynamic simulation trend is basically consistent with the simulation trend of the thermal-hydraulic calculation program RELAP5, which verifies the effectiveness of the model. Therefore, the primary and secondary loops of the nuclear power system match well, and the system model established in this paper can accurately simulate the operation of the nuclear power system.
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Key words:
- Two-loop nuclear power system /
- Primary loop system /
- Secondary loop system /
- APROS /
- Modeling /
- Simulation
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图 4 一回路静态特性曲线仿真结果对比
Figure 4. Comparison of Primary Loop's Static Characteristic Curve Simulation Results
图 5 蒸汽发生器静态特性曲线仿真结果对比
Figure 5. Comparison of Steam Generator's Static Characteristic Curve Simulation Results
图 6 线性降负荷瞬态仿真结果对比
Figure 6. Comparison of Transient Simulation Results of Linear Load Reduction
图 7 线性升负荷瞬态仿真结果对比
Figure 7. Comparison of Transient Simulation Results of Linear Load Rise
表 1 堆芯中子计算结果对比（时间步长为0.1 s）
Table 1. Comparison of Core Neutron Calculation (The time step is 0.1 s)
时间/s 引入阶跃正反应性0.003 引入阶跃负反应性−0.007 精确解 模拟值 相对误差/% 精确解 模拟值 相对误差/% 0 1.000000 1.000000 0 1.000000 1.000000 0 0.10 1.799528 1.796151 −0.187660 0.490071 0.490278 0.042280 0.20 1.851268 1.851170 −0.005294 0.480974 0.480982 0.001601 0.30 1.900405 1.900342 −0.003315 0.472775 0.472781 0.001333 0.40 1.947593 1.947546 −0.002434 0.465290 0.465295 0.001010 0.50 1.993313 1.993277 −0.001806 0.458387 0.458391 0.000807 0.60 2.037922 2.037895 −0.001325 0.451965 0.451968 0.000664 0.70 2.081692 2.081671 −0.001009 0.445947 0.445949 0.000516 0.80 2.124832 2.124816 −0.000753 0.440273 0.440275 0.000409 0.90 2.167504 2.167493 −0.000507 0.434898 0.434899 0.000276 1.00 2.209841 2.209833 −0.000362 0.429783 0.429784 0.000233 
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表 2 堆芯中子计算结果对比（引入阶跃正反应性0.007）
Table 2. Comparison of Core Neutron Calculation (The Introduced Positive Step Reactivity is 0.007 )
时间/s 精确解 时间步长为0.1 s 时间步长为0.005 s 模拟值 相对误差/% 模拟值 相对误差/% 0 1.000000×100 1.000000×100 0 1.000000×100 0 0.10 4.522303×101 3.799802×101 −15.976386 4.521647×101 −0.014497 0.20 1.597257×102 1.094642×102 −31.467399 1.596540×102 −0.044881 0.30 5.188961×102 2.841128×102 −45.246688 5.184839×102 −0.079434 0.40 1.667286×103 7.255829×102 −56.481197 1.665372×103 −0.114790 0.50 5.345879×103 1.846436×103 −65.460579 5.337845×103 −0.150286 0.60 1.713190×104 4.693989×103 −72.600886 1.710006×104 −0.185844 0.70 5.489493×104 1.192908×104 −78.269244 5.477339×104 −0.221397 0.80 1.758905×105 3.031256×104 −82.766231 1.754385×105 −0.256968 0.90 5.635701×105 7.702304×104 −86.333015 5.619213×105 −0.292563 1.00 1.805726×106 1.957097×105 −89.161718 1.799802×106 −0.328081
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表 3 堆芯温度计算结果对比
Table 3. Comparison of Core Temperature Calculation
功率/FP% 包壳平均温度相对误差/% 燃料平均温度相对误差/% 100 −0.453762 −0.134623 38 −0.210652 −0.993528 FP—满功率
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表 4 额定工况下稳态仿真结果对比
Table 4. Comparison of Steady-state Simulation Results under Rated Condition
参数 设计值 模拟值 相对误差/% 反应堆热功率 1.00000 0.99798 −0.202 反应堆冷却剂流量 1.00000 1.00083 0.083 反应堆冷却剂平均温度 1.00000 1.00000 0.000 稳压器压力 1.00000 1.00169 0.169 主蒸汽压力 1.00000 1.00005 0.005 蒸汽产量 1.00000 1.00079 0.079 减压蒸汽管路压力 1.00000 0.99976 −0.024 给水温度 1.00000 0.99982 −0.018 给水流量 1.00000 0.98983 −1.017 给水泵出口压力 1.00000 1.00958 0.958 冷凝器压力 1.00000 0.99949 −0.051 鼓泡除氧乏汽量 1.00000 0.99594 −0.406 抽气器工作蒸汽流量 1.00000 1.00183 0.183 循环水流量 1.00000 1.01129 1.129 循环水进口水温 1.00000 1.00124 0.124 循环水泵汽轮机进汽压力 1.00000 1.02330 2.330 循环水泵汽轮机进汽量 1.00000 1.02139 2.139 循环水泵汽轮机排汽压力 1.00000 0.99773 −0.227 给水加热器乏汽量 1.00000 0.95151 −4.849 汽轮机功率 1.00000 1.00045 0.045
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表 5 不同工况下稳态计算相对误差 %
Table 5. Relative Error of Steady-state Calculation under Different Working Conditions
工况 1 2 3 4 5 反应堆进口温度 0.232 −0.019 0.280 0.236 0.100 反应堆出口温度 0.308 0.207 0.395 0.256 0.172 反应堆平均温度 0.271 0.098 0.340 −0.377 0.139 蒸汽压力 1.448 −0.541 0.051 0.921 0.529
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