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J-GLOBAL ID：201702273983153568   整理番号：17A1395286

核過熱蒸気供給システムのためのPI/D電力制御【Powered by NICT】

PI/D power control for nuclear superheated-steam supply systems

著者 (1件)： Dong Zhe (Institute of Nuclear and New Energy Technology, Collaborative Innovation Centre of Advanced Nuclear Energy Technology, Key Laboratory of Advanced Reactor Engineering and Safety of Ministry of Education, Tsinghua University, Beijing 100084, China)
資料名： IEEE Conference Proceedings  (IEEE Conference Proceedings)
巻： 2017  号： CCC  ページ： 9285-9290  発行年： 2017年 
JST資料番号： W2441A  資料種別： 会議録 (C)
記事区分： 原著論文  発行国： アメリカ合衆国 (USA)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 電力または熱併給発電用の二次ループ系への飽和または過熱水蒸気を提供する,原子力蒸気供給システム(NSSS)は原子力発電所における中心である。NSSSの制御は安全,安定で効率的なプラント運転のために重要である。過熱蒸気流を生成するための貫流蒸気発生器(OTSG)を装備した,核過熱蒸気供給システム(Su NSSS)は積分PWR(iPWR)とモジュラ高温ガス冷却型原子炉(MHTGR)のような一般的な大きな加圧水型原子炉(PWR)と小型モジュラー原子炉(SMR)に基づく原子力発電所に広く適用する重要な型NSSSのである。Su NSSSの制御のための非常に限られた結果が残っている。重要性とSu NSSS制御の結果の欠如の間のギャップに触発されて,電力制御則を本論文で強制一次循環とSu NSSSsのために開発した。この新しい制御法則は物理的及び熱水力パラメータから自由であり,簡単な比例積分(PI)または比例微分(PD)形である。新築Su NSSSコントローラの実現可能性を検証するために,特定のMHTGRベースNSSS制御則と比較した二モジュール型高温ガス冷却型原子力発電所のNSSS制御に適用した。数値シミュレーションの結果は,この新しい制御則は通常運転中の中性子束と蒸気温度の過渡性能を改善することができ,いくつかの異常症例におけるシステム回復力を実現できることを示した。Copyright 2017 The Institute of Electrical and Electronics Engineers, Inc. All Rights reserved. Translated from English into Japanese by JST【Powered by NICT】

シソーラス用語： *電力 ,  制御則 ,  安全性 ,  HTGR型原子炉 ,  コジェネレーション ,  熱水 ,  PWR型原子炉 ,  *過熱蒸気 ,  蒸気ボイラ ,  *電力制御 ,  原子炉 ,  原子力発電所 ,  制御装置
準シソーラス用語： 数値シミュレーション ,  高温ガス , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (1件)： 水冷却型原子炉  (MD03010B)

タイトルに関連する用語 (5件)： 核 ,  過熱蒸気 ,  供給システム ,  pI ,  電力制御