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主蒸汽管道破裂事故下蒸汽发生器的动态液位预测: 1; 作者殷钰卓汪标鑫 +1 位作者林梅王秋旺《西安交通大学学报》北大核心 2025年第8期147-157,共11页; 为提升蒸汽发生器液位监测的实时性与准确性,以保障核动力系统安全运行,提出了主蒸汽管道破裂事故下蒸汽发生器的动态液位预测方法。首先,通过模拟主蒸汽管道破裂工况进行实验,采用AP1000蒸汽发生器缩比建模,结合电动球阀控制与高速相... 展开更多; 关键词深度学习蒸汽发生器液位预测主蒸汽管道破裂事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

主蒸汽管道断裂事故工况下停堆功率对安全壳影响分析: 2; 作者石兴伟胡健 +3 位作者雷蕾乔雪冬温丽晶刘福东《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第5期850-854,共5页; 停堆功率水平对主蒸汽管道破口质能释放速率和释放总量影响较大,因此有必要研究分析主蒸汽管道破裂事故工况下停堆功率对安全壳完整性影响,以得到安全壳失效的安全裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全... 展开更多; 关键词主蒸汽管道破裂液膜覆盖率破口事故安全壳停堆功率水平; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于隐式核热耦合和三维压力容器的压水堆典型事故分析: 3; 作者杨博文单建强葛莉《原子能科学技术》北大核心 2025年第8期1682-1692,共11页; 传统的基于系统分析程序的压水堆事故分析往往采用点堆模型和一维热工水力模型对堆芯和压力容器(RPV)进行建模。点堆模型忽略了堆芯功率的空间变化,无法对瞬态期间堆芯内的局部功率畸变进行描述。而冷却剂在RPV的一维简化建模则无法对... 展开更多; 关键词压水堆核热耦合 Picard迭代压力容器三维建模主蒸汽管道破裂事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于全范围模拟机对压水堆MSLB叠加SGTR事故分析被引量：3: 4; 作者王冠一陈宝龙 +2 位作者吴鹏郑超颖贾伟《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期613-618,共6页; 主蒸汽管道断裂事故叠加蒸汽发生器传热管破裂事故属于核电厂超设计基准事故.为研究国内M310系列机组对该种事故的处理能力,采用了以宁德核电厂1号机为原型的全范围模拟机对此次事故进程进行模拟,选择了放射性释放较为恶劣的蒸汽管道破... 展开更多; 关键词蒸汽发生器传热管破裂主蒸汽管道破裂全范围模拟机 SOP规程安全可控状态; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于安全壳综合性能实验的“华龙一号”安全壳热工水力行为数值模拟分析: 5; 作者孙婧王辉 +2 位作者李精精孙燕宇郑云涛《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1156-1161,1174,共7页; 在以往的核电厂安全壳热工水力行为模拟分析中,由于缺乏相关实验支持,非能动安全壳热量导出系统数值计算模型往往采用已有经验关系式并对模型简化。为解决上述问题,本文基于“华龙一号”安全壳综合性能实验台架开发了“华龙一号”非能... 展开更多; 关键词非能动安全壳热量导出系统 “华龙一号” 安全壳热工水力行为安全壳综合性能实验装置 GOTHIC 主蒸汽管道破裂温度分布冷凝; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名主蒸汽管道破裂事故下蒸汽发生器的动态液位预测: 1; 作者殷钰卓汪标鑫林梅王秋旺; 机构西安交通大学能源与动力工程学院; 出处《西安交通大学学报》北大核心 2025年第8期147-157,共11页; 基金热能动力技术重点实验室开放基金资助项目(TPL2022C01)。; 文摘为提升蒸汽发生器液位监测的实时性与准确性,以保障核动力系统安全运行,提出了主蒸汽管道破裂事故下蒸汽发生器的动态液位预测方法。首先,通过模拟主蒸汽管道破裂工况进行实验,采用AP1000蒸汽发生器缩比建模,结合电动球阀控制与高速相机图像识别,实现了液位与关键热工参数采集;接着,构建了液位时间序列集并进行了小波分解和相关性分析,研究了液位本身的时频特征以及与热工参数之间的关系;最后,建立了基于Informer、深度线性网络(DLinear)的深度学习液位预测模型,并进行了预测结果的对比分析。结果显示,DLinear模型在预测精度与模型鲁棒性方面均优于Informer模型,能更准确地反映液位剧烈波动特征,验证了其在处理长时序依赖问题中的适用性与优势。DLinear模型在均方误差、平均绝对误差和决定系数上较Informer模型分别提升了24.9%、16.0%、9.3%,在±5 mm误差范围内预测准确率达到81.5%,不仅能更好地捕捉液位细节变化,还表现出更强的鲁棒性与泛化能力。研究验证了DLinear模型在液位预测任务中的高效性与工程应用潜力,为核电站事故预警和智能监测提供技术支持。; 关键词深度学习蒸汽发生器液位预测主蒸汽管道破裂事故; Keywords deep learning steam generator level prediction main steam line break accidents; 分类号 TL375.1 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名主蒸汽管道断裂事故工况下停堆功率对安全壳影响分析: 2; 作者石兴伟胡健雷蕾乔雪冬温丽晶刘福东; 机构环境保护部核与辐射安全中心; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第5期850-854,共5页; 基金国家科技重大专项项目资助(2015ZX06002007); 文摘停堆功率水平对主蒸汽管道破口质能释放速率和释放总量影响较大,因此有必要研究分析主蒸汽管道破裂事故工况下停堆功率对安全壳完整性影响,以得到安全壳失效的安全裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统的热工水力模型,并以主蒸汽管道断裂事故为基准研究对象,研究了不同停堆功率水平下安全壳的响应。分析结果表明,保持设计液膜覆盖率,停堆功率为30%额定功率时安全壳内压力峰值最高;随着壳外液膜覆盖率降低,停堆功率为0%额定功率对应的安全壳内压力峰值增高但安全壳不会失效;干壳时,停堆功率为0%额定功率时安全壳超压失效。; 关键词主蒸汽管道破裂液膜覆盖率破口事故安全壳停堆功率水平; Keywords Main Steam Line Break Liquid Film Coverage Break Accident Containment Scram Power Level; 分类号 TL364.3 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于隐式核热耦合和三维压力容器的压水堆典型事故分析: 3; 作者杨博文单建强葛莉; 机构西安交通大学核科学与技术学院; 出处《原子能科学技术》北大核心 2025年第8期1682-1692,共11页; 文摘传统的基于系统分析程序的压水堆事故分析往往采用点堆模型和一维热工水力模型对堆芯和压力容器(RPV)进行建模。点堆模型忽略了堆芯功率的空间变化,无法对瞬态期间堆芯内的局部功率畸变进行描述。而冷却剂在RPV的一维简化建模则无法对事故期间来自不同环路的冷却剂在下降段和下腔室内的扩散和混合进行较为精确的模拟。本文以系统分析程序NUSOL-SYS为基础,采用Picard迭代将该程序与三维中子动力学程序进行隐式耦合,并通过NEACRP基准题进行验证。通过两个单组件瞬态工况将Picard迭代与常用的算子分离法进行了对比计算,结果表明Picard迭代相较于传统的算子分离法具有更高的精度,在相同精度下能够使用较大的时间步长。最后以CPR1000型核电站为参考电站,对其RPV进行全三维的精细化建模,并将其用于压水堆典型的主蒸汽管道破裂事故瞬态分析。计算结果表明,相较于一维RPV,基于三维RPV模型计算出的功率再次升高时的全局和局部功率峰值都更大。敏感性分析结果表明,对于事故期间冷却剂失流的工况,堆芯横流对局部功率的影响更加明显,横流的存在使堆芯内的功率峰值降低17.49%。; 关键词压水堆核热耦合 Picard迭代压力容器三维建模主蒸汽管道破裂事故; Keywords pressurized water reactor neutronics/thermal-hydraulics coupling Picard iteration three-dimensional pressure vessel modeling main steam line break accident; 分类号 TL333 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于全范围模拟机对压水堆MSLB叠加SGTR事故分析被引量：3: 4; 作者王冠一陈宝龙吴鹏郑超颖贾伟; 机构环境保护部核与辐射安全中心; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期613-618,共6页; 文摘主蒸汽管道断裂事故叠加蒸汽发生器传热管破裂事故属于核电厂超设计基准事故.为研究国内M310系列机组对该种事故的处理能力,采用了以宁德核电厂1号机为原型的全范围模拟机对此次事故进程进行模拟,选择了放射性释放较为恶劣的蒸汽管道破口(MSLB)叠加100根蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,并应用了最新的SOP规程中的操纵员动作以缓解事故后果,分析了事故发生后一回路压力、蒸汽发生器压力、堆芯出口温度以及一次侧至二次侧破口流量的变化.分析结果表明了在核电厂自动动作和操纵员有效及时干预下,在一定情况下可以避免进入严重事故中,最终可以处于安全可控状态.; 关键词蒸汽发生器传热管破裂主蒸汽管道破裂全范围模拟机 SOP规程安全可控状态; Keywords Steam Generator Tube Rupture Main Steam Line Break Full-scope simulator SOP standards Safe and controllable state; 分类号 TL48 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于安全壳综合性能实验的“华龙一号”安全壳热工水力行为数值模拟分析: 5; 作者孙婧王辉李精精孙燕宇郑云涛; 机构中国核电工程有限公司; 出处《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1156-1161,1174,共7页; 基金国家重点研发计划(2020YFB1901404).; 文摘在以往的核电厂安全壳热工水力行为模拟分析中,由于缺乏相关实验支持,非能动安全壳热量导出系统数值计算模型往往采用已有经验关系式并对模型简化。为解决上述问题,本文基于“华龙一号”安全壳综合性能实验台架开发了“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统数值计算模型,并将其耦合到安全壳热工水力计算模型中。同时,本文采用该模型对“华龙一号”主蒸汽管道破裂严重事故后安全壳内热工水力行为开展了模拟分析。研究结果表明:非能动安全壳热量导出系统运行未对安全壳内温度和水蒸气浓度分布造成明显扰动;“华龙一号”非能动热量导出系统具有足够的排热能力,能够满足设计要求(安全壳压力低于设计压力520 kPa)。; 关键词非能动安全壳热量导出系统 “华龙一号” 安全壳热工水力行为安全壳综合性能实验装置 GOTHIC 主蒸汽管道破裂温度分布冷凝; Keywords passive containment heat removal systems(PCSs) HPR1000 containment thermal hydraulic behaviour platform for the integral TH behavior of containment(PANGU) GOTHIC main steam line break(MSLB) temperature distribution condensation; 分类号 TL364.3 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	主蒸汽管道破裂事故下蒸汽发生器的动态液位预测	殷钰卓汪标鑫林梅王秋旺	《西安交通大学学报》北大核心	2025	0	在线阅读下载PDF 职称材料
2	主蒸汽管道断裂事故工况下停堆功率对安全壳影响分析	石兴伟胡健雷蕾乔雪冬温丽晶刘福东	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2018	0	在线阅读下载PDF 职称材料
3	基于隐式核热耦合和三维压力容器的压水堆典型事故分析	杨博文单建强葛莉	《原子能科学技术》北大核心	2025	0	在线阅读下载PDF 职称材料
4	基于全范围模拟机对压水堆MSLB叠加SGTR事故分析	王冠一陈宝龙吴鹏郑超颖贾伟	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2019	3	在线阅读下载PDF 职称材料
5	基于安全壳综合性能实验的“华龙一号”安全壳热工水力行为数值模拟分析	孙婧王辉李精精孙燕宇郑云涛	《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心	2023	0	在线阅读下载PDF 职称材料