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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...
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。
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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
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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
2
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...
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%。
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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
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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]
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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
2
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]
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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
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
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职称材料
已选择
0
条
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参考文献
引证文献
统计分析
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