核反应堆冷却剂系统故障诊断动态模糊径向基神经网络模型

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作者 朱佳浩 戴滔 +1 位作者 隋阳 李枭瀚 《科学技术与工程》 北大核心 2025年第11期4567-4573,共7页

针对传统的故障诊断方法难以在不确定环境下准确诊断核电厂核反应堆冷却剂系统(reactor coolant system, RCS)故障这一问题,按照以下路线建立了一种核电厂RCS故障诊断动态模糊径向基神经网络(dynamic fuzzy radial basis function neura... 针对传统的故障诊断方法难以在不确定环境下准确诊断核电厂核反应堆冷却剂系统(reactor coolant system, RCS)故障这一问题,按照以下路线建立了一种核电厂RCS故障诊断动态模糊径向基神经网络(dynamic fuzzy radial basis function neural network, DFRBFNN)模型。首先,根据RCS的故障类型和样本数据,确定DFRBFNN模型的初始结构;然后,应用径向基神经网络方法,构建了RCS故障诊断DFRBFNN初始模型,应用随机初始化方法,对DFRBFNN初始模型的去模糊层到输出层的连接权重进行初始化处理;最后,应用误差下降率法,修正DFRBFNN初始模型的结构和参数,构建了RCS故障诊断DFRBFNN模型。应用所建立的模型对冷却剂丧失、失流和蒸汽发生器管道破裂事故进行诊断,并与传统的故障诊断模型进行对比,验证了本文所建立模型的有效性。研究表明,所构建的核电厂RCS故障诊断DFRBFNN模型能够在不确定环境下准确地诊断RCS的故障。 展开更多

关键词 核电厂 核反应堆冷却剂系统 故障诊断 动态模糊径向基神经网络模型

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核电厂反应堆冷却剂系统故障诊断模型 被引量：1

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作者 戴滔 隋阳 郑梦琰 《科学技术与工程》 北大核心 2024年第35期15042-15047,共6页

针对传统的基于数据驱动的故障诊断方法难以精准诊断核电厂反应堆冷却剂系统(reactor coolant system,RCS)故障这一问题,建立了一种核电厂RCS故障诊断模型。首先,应用基于交叉验证的递归特征消除算法(feature elimination with cross-va... 针对传统的基于数据驱动的故障诊断方法难以精准诊断核电厂反应堆冷却剂系统(reactor coolant system,RCS)故障这一问题,建立了一种核电厂RCS故障诊断模型。首先,应用基于交叉验证的递归特征消除算法(feature elimination with cross-validation,RFECV)选择模型的输入特征;然后,应用改进的鲸鱼优化算法(improved whale optimization algorithm,IWOA)优化XGBoost模型的超参数;最后,在上述基础上,应用XGBoost模型,建立RCS故障诊断模型。应用所建立的模型对冷却水丧失(loss of coolant accident,LOCA)、主泵卡轴(main pump trip,MPT)和蒸汽发生器管道破裂(steam generator tube rupture,SGTR)事故进行诊断,并将其与传统的故障诊断模型进行对比,验证了本文所建立模型的准确性。模型的诊断结果能够为保障核反应堆的安全稳定运行,杜绝核安全事故的发生提供重要参考。 展开更多

关键词 反应堆冷却剂系统(RCS) 故障诊断 鲸鱼优化算法 极端梯度提升模型

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核电厂大范围损伤工况下反应堆冷却剂系统注水策略分析

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作者 张娟花 徐德阳 +2 位作者 陈鹏 安云娜 屈波 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期618-623,共6页

福岛核事故后,极端灾害可能引发的核电厂相关设备大范围损伤情景下的事故处理策略成为核安全必须关注的问题之一。本研究针对台山核电厂EPR机组的大范围损伤情景,选取具有代表性的全厂断电工况,开展事故敏感性分析。结合台山核电厂的系... 福岛核事故后,极端灾害可能引发的核电厂相关设备大范围损伤情景下的事故处理策略成为核安全必须关注的问题之一。本研究针对台山核电厂EPR机组的大范围损伤情景,选取具有代表性的全厂断电工况,开展事故敏感性分析。结合台山核电厂的系统特征及电厂移动设备的配置,给出该类事故情景下用于堆芯损伤状态控制及缓解的反应堆冷却剂系统注水策略的相关缓解行动要求和关键时间节点,以有效缓解事故进程。在此分析基础上制定了EDMGs反应堆冷却剂系统注水策略。 展开更多

关键词 大范围损伤 EDMGs 反应堆冷却剂系统 注水策略

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反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究 被引量：3

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作者 张毅雄 姜乃斌 +1 位作者 艾红雷 王伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期407-410,共4页

通过理论研究并结合反应堆冷却剂系统中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行反应堆冷却剂系统地震分析,该方法能够避免阻尼比选取存在的问题,同时又考虑了非线性因素。

关键词 反应堆冷却剂系统 非线性 地震分析

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华龙一号反应堆冷却剂系统抗震设计关键技术 被引量：2

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作者 熊夫睿 沈平川 +2 位作者 王新军 叶献辉 张毅雄 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第S01期83-91,共9页

华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评... 华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评价等方面开展了关键技术研究,建立了一套抗震能力提升的策略,完成了华龙一号反应堆冷却剂系统抗震优化和评估工作。相关技术已在华龙批量生产堆型中得以应用。 展开更多

关键词 华龙一号 反应堆冷却剂系统 抗震分析 载荷环境

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核电厂反应堆冷却剂系统电压暂降耐受力的评估与实验验证 被引量：2

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作者 孟庆伟 唐炜 +1 位作者 钟振芳 侯军瑞 《实验技术与管理》 CAS 北大核心 2022年第7期73-79,共7页

针对核电厂经受电压暂降而导致反应堆停堆的问题,将电气学科中电能质量概念引入核电厂,进行了电压暂降耐受力评估。从对电压最敏感的反应堆冷却剂系统入手,进行暂态联合建模,将状态参量的运行保护阈值、各设备的运行限值作为系统欠压运... 针对核电厂经受电压暂降而导致反应堆停堆的问题,将电气学科中电能质量概念引入核电厂,进行了电压暂降耐受力评估。从对电压最敏感的反应堆冷却剂系统入手,进行暂态联合建模,将状态参量的运行保护阈值、各设备的运行限值作为系统欠压运行时的边界条件,绘制其耐受力曲线,并利用实验证明所提方法的正确性。最后以某AP1000核电厂为例,绘制该反应堆冷却剂系统的电压暂降耐受力曲线。此项评估研究,既提高了学生理论分析能力、实际操作能力,又能使学生掌握一定的工艺知识,推动学生的跨学科培养。 展开更多

关键词 反应堆冷却剂系统 电能质量 电压暂降 暂态联合建模 耐受力评估

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反应堆冷却剂系统低温超压分析 被引量：2

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作者 詹文辉 周全福 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2007年第2期167-172,共6页

为分析巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组反应堆冷却剂系统是否满足低温超压保护要求,应用热工水力分析程序Relap5／Mod3对其低温下的瞬态进行模拟计算分析,结果表明低温瞬态下的系统压力满足限值要求,不会发生超压。

关键词 反应堆冷却剂系统 低温超压 余热排出系统

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AP1000反应堆冷却剂系统主要设备安装技术 被引量：11

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作者 左学兵 陈晶晶 +2 位作者 张金东 代帅 郑东宏 《压力容器》 2013年第11期62-69,75,共9页

从反应堆冷却剂系统的组成和功能出发,分析了其主要设备的安装形式和技术要求。结合非能动先进压水堆反应堆(AP1000)冷却剂系统自身的特点,并在海阳核电站实践的基础上,阐述了反应堆压力容器、反应堆冷却剂主管道、蒸汽发生器、反应堆... 从反应堆冷却剂系统的组成和功能出发,分析了其主要设备的安装形式和技术要求。结合非能动先进压水堆反应堆(AP1000)冷却剂系统自身的特点,并在海阳核电站实践的基础上,阐述了反应堆压力容器、反应堆冷却剂主管道、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器、波动管的施工流程,为后续核电站核蒸汽供应系统大型主设备的现场安装提供一定的技术参考。 展开更多

关键词 AP1000 反应堆冷却剂系统 压力容器 蒸汽发生器 安装

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秦山第二核电厂一回路主系统水压试验实践经验 被引量：7

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作者 阮良成 薛长江 商幼明 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2006年第3期249-256,共8页

本厂两台机组各进行一次调试期间的初始水压试验和大修期间的重复水压试验,一回路主系统的全部承压部件在初始水压试验时承受22.8 MPa的水压,在重复水压试验时承受20.6 MPa。本文在总结1、2号机组四次水压试验实践的基础上,介绍了RCC-M... 本厂两台机组各进行一次调试期间的初始水压试验和大修期间的重复水压试验,一回路主系统的全部承压部件在初始水压试验时承受22.8 MPa的水压,在重复水压试验时承受20.6 MPa。本文在总结1、2号机组四次水压试验实践的基础上,介绍了RCC-M和RSEM规范对水压试验的要求、试验的实施过程与主要结果等,总结了初始水压试验与重复水压试验的不同点以及试验的风险、注意事项与实践经验,对同类型压水堆有很好的借鉴作用。 展开更多

关键词 一回路 反应堆冷却剂系统 水压试验 调试 大修

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压水堆核电厂硼回收系统运行能力研究 被引量：3

10

作者 吴健 赵文浩 李军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期449-453,共5页

核电站反应堆冷却剂系统的排放量的确定是硼回收系统设计运行能力的基本输入。压水堆核电厂硼回收系统的前贮槽、中间贮槽等重要设备容量均以该数值为基础进行设计。本文通过理论分析计算得出了压水堆核电厂硼回收系统的设计基准所需的... 核电站反应堆冷却剂系统的排放量的确定是硼回收系统设计运行能力的基本输入。压水堆核电厂硼回收系统的前贮槽、中间贮槽等重要设备容量均以该数值为基础进行设计。本文通过理论分析计算得出了压水堆核电厂硼回收系统的设计基准所需的循环冷却剂排放量,为该系统的工程设计提供了重要的设计依据和分析基础。 展开更多

关键词 压水堆 反应堆冷却剂系统 硼回收系统 冷却剂 数值分析

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应急给水系统流量偏离的系统解决方案 被引量：2

11

作者 田卫卫 李军 +1 位作者 王晓江 王志刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期277-282,共6页

应急给水系统(EFS)作为核电站专设安全设施之一,用于在其他给水系统事故的工况下导出反应堆冷却剂系统堆芯余热。其假设事故下的流量试验是核电站装料许可的关键性必要试验。调试中发现,EFS流量偏大,不满足准则要求。针对该问题,本工作... 应急给水系统(EFS)作为核电站专设安全设施之一,用于在其他给水系统事故的工况下导出反应堆冷却剂系统堆芯余热。其假设事故下的流量试验是核电站装料许可的关键性必要试验。调试中发现,EFS流量偏大,不满足准则要求。针对该问题,本工作建立了EFS热工水力模型,并将数值模拟结果与试验数据进行校核,确定了模型的可靠性。通过数值分析,提出EFS流量超准则的解决方案。进一步试验结果表明,EFS破口流量显著降低,完全符合验收准则。 展开更多

关键词 应急给水系统 堆芯余热 反应堆冷却剂系统 调试 数值模拟

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严重事故专用卸压阀排放能力需求

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作者 武铃珺 邓坚 +3 位作者 张航 王小吉 刘丽莉 青涛 《强激光与粒子束》 CAS CSCD 北大核心 2021年第7期131-136,共6页

二代加百万千万级核电站严重事故下卸压过程中高温流体流经卸压阀,可能造成流道变形,甚至造成阀杆下落使得排放流道封闭,造成卸压失败。对严重事故专用卸压阀在卸压过程中可能经历的高温流体状态进行谱分析,获得了不同卸压能力下阀门经... 二代加百万千万级核电站严重事故下卸压过程中高温流体流经卸压阀,可能造成流道变形,甚至造成阀杆下落使得排放流道封闭,造成卸压失败。对严重事故专用卸压阀在卸压过程中可能经历的高温流体状态进行谱分析,获得了不同卸压能力下阀门经受的高温流体状态。开展了高温可能引起的阀门流道变形对卸压效果的影响分析。第二类阀门虽然存在阀门流道变形的可能,但能够获得较长严重事故处置时间,从优化严重事故对策的角度,严重事故专用卸压阀推荐采用第二类阀门排放能力450~600 t/h范围。 展开更多

关键词 高压熔堆 熔融物喷射 反应堆冷却剂系统卸压 严重事故卸压阀 高温流体

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基于马尔可夫模型的船用PWR-RCS管道焊接可靠性分析

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作者 张黎明 赵新文 +1 位作者 韩红新 蔡琦 《压力容器》 北大核心 2007年第12期18-21,共4页

以统计分析为基础，运用马尔可夫模型对船用压水型反应堆冷却剂系统（PWR—RCS）的管道焊接可靠性进行了定量分析，计算出其在服役0～50年间处于各种状态的概率，由此可知焊缝在役检查的重点是裂纹检查，这对反应堆安全运行有一定的参... 以统计分析为基础，运用马尔可夫模型对船用压水型反应堆冷却剂系统（PWR—RCS）的管道焊接可靠性进行了定量分析，计算出其在服役0～50年间处于各种状态的概率，由此可知焊缝在役检查的重点是裂纹检查，这对反应堆安全运行有一定的参考价值。 展开更多

关键词 压水型反应堆冷却剂系统 管道焊接 可靠性 马尔可夫模型

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同一燃耗区域核燃料包壳破损建模分析 被引量：2

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作者 常建 蔡杰进 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第5期98-103,共6页

核反应堆燃料包壳是构成反应堆安全的重要屏障,一旦发生破损,放射性裂变产物就会释放到一回路的冷却剂中。本文通过一回路^(134)Cs/^(137)Cs比值确定破损燃料棒所在燃耗区域,对该燃耗区域裂变产物的产生、裂变产物进入芯块间隙、一回路... 核反应堆燃料包壳是构成反应堆安全的重要屏障,一旦发生破损,放射性裂变产物就会释放到一回路的冷却剂中。本文通过一回路^(134)Cs/^(137)Cs比值确定破损燃料棒所在燃耗区域,对该燃耗区域裂变产物的产生、裂变产物进入芯块间隙、一回路核素平衡分别进行建模,然后,利用建立的数学模型对破口处裂变产物向一回路释放过程进行分析,得出破口的大小和破损根数及所在燃耗区域,并以压水堆核电站燃料包壳破损的数据进行验证,证实了模型的合理性。 展开更多

关键词 燃料棒 包壳 破损 反应堆冷却剂系统

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M310系列核电厂一回路压力超出运行技术规范要求事件分析 被引量：2

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作者 焦峰 孙微 +2 位作者 马国强 吴彦农 李娟 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第4期744-750,共7页

近年来我国M310系列核电厂在运行和试验期间多次发生一回路压力超出技术规范要求的事件。相关事件主要发生在机组余热排出系统冷却正常停堆模式(NS/RRA模式)和功率运行模式(RP模式)。NS/RRA模式下操纵员对一回路系统干预操作较多,由于... 近年来我国M310系列核电厂在运行和试验期间多次发生一回路压力超出技术规范要求的事件。相关事件主要发生在机组余热排出系统冷却正常停堆模式(NS/RRA模式)和功率运行模式(RP模式)。NS/RRA模式下操纵员对一回路系统干预操作较多,由于操纵员技能不熟练、风险分析不到位、参数监控缺失、高风险操作监护不到位等因素导致操纵失误是NS/RRA模式下一回路压力超出技术规范要求的主要原因。RP模式下,M310系列核电厂运行技术规范对一回路压力的要求范围较小且没有规定超压后的干预措施,导致定期试验、设备故障或运行瞬态引发机组负荷快速变化时,稳压器压力控制系统来不及响应,频繁发生一回路压力超出技术规范要求的事件。基于上述事件分析结论,通过加强NS/RRA模式下操纵员行为管理,改进M310系列核电厂运行技术规范要求,能够有效避免一回路压力超出运行技术规范要求。 展开更多

关键词 反应堆冷却剂系统压力 运行技术规范 经验反馈

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CPY核电厂低温超压保护改进的研究 被引量：1

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作者 张亚奇 唐祥 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第5期701-707,共7页

法国CPY核电厂的双重低温超压保护,即在一回路满水的冷停堆工况下,降低稳压器先导式安全阀的开启/关闭压力整定值,在余热排出系统(RRA)正常运行时由RRA安全阀提供低温超压保护,在RRA因破口或误操作隔离时,则由降低了开启/关闭压力整定... 法国CPY核电厂的双重低温超压保护,即在一回路满水的冷停堆工况下,降低稳压器先导式安全阀的开启/关闭压力整定值,在余热排出系统(RRA)正常运行时由RRA安全阀提供低温超压保护,在RRA因破口或误操作隔离时,则由降低了开启/关闭压力整定值的稳压器安全阀提供低温超压保护。低温超压的瞬态模拟和应力分析的结果显示降低稳压器安全阀的开启/关闭压力整定值能够在低温冷停堆状态下为反应堆冷却剂系统(RCP)提供有效的超压保护,避免反应堆压力容器出现脆性断裂,确保一回路压力边界的结构完整性。 展开更多

关键词 低温超压保护 稳压器安全阀 反应堆冷却剂系统 结构完整性

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我国突破核电关键阀门技术

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《中国电力》 CSCD 北大核心 2010年第2期67-67,共1页

此前一直依赖国外进口的核电站关键设备——“核一级比例喷雾阀”已由我国研发人员自主研制成功。比例喷雾阀位于压水堆核电站反应堆冷却剂系统。是其压力控制设备之一。近年来．我国核电阀门国产化有了突飞猛进的进展．但核电关键阀门... 此前一直依赖国外进口的核电站关键设备——“核一级比例喷雾阀”已由我国研发人员自主研制成功。比例喷雾阀位于压水堆核电站反应堆冷却剂系统。是其压力控制设备之一。近年来．我国核电阀门国产化有了突飞猛进的进展．但核电关键阀门技术要求高。国内长期以来不具备设计、制造能力，一直依赖于国外进口。 展开更多

关键词 压水堆核电站 核电阀门 技术 反应堆冷却剂系统 控制设备 自主研制 制造能力 国产化

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