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核电厂蒸汽发生器传热管束流弹失稳评价关键参数分析及实验研究 被引量：1
1
作者 熊光明 朱勇 谭蔚 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第2期428-437,共10页
针对某压水型核电厂新研发蒸汽发生器的传热管,采用ASME BPVC-Ⅲ推荐的半经验公式及相应参数取值,计算得到了悬臂传热管在空泡份额为0%(单相水)、10%、20%、50%、80%、90%下的流弹失稳临界流速。同时,设计开展了悬臂传热管阵在各空泡份... 针对某压水型核电厂新研发蒸汽发生器的传热管,采用ASME BPVC-Ⅲ推荐的半经验公式及相应参数取值,计算得到了悬臂传热管在空泡份额为0%(单相水)、10%、20%、50%、80%、90%下的流弹失稳临界流速。同时,设计开展了悬臂传热管阵在各空泡份额下的流致振动实验,测得了传热管流弹失稳临界流速、动水中的振动阻尼比及固有频率等关键参数。实验中测得的振动阻尼比主要包含了两相阻尼与粘滞阻尼,随空泡份额的变化而变化,范围为1.51%~3.98%,考虑测量不确定度后,该值可用于本文所述蒸汽发生器设计,且具有一定的保守性。分析结果表明,规范推荐的公式及参数计算所得传热管流弹失稳临界流速和实验结果趋势相同、规律一致,前者较后者有较大的保守性,安全系数在1.5以上;采用实验测得的阻尼比及固有频率重新计算得到的临界流速安全系数有所下降,但仍高于1.1。通过实验和分析,讨论了文中所述新研发核电厂蒸汽发生器传热管束流弹失稳评价关键参数取值及分析方法的合理性与保守性,可用于工程产品的设计及分析。 展开更多
关键词 蒸汽发生器 传热管 流弹失稳 经验公式 实验
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压水堆核电厂辐射防护设计平台的开发及应用
2
作者 吕炜枫 魏欣南 +2 位作者 李云飞 熊军 刘杰 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第S01期53-59,85,共8页
基于需求分析,对压水堆核电厂辐射防护设计进行了分析和归纳,得出并解决了核心技术问题,即:设计任务的在线开展及全过程记录、核电厂辐射防护设计的内外部协同和知识精准推送,进而建立了核电厂辐射防护设计平台,并利用核电厂压水堆设计... 基于需求分析,对压水堆核电厂辐射防护设计进行了分析和归纳,得出并解决了核心技术问题,即:设计任务的在线开展及全过程记录、核电厂辐射防护设计的内外部协同和知识精准推送,进而建立了核电厂辐射防护设计平台,并利用核电厂压水堆设计项目对辐射防护设计平台进行了测试验证。 展开更多
关键词 辐射防护 设计平台 压水堆核电厂
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核电厂调试人员职业压力对人因失误的影响路径 被引量：5
3
作者 张力 匡原 +3 位作者 刘朝鹏 李广利 青涛 李发权 《安全与环境学报》 CAS CSCD 北大核心 2021年第4期1622-1629,共8页
为了有效降低核电厂调试人员的职业压力和减少由人因失误造成的安全事故,针对我国核电厂建设中调试工作的特点,基于S-O-R人因失误理论逻辑,将核电厂调试人因失误划分为感知过程失误、识别判断过程失误、行动操作过程失误,引入焦虑情绪... 为了有效降低核电厂调试人员的职业压力和减少由人因失误造成的安全事故,针对我国核电厂建设中调试工作的特点,基于S-O-R人因失误理论逻辑,将核电厂调试人因失误划分为感知过程失误、识别判断过程失误、行动操作过程失误,引入焦虑情绪作为中间变量,构建核电厂调试人员职业压力对人因失误影响机制理论模型,并运用核电厂调试现场采集的问卷数据对模型进行验证与修正。结果表明:焦虑情绪在职业压力对人因失误影响过程中具有中介作用;职业压力对人因失误存在4条影响路径,路径1为职业压力—认知性焦虑—感知过程失误—识别判断过程失误—行动操作过程失误,路径2为职业压力—认知性焦虑—识别判断过程失误—行动操作过程失误,路径3为职业压力—躯体性焦虑—感知过程失误—识别判断过程失误—行动操作过程失误,路径4为职业压力—躯体性焦虑—行动操作过程失误。研究结论对预防和减少核电厂调试人因事件具有借鉴意义。 展开更多
关键词 安全人体学 核电厂调试 结构方程模型 职业压力 人因失误
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基于贝叶斯BiLSTM模型的核电阀位传感器故障预警方法 被引量：8
4
作者 游东东 黎家良 +1 位作者 刘高俊 杨汕 《华南理工大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第12期43-52,共10页
研究大型核电设备的故障预警方法,对于故障的及时排除、降低安全风险、减少非必要成本以及提高发电效率具有深远的意义。传统的核电设备预警,大多是实时监控报警系统,预警效果有待提升,也未充分利用数据价值。文中提出了一种基于贝叶斯B... 研究大型核电设备的故障预警方法,对于故障的及时排除、降低安全风险、减少非必要成本以及提高发电效率具有深远的意义。传统的核电设备预警,大多是实时监控报警系统,预警效果有待提升,也未充分利用数据价值。文中提出了一种基于贝叶斯BiLSTM的故障预警方法,通过神经网络预测时间节点理论健康值,与实际值比较从而识别异常。首先提取实时数据库中健康的历史运行数据,然后对其进行一系列预处理,最后作为训练数据建立贝叶斯BiLSTM预测模型。采用交叉验证方法留出测试集,使用拟合优度、均方误差以及文中提出的贝叶斯假设检验方法对模型精度进行综合验证。保证模型泛化能力后,对实时数据库中的数据进行实时预测,并采用阈值法对故障蠕变期间的异常信号进行识别。实验结果表明:所建立的贝叶斯BiLSTM预测模型在时延高的情况下,相比于LSTM模型具有更优的预测精度;在案例1中,针对3次时间序列异常点,文中模型相比于现有的实时监控系统至少提前了15 h发现信号异常并进行报警;案例2的预测结果进一步验证了模型的可靠性。 展开更多
关键词 核电设备 故障预警 贝叶斯BiLSTM 拟合优度 均方误差 预测精度
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核电厂数字化仪控系统状态监测及可靠性预测方法研究 被引量：5
5
作者 何亚南 谷鹏飞 +1 位作者 席望 白涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第12期2338-2343,共6页
随着我国核电的发展,数字化仪控系统和设备的引入,给核电厂安全性和可靠性带来的风险得到广泛的关注。目前国内外的核电厂数字化仪控系统状态监测仅针对单个设备,具有一定的局限性,忽略了设备间的可靠性关联及设备可靠性趋势对整个系统... 随着我国核电的发展,数字化仪控系统和设备的引入,给核电厂安全性和可靠性带来的风险得到广泛的关注。目前国内外的核电厂数字化仪控系统状态监测仅针对单个设备,具有一定的局限性,忽略了设备间的可靠性关联及设备可靠性趋势对整个系统可靠性的影响。本文提出一种核电厂数字化仪控系统状态监测及可靠性预测方法,以高压安注系统为例,通过监测多个相关设备的状态信息,分析其内在可靠性关联,得到设备当前可靠性趋势对整个系统可靠性状态的影响,建立系统可靠性模型。该模型通过状态信息的更新,实时监测整个系统的可靠性状态,为核电厂系统和设备提供更为全面的预测和可靠性状态监测,为核电厂的系统管理、设备管理及运行维护提供指导。 展开更多
关键词 核电厂 数字化仪控系统 状态监测 可靠性预测 运行和维护
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核电厂液压阻尼器漏油密封装置研制与应用 被引量：3
6
作者 张译寒 周宇鹏 陈笋 《机械设计》 CSCD 北大核心 2021年第S02期146-150,共5页
液压阻尼器是核电厂主回路重要的支承设备,由于液压设备密封特点,存在长运行周期内漏油的风险。针对核电厂液压阻尼器漏油的问题,分析液压阻尼器结构原理,深入勘察核电厂液压阻尼器漏油现场,分析了阻尼器漏油的原因。根据现场工期短、... 液压阻尼器是核电厂主回路重要的支承设备,由于液压设备密封特点,存在长运行周期内漏油的风险。针对核电厂液压阻尼器漏油的问题,分析液压阻尼器结构原理,深入勘察核电厂液压阻尼器漏油现场,分析了阻尼器漏油的原因。根据现场工期短、厂房环境限制的客观情况,提出了对阻尼器漏油进行在线封堵维修的方案。基于RCC-M规范完成密封装置结构设计和受力分析,设计出了一套可以不拆卸阻尼器,实现阻尼器漏油在线封堵的装置,并通过试验验证了该方案的可行性,为核电厂液压阻尼器漏油故障的紧急处理提供了新的解决思路。 展开更多
关键词 核电厂 液压阻尼器 漏油 在线封堵 设计
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核电站高能管道冲击过程数值模拟研究 被引量：2
7
作者 彭建 刘浪 石媛媛 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第2期307-313,共7页
为了研究管道断裂工况下甩击管道对靶物管道的冲击作用,本文采用有限元软件ABAQUS分析了各种结构参数对靶物管道变形的影响。考虑几何非线性、材料非线性和接触非线性建立了数值模型;通过与试验进行对比分析,数值结果与试验结果偏差为3.... 为了研究管道断裂工况下甩击管道对靶物管道的冲击作用,本文采用有限元软件ABAQUS分析了各种结构参数对靶物管道变形的影响。考虑几何非线性、材料非线性和接触非线性建立了数值模型;通过与试验进行对比分析,数值结果与试验结果偏差为3.5%,验证了模型的有效性;选取核电厂典型材料和结构参数,采用数值模拟方法研究了甩击角度、约束方式、径厚比对靶物管道变形的影响。结果表明:靶物管道的变形包括压缩和弯曲2种模式,且压缩和弯曲是相互作用的;甩击角度主要影响靶物管道的压缩变形,对弯曲变形影响较小,靶物管道变形随甩击角度的增加而变大,正交甩击时变形最大;约束方式主要影响靶物管道的弯曲变形,对压缩变形不敏感,且轴向无约束时变形最大;随着径厚比的增加,靶物管道变形越大,冲击截面的直径变化量与应变随时间的变化趋势一致。 展开更多
关键词 高能管道断裂 管道甩动 管道变形 非线性数值模拟 冲击过程 甩击角度 管道约束方式 管道径厚比
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核电厂设备闸门法兰密封结构对密封性能影响的研究 被引量：2
8
作者 赵小红 周宇鹏 陈笋 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1305-1311,共7页
设备闸门贯穿核电厂反应堆安全壳,是安全壳承压边界的重要组成部分。为确保连接处的密封性能,设备闸门封头与预埋贯穿筒节间的连接采用法兰密封连接结构。对于法兰密封连接结构,密封圈和密封槽的匹配性设计尤为重要。采用试验的方法对... 设备闸门贯穿核电厂反应堆安全壳,是安全壳承压边界的重要组成部分。为确保连接处的密封性能,设备闸门封头与预埋贯穿筒节间的连接采用法兰密封连接结构。对于法兰密封连接结构,密封圈和密封槽的匹配性设计尤为重要。采用试验的方法对设计的6套双道密封圈法兰密封结构进行密封性能试验验证,结果表明单沟槽双道O形密封的双道密封圈法兰密封结构密封性能综合评价最高,采用该结构方案可有效确保核电厂设备闸门封头法兰与预埋贯穿筒节法兰间的密封连接结构的密封性和安全性,为核电站的安全、可靠运行提供技术保障。 展开更多
关键词 设备闸门 封头 法兰 密封圈 密封结构 泄漏率
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核电厂丧失通风系统的PSA分析 被引量：3
9
作者 王飞 王志文 张冰 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第4期946-953,共8页
通风系统(HVAC)是核电厂重要的支持系统之一,通风系统的丧失对核电厂安全的威胁是不容忽视的。根据国外核电厂的概率安全分析(PSA)的工程经验反馈,丧失通风系统的风险对核电厂堆芯损坏频率(CDF)的贡献高达25%。本文结合国内外调研和工... 通风系统(HVAC)是核电厂重要的支持系统之一,通风系统的丧失对核电厂安全的威胁是不容忽视的。根据国外核电厂的概率安全分析(PSA)的工程经验反馈,丧失通风系统的风险对核电厂堆芯损坏频率(CDF)的贡献高达25%。本文结合国内外调研和工程实践,开发了一套适用于核电厂丧失通风系统的PSA分析方法,并基于某核电厂开展系统性的丧失通风系统风险分析。分析结果表明,丧失通风系统对核电厂堆芯损坏频率的贡献是不容忽视的。通过识别出的通风系统设计的薄弱项,能够为核电厂通风系统设计及优化提供指引,以进一步提升核电机组的安全水平。 展开更多
关键词 概率安全分析 通风系统 风险评价
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核电厂设备闸门提升装置关键失效模式分析 被引量：1
10
作者 谢洪虎 邓海青 +3 位作者 张峰 刘小华 何英勇 陈楚员 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第5期841-848,共8页
对核电厂设备闸门提升装置在闸门封头开启和关闭过程中的运动特性进行分析研究,该研究借助动力学仿真软件ADAMS和有限元分析软件ANSYS展开,分别对故障树分析发现的薄弱环节进行分析,包括:提升装置两侧导向箱不同步而产生卡滞和地震工况... 对核电厂设备闸门提升装置在闸门封头开启和关闭过程中的运动特性进行分析研究,该研究借助动力学仿真软件ADAMS和有限元分析软件ANSYS展开,分别对故障树分析发现的薄弱环节进行分析,包括:提升装置两侧导向箱不同步而产生卡滞和地震工况下闸门封头两侧导轨变形失效。分析结果表明,闸门封头两侧导向箱不同步高度差≤54mm时,提升装置不会产生卡滞现象;在地震工况下,提升装置无论是在闸门封头开启还是关闭状态,两侧导轨都不会出现变形失效。 展开更多
关键词 设备闸门 提升装置 封头 动力学 仿真分析
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ACPR1000核电厂SG水位控制调试方法研究 被引量：1
11
作者 项洪一 陈坚才 +2 位作者 黄振广 陈开林 刘鹏 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第5期758-764,共7页
针对改进型压水堆核电机组(ACPR1000)蒸汽发生器(SG)水位控制的难点,从水位控制原理和工艺系统耦合问题进行分析,找出调试的关键点。对传递函数进行差分化推导,计算并设置PID控制系统各参数。在首次升功率到30%FP(FP:满功率)期间完成小... 针对改进型压水堆核电机组(ACPR1000)蒸汽发生器(SG)水位控制的难点,从水位控制原理和工艺系统耦合问题进行分析,找出调试的关键点。对传递函数进行差分化推导,计算并设置PID控制系统各参数。在首次升功率到30%FP(FP:满功率)期间完成小阀的调试、二回路蒸汽负荷映像(411ZO)系数调试、大小阀切换点设置等重要调试工作。在RRC(Reactor Control)瞬态试验过程中验证控制效果,结果表明该调试方法效果良好,在各瞬态试验中SG水位控制稳定。 展开更多
关键词 RRC 调试 水位控制 解耦控制
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CPR1000型核电机组控制棒组件落棒时间的验收准则初步优化 被引量：1
12
作者 张恒凯 柳继坤 +2 位作者 赵云涛 刘吉光 刘洋 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第6期1291-1295,共5页
根据CPR1000型核电机组中控制棒在落棒过程中的动作特点、受力分析以及在9台机组中的试验结果,分析发现了在机组调试启动和正常运行期间,一回路液态冷却剂压力变化对控制棒落棒时间无影响,但落棒时间随冷却剂温度升高而减小,且试验结果... 根据CPR1000型核电机组中控制棒在落棒过程中的动作特点、受力分析以及在9台机组中的试验结果,分析发现了在机组调试启动和正常运行期间,一回路液态冷却剂压力变化对控制棒落棒时间无影响,但落棒时间随冷却剂温度升高而减小,且试验结果与理论分析结果相符,同时根据冷却剂温度对落棒时间的影响规律,优化了不同工况下控制棒落棒时间的验收准则。不仅可作为同类型机组在调试启动阶段和正常运行期间控制棒落棒时间验收准则的参考,而且可作为控制棒落棒过程理论受力模型分析时的参考。 展开更多
关键词 控制棒 落棒时间 影响因素 验收准则优化
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压水堆核电厂气液态放射性流出物源项计算程序CPGale的开发 被引量：1
13
作者 吕炜枫 陈明亮 +2 位作者 刘杰 熊军 蒋振宇 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期425-432,共8页
分析了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物的产生和排放途径,建立了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物源项的计算模型,开发了具有良好人机界面的计算程序CPGale,并采用国内在役压水堆核电厂的流出物源项实测值对程序进... 分析了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物的产生和排放途径,建立了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物源项的计算模型,开发了具有良好人机界面的计算程序CPGale,并采用国内在役压水堆核电厂的流出物源项实测值对程序进行了验证。结果表明,基于CPGale程序计算所得流出物源项相比实测值具有适度的保守性,可满足工程设计的需求。 展开更多
关键词 放射性流出物 源项 压水堆核电厂
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压水堆核电厂燃料包壳破损判断准则研究 被引量：1
14
作者 熊军 吕炜枫 +1 位作者 郭润春 高耀毅 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1273-1280,共8页
燃料包壳为压水堆核电厂放射性包容的第一道屏障。因燃料包壳破损的发生不可避免且其对核安全的影响显著,燃料包壳破损诊断是压水堆核电厂必备的技术。分析了国内外压水堆核电厂燃料包壳破损诊断方法以及存在的问题,提出了根据一回路冷... 燃料包壳为压水堆核电厂放射性包容的第一道屏障。因燃料包壳破损的发生不可避免且其对核安全的影响显著,燃料包壳破损诊断是压水堆核电厂必备的技术。分析了国内外压水堆核电厂燃料包壳破损诊断方法以及存在的问题,提出了根据一回路冷却剂中放化指标判断压水堆核电厂燃料包壳是否发生破损的系列判断准则,并对可能影响诊断结果的因素进行了探讨。基于国内在役核电厂实际的运行数据对判断准则进行了测试,测试结果表明,提出的燃料包壳破损判断准则可准确地诊断燃料包壳破损的发生,且有更广泛的适用性。 展开更多
关键词 燃料包壳破损 判断准则 压水堆核电厂
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核电厂轴向型膨胀节设计失误案例分析 被引量：1
15
作者 王明毓 刘雪林 +1 位作者 李铁萍 刘浪 《化工设备与管道》 CAS 2019年第5期77-79,共3页
轴向型膨胀节是管道中常用的重要部件之一,当管道由于空间有限无法实现热位移的自然补偿时,轴向型膨胀节可对管道轴向热膨胀位移进行吸收,对管道柔性设计能够起到很好的效果。在核电厂中轴向型膨胀节的使用较为广泛,但由于使用不当,很... 轴向型膨胀节是管道中常用的重要部件之一,当管道由于空间有限无法实现热位移的自然补偿时,轴向型膨胀节可对管道轴向热膨胀位移进行吸收,对管道柔性设计能够起到很好的效果。在核电厂中轴向型膨胀节的使用较为广泛,但由于使用不当,很容易发生各种破坏风险。收集了近年核电厂中典型的轴向型膨胀节失效案例,包括固定支架设置不合理和导向支架设置不足。通过研究破坏形式机理,总结归纳主要设计失误因素,并给出处理措施。对以后的工程设计有重要的参考价值。 展开更多
关键词 轴向型膨胀节 固定支架 导向支架
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非基岩场地基础隔震核岛厂房抗震性能分析
16
作者 刘宇 李建波 +1 位作者 丁志新 林皋 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1679-1686,共8页
为了研究非基岩场地条件下基础隔震核电工程结构的抗震性能,本文依据外源波动理论提出了考虑土-结构相互作用效应的基础隔震核电工程结构抗震分析方法,该方法实现了地震动的高精度输入以及整体系统的直接求解,通过与传统封闭体系振动法... 为了研究非基岩场地条件下基础隔震核电工程结构的抗震性能,本文依据外源波动理论提出了考虑土-结构相互作用效应的基础隔震核电工程结构抗震分析方法,该方法实现了地震动的高精度输入以及整体系统的直接求解,通过与传统封闭体系振动法计算结果的对比验证了其有效性。建立了基础隔震核岛厂房-地基整体有限元模型,开展了核岛厂房地震响应分析,讨论了不同剪切波速场地条件下核岛厂房的基础隔震性能。研究结果表明:非基岩场地条件下基础隔震核岛厂房表现出良好的隔震效果;随着场地剪切波速的降低,基础隔震的隔震能力逐渐下降,与剪切波速为1067 m/s的场地相比,当场地的剪切波速为305 m/s时,核岛厂房结构顶部的楼层反应谱、加速度放大系数和层间位移角的隔震率分别减小了14.30%、13.50%和23.41%。为了保证核电工程结构的安全性,在基础隔震设计中应充分考虑非基岩场地条件下的SSI效应。 展开更多
关键词 基础隔震 核岛厂房 非基岩场地 土-结构相互作用 外源波动 振动法 剪切波速 地震响应
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基于运行事件的核电厂电动主给水泵联启方案改进
17
作者 徐颖 王志先 +1 位作者 张强 许金泉 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第4期857-862,共6页
中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂电动主给水泵系统承担向蒸汽发生器二次侧供水的重要功能,以近年两起主给水泵系统运行事件为研究对象,对备用泵联锁启动失败原因进行了分析并提出了相应改进措施。针对泵出口压力低低跳泵及联启... 中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂电动主给水泵系统承担向蒸汽发生器二次侧供水的重要功能,以近年两起主给水泵系统运行事件为研究对象,对备用泵联锁启动失败原因进行了分析并提出了相应改进措施。针对泵出口压力低低跳泵及联启逻辑设计缺陷,增加了跳泵允许条件自保持和复位功能,针对状态偏差复位功能不满足运行失效信号设计要求的情况,对组态实现方案进行了改进并新增了状态偏差报警。改进后的系统跳泵及联启方案经理论分析及模拟机验证后在同类型机组得以推广实施,提升了电动主给水泵系统应对复杂工况的能力,有效避免了同类事件的重发,提高了机组运行的稳定性和安全性,也为同类泵组的逻辑优化改进提供了良好经验反馈。 展开更多
关键词 核电厂 电动主给水泵 联启 逻辑 改进
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神经网络算法在核电厂内部水淹分析计算中的应用
18
作者 严家福 赵栋 +1 位作者 关凤华 常会 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期1141-1145,共5页
核电厂设计必须考虑发生内部水淹的可能性,防止设备被水淹后对安全功能造成的威胁。由于核电厂内部结构复杂,房间内影响水流的孔、洞等对象繁多;一般传统的求解计算方式处理保守,且很难处理多房间非线性的耦合关系。本文利用了一种新的... 核电厂设计必须考虑发生内部水淹的可能性,防止设备被水淹后对安全功能造成的威胁。由于核电厂内部结构复杂,房间内影响水流的孔、洞等对象繁多;一般传统的求解计算方式处理保守,且很难处理多房间非线性的耦合关系。本文利用了一种新的计算方法,通过构建BP神经网络模型解决了房间非线性关联的耦合问题,并能达到符合实际的更高精度。 展开更多
关键词 核安全 内部水淹 微分方程 神经网络
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Cs和I在某拟建核电厂液态流出物长距离排放管线周围土壤中的扩散行为
19
作者 陈东洋 李传斌 +6 位作者 陈婧仪 杨杰 王建华 陈媛 王芝芬 吴涵玉 康明亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第12期2388-2398,共11页
裂变产物^(137)Cs和129/^(131)I是液态流出物中重点关注的核素,其产额高、迁移能力强,具有生物有效性,是核设施辐射环境安全评价的重要指标。本文以某拟建核电厂液态流出物长距离排放管线下方浅层土壤及模拟地下水为实验材料,采用稳定... 裂变产物^(137)Cs和129/^(131)I是液态流出物中重点关注的核素,其产额高、迁移能力强,具有生物有效性,是核设施辐射环境安全评价的重要指标。本文以某拟建核电厂液态流出物长距离排放管线下方浅层土壤及模拟地下水为实验材料,采用稳定同位素(^(133)Cs和^(127)I)替代开展贯穿扩散实验,通过自定义软件Pycharm对扩散数据进行拟合。结果表明,不同采样点的浅层土壤通过吸附作用阻滞Cs^(+)扩散,Cs^(+)的有效扩散系数为3.87×10^(-11)~4.31×10^(-11)m^(2)/s;而对于阴离子I^(-),其所有采样点的固液分配系数K d均趋近于0(1.75×10^(-4)~2.72×10^(-7)L/g)、有效扩散系数为1.97×10^(-11)~2.61×10^(-11)m^(2)/s,表明弱吸附核素^(129/131)I难以被土壤阻滞,易迁移至地下水中。由于采样点土壤的主要成分均为石英、斜长石、钙长石,因此土壤表面电荷是影响Cs^(+)和I^(-)在该区域扩散的主控因素。 展开更多
关键词 CS I 扩散 Pycharm 放射性液态流出物
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核电厂外部水淹PSA分析
20
作者 王飞 徐志新 段枫 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第6期1383-1391,共9页
在福岛核事故后,国内对超设计基准的灾害尤为关注,核电厂应具备足够的裕量应对超设计基准灾害。而外部水淹是重要的外部灾害之一。目前关于超设计基准外部水淹的风险评价仍在研究中,国内外尚无成熟统一的风险评价方法。本文基于国内外... 在福岛核事故后,国内对超设计基准的灾害尤为关注,核电厂应具备足够的裕量应对超设计基准灾害。而外部水淹是重要的外部灾害之一。目前关于超设计基准外部水淹的风险评价仍在研究中,国内外尚无成熟统一的风险评价方法。本文基于国内外调研和工程实践,开发了一套适用于核电厂外部水淹概率安全分析(PSA)的方法,并基于某核电厂开展外部水淹PSA的风险分析,以识别核电厂外部水淹防护设计的薄弱项,优化核电厂外部水淹的防护设计。 展开更多
关键词 概率安全分析 外部水淹 风险评价
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