基于模糊距离的核电厂瞬态分段识别方法

近年来发展的核电厂瞬态识别技术,可为操纵员提供处于发展阶段的故障信息,有助于了解核电厂状态并及时采取相应的操作动作,保证核电厂的安全运行。将瞬态过程曲线分为两段,前段利用聚类方法用于快速识别,后段利用提取的瞬态过程的特征进行更准确的识别。利用待识别瞬态与参考瞬态间的模糊距离描述二者的相近程度,可以消除噪声等扰动的影响,并得到更符合认知习惯的结果。利用高温气冷堆核电厂仿真机的故障数据验证瞬态识别方法的有效性。     

基于SVM的核电厂瞬态识别可行性研究

SVM（Suppon Vector Machine，向量支持机）是根据统计学理论研究得到的一种识别事故的新机器。它对核电厂的各种事故瞬态行为的识别具有巨大潜力，得到了广泛的研究。用于识别核电厂事故的计算机支持系统的主要任务就是瞬态识别，识别核电厂运行状态的能力至关重要。为此，工作人员可以选择适当的响应动作来完成。基于模数的第四版事故分析程序可以用于模拟核电厂中各种正常和异常事件。本文通过MAAP程序来描述沸水堆中各种冷却剂丧失事故。这些事故中，传感器的输出被用于测试SVM事故识别机。SVM的计算结果表明，它们可以作为一种较好的分类机应用于瞬态识别。     

瞬态监督和处理方法在核电厂运行许可证延续中的应用

核电厂延续运行前,由于缺乏瞬态监督管理对核电厂延续寿命影响的具体认知,相关瞬态监督和控制仅限于设计寿期范围内,没有涉及到延续运行。这导致核电厂在运行前期没有针对性地管理瓶颈瞬态的消耗,从而减少了核电厂实际可达的寿命长度;或者相关瞬态数据收集不够详细,不足以支撑更细致的疲劳分析,在延续运行评估时只能采取更多的包络处理,难以实现更长的评估寿命。本文针对上述此问题,通过汲取秦山核电厂延续运行研究中瞬态相关经验,从日常运行监督和专项延续评估两个方面,对核电厂延续运行瞬态监督和数据处理进行研究,形成了适用于核电厂延续运行的瞬态管理技术方法,可有效指导后续核电机组开展延续运行工作。     

采用人工神经网络的基于征兆的核电厂运行诊断系统

核电厂运行过程中有许多瞬态过程，装置失灵、处理系统故障和安全系统失效都可能引起瞬态过程。这些瞬态过程可能导致电厂进入非期望的异常状态。如果电厂处于非期望状态(一般称为始发事件)，操纵员必须执行诊断和纠正措施，但是操纵员的反应可能太慢而不能减轻故障的不利影响。而本论文的目的是开发一种基于人工神经网络的操纵员支持系统，这个系统将辅助操纵员在始发事件的发展初期将其识别出来。电厂异常情况可通过处理仪表的读数来诊断和识别。基于征兆的诊断系统用于识别始发事件。该系统对始发事件的识别是通过使用弹性反传算法(Resilient Back Propagation Neural Network Algorithm)来实现。一旦识别出始发事件，系统将显示始发事件类型和必要的操纵员规程，还显示相关参数的趋势曲线。目前该系统能够识别Narora核电站的8个始发事件。本文将以一个始发事件为例，说明该诊断系统的特征。     

核电厂汽轮机详细数值建模研究及其瞬态分析

以岭澳一期核电厂汽轮机部件为原型,利用系统程序RELAP5对其进行详细数值建模研究。通过在100%功率稳态工况下的计算证明,详细的汽轮机数值建模弥补了简化建模中焓值计算误差较大的缺陷。将详细的汽轮机数值建模整合到全范围核电厂热力系统模型中进行瞬态分析,并与岭澳一期核电厂原始实验报告中汽轮机负荷从97%功率水平阶跃变化至87%功率水平瞬态运行工况的数据曲线进行对比。结果表明,稳态模型的焓计算值与电厂实际值误差在2%以内,瞬态模型的分析参数趋势符合电厂实际情况。     

百万千瓦级核电厂电网故障甩负荷到厂用电瞬态研究

在核电厂机组运行时，如果母线断路器找开，机组与外电网失去连接，交流发电机继续向机组厂用设备供电，该瞬态称为甩负荷到厂用电，由于电网故障的原因。机组保护系统自动找开母线断路器，称为电网故障甩负荷。甩负荷到厂用电运行可以提高机组的可用性和运行的安全性。本文采用CATIA2－A程序分析了百万千瓦级核电厂在电网故障导致甩负荷到厂用电运行的瞬态变化，由于寿期初、末的反应性系数不同，会导致中子通量峰值的不同，从而决定了瞬态能否成功。     

基于模糊熵的核电站瞬态识别方法

为保障核电站安全经济运行,需及时准确地识别核电站出现的异常。本文通过处理关键变量的时间序列数据,对瞬态过程进行识别：利用模糊熵度量时间序列复杂度的能力,判断系统是否处于正常状态;进而利用互模糊熵度量两时间序列相似度的能力,对出现的瞬态进行类型识别。利用模块式高温气冷堆核电站仿真机的数据验证了本方法的可行性和有效性,结果表明本文方法可有效进行瞬态识别,且不需复杂的训练过程。     

秦山300MW核电机组全范围仿真机故障和瞬态测试

简要介绍了秦山３００ＭＷ核电机组全范围仿真机验收测试规程中故障和瞬态部分的主要内容，并提出了在仿真机上实现在故障和瞬态的方法和测试手段，同时介绍了仿真机故障测试的主要过程和结果。     

瞬态曲线分段线性化方法研究及其程序实现

核电厂的瞬态数据是相关设备应力分析和评定的必要输入。然而,电厂实际运行记录数据或设计瞬态计算数据通常由时间间隔很短的大量数据点构成,直接作为应力分析的输入将会导致大量不必要的计算。为了简化分析,一般需要将瞬态数据曲线进行分段线性化处理。本文基于最小二乘法,开发了一种瞬态曲线分段线性化的方法,并且通过编写PLTC(PiecewiseLinearization forTransientCurves)程序予以实现。分别采用标准正弦函数曲线和核电厂典型瞬态曲线对本文的方法进行了验证,结果表明,本文的方法和程序能够很好地实现瞬态曲线的分段线性化。本文的研究有助于提高核电厂瞬态曲线分段线性化的效率和精度。     

基于KNN方法的熔盐堆系统瞬态识别模型开发及分析

熔盐堆作为第四代先进核能系统之一，在安全性、经济性、防核扩散和可持续性等方面具有独特的优势。为了保障熔盐堆运行安全，需要快速、准确地识别瞬态工况，目前的瞬态识别方法主要依赖于操作员人工识别，这会引入较大的人为因素，严重影响核电安全。为了减少熔盐堆系统瞬态识别过程中引入的人为因素，提高熔盐堆运行安全，使用RELAP5-TMSR程序对美国橡树岭国家实验室建造运行的熔盐实验堆（Molten Salt Reactor Experiment,MSRE）的瞬态工况进行建模与仿真，产生数据集，基于K近邻（K-Nearest Neighbor,KNN）机器学习方法，建立了熔盐堆系统瞬态识别模型，并对识别模型在噪声下的鲁棒性进行了分析和优化。结果显示：基于KNN方法建立的熔盐堆系统瞬态识别模型在测试集上的F1分数达到99.99%；在噪声下的识别F1分数达到94.32%，具有较高的鲁棒性；进一步优化后的熔盐堆系统瞬态识别模型在噪声下的F1分数达到99.73%，能较为准确地识别MSRE的瞬态工况，满足熔盐堆系统瞬态识别需求。基于KNN方法的熔盐堆系统瞬态识别模型能够有效识别系统瞬态工况，可应用于熔盐堆智能运...     

均相流蒸汽发生器瞬态分析模型

本文介绍了压水堆核电厂蒸汽发生器的一维均相流瞬态分析模型。基于该模型开发的程序计算结果与法国ＢＵＧＥＹ４蒸汽发生器上的试验结果及ＡＴＨＯＳ程序的计算结果较好符合，该模型可用于分析压堆核电厂Ｕ型管自然循环式蒸汽发生器的热工水力瞬态过程。     

核电厂运行瞬态分析软件PANTO的研发

针对核电厂运行瞬态分析的功能需求,中国核动力研究设计院研发了PANTO(Program for Analysis of Normal Transient and Overpressure)软件。该软件基于成熟可靠的系统分析模型和特殊部件模型,采用模块化的软件设计理念,应用面向对象的C++语言和java语言,具有完全自主知识产权。PANTO软件通过了单元测试、集成测试和系统测试,基本消除了所有的代码缺陷。针对秦山二期核电厂阶跃负荷增大10%与额定功率下全部甩负荷瞬态试验进行了验证计算。结果表明,PANTO软件能够较好地模拟瞬态中关键参数的变化情况,计算精度满足工程应用要求,适用于压水堆核电厂运行瞬态分析。     

CPR1000核电厂未能紧急停堆的预期瞬态保护信号及缓解系统改进

CPR1000核电厂发生丧失正常给水-未能紧急停堆的预期瞬态(LOFW-ATWS)时,若温度调节(R)棒组和功率调节(G)棒组的调节功能不能及时作用或丧失,存在一回路超压的风险。为降低瞬态过程中的一回路压力峰值,避免超压的风险,本文提出了瞬态过程中增设反应堆冷却剂泵停运的保护信号及缓解系统改进方案,并采用THEMIS程序进行改进方案的验证分析。结果表明,该改进方案可有效降低LOFW-ATWS事故下一回路压力峰值,消除一回路超压的风险。     

单位瞬态法在核电厂疲劳监测系统中的应用

核电厂疲劳监测系统中的非稳态导热反演计算是关键步骤,本文提出的单位瞬态法目的就是解决反演计算问题。首先研究了一维瞬态热传导内外壁温度的线性关系,其次建立了单位瞬态热传导有限元模型,然后通过数值计算实现了由内壁温度计算外壁温度或由外壁温度计算内壁问题双向计算过程,最后通过1组试验数据验证单位瞬态法的正确性,为疲劳监测系统的推广应用奠定了基础。     

反应堆Ⅱ类瞬态下燃料棒PCI研究

介绍反应堆Ⅱ类瞬态下燃料棒芯块与包壳相互作用(PCI)分析方法和PCI热-力学计算理论模型,在此基础上对海南核电厂降功率燃料管理方案进行PCI评价,并对影响PCI失效裕量的因素进行分析。结果表明,所有瞬态条件下包壳的应变能密度与技术限值相比较都有裕量;瞬态局部线功率越大,瞬态发生前局部燃耗越深,PCI失效裕量越小;瞬态发生前,降功率时间越长,PCI失效裕量越小;降功率后再升功率,裕量得到一定程度恢复。     

稳压器隔室压力短期瞬态响应的计算

本文首先用ＣＡＴＥＭ７程序对大亚湾核电站在稳压器波动管双端断裂事故情况下器隔室力短期瞬态变化进行了计算，并与大亚湾核电站最终安全分析报告给出的计算结果进行了比较，两者计算结果一致然后，再用ＣＡＴＥＭ７对秦山二期核电厂在稳压器波动管双端断裂事故情况下稳压器隔室压力短期瞬态变化进行了计算，给出了计算结果。     

保护系统下试验期间开关故障导致机组瞬态的故障分析及优化

秦山第二核电厂反应堆保护系统进行模拟量通道试验（T1试验）时，由于开关故障导致信号未被切除，导致机组瞬态故障。本文针对试验期间开关故障导致机组瞬态故障为出发点，对开关本体进行剖析，提出开关切换验证的办法，并结合工作实践提出了优化的维修策略，有效地保障了机组安全稳定运行。      

氧化物燃料快堆的事故瞬态分析

利用在核电厂动态仿真器ＤＳＮＰ上开发完成的仿真程序ＯＸＳＹＳ，分析计算了氧化物燃料钠冷快堆ＣＲＢＲＰ在超功率和失流事故瞬态下的响应特性，所得结果与国外系统分析程序ＳＳＣ－Ｌ、ＦＰＲＥ－Ⅱ的相应计算结果符合较好。     

秦山第二核电厂2号机组汽轮机误快速降负荷瞬态分析

描述了秦山第二核电厂2号机组因反应堆冷却剂低选平均温度误信号引起汽轮发电机组快速降负荷的瞬态工况,给出了瞬态过程中主要参数的变化情况,分析了机组控制系统的响应(尤其是棒控系统、蒸汽向冷凝器排放控制系统的动作)情况.分析结果表明,由于棒控系统和蒸汽向冷凝器排放控制系统的输入信号采用高选平均温度,因此,在瞬态过程中,两个控制系统能根据平均温度与参考温度的温差值协调运行,同时,蒸汽发生器水位、稳压器水位与压力等其它主要控制系统响应正确、及时,最终将机组稳定在较低的功率状态下.     

基于PCA的主泵传感器状态监测模型

核电厂主泵的主、辅系统中布置了大量的传感器,随着主泵的运行,传感器会出现不同程度的老化或故障。为了改善现有核电厂传感器周期性测试和校准方案的不足,提高运行的安全性与经济性,采用主成分分析（PCA）技术对主泵的传感器进行状态监测。使用某核电厂主泵的运行数据建立PCA监测模型,并利用该模型对传感器的小漂移故障和共模故障进行识别,仿真结果表明该模型对主泵传感器具有很好的监测效果。