基于多分类SVM的船用核动力装置主回路系统破口特征诊断技术研究

失水事故发生时,在事故初期判断出事故类型对操纵员安全操作意义重大,为此提出一种基于监控参数的失水事故类型判断方法。该方法根据事故发生后13 s内监控参数的变化速率与破口类型的对应关系,提取故障征兆,建立事故判断模型,并根据建立的模型使用支持向量机分类的方法进行破口事故类型判断。试验结果表明,该方法在事故发生初期可准确、有效地判断出典型失水事故的破口尺寸和相对位置。     

西安脉冲反应堆超设计基准事故动态特性分析

为填补以往西安脉冲反应堆(脉冲堆)超设计基准事故研究的不足,利用RELAP5/SCDAP/MOD3.4程序对脉冲堆系统进行了建模计算,给出了脉冲堆在断电ATWS事故和大破口失水ATWS事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:发生断电ATWS事故后,在无人为干涉情况下,反应堆部分燃料可能熔毁;发生大破口失水ATWS事故后,破口位置和尺寸对事故后果的严重程度有重要影响,破口位置在堆池底部时,燃料最高温度低于1 800℃,而破口位置高于堆芯下栅板时,将导致燃料元件熔毁。根据脉冲堆在超设计基准事故下的动态响应,针对两种事故工况分别提出了相应的缓解措施。     

LOCA和SGTR事故下破口尺寸计算方法研究

事故状态下一回路破口的大小直接影响到核电厂的安全屏障,对破口大小进行评估是核反应堆安全分析的重要基础,也是电厂应急响应小组的主要任务之一。通常考虑流入和流出一回路流体的质量平衡,用来计算破口流率。本文在总结一回路流体质量平衡计算方法的基础上进行深入研究,提出利用安注(SI)流量动态平衡进行破口尺寸估算的方法,同时利用信息开发技术将两种方法的计算过程程序化。最后,通过与法国SESAME系统的破口计算结果进行对比分析,同时验证了压水堆失水事故(LOCA)和蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)中两种计算方法的准确性。     

中国双功能铅锂实验包层系统In-box LOCA事故瞬态压力传播特征分析

中国双功能铅锂实验包层系统(CN DFLL TBS)发生氦气—铅锂流道间破口(In-box LOCA)事故时,8 MPa高压氦气喷向低压铅锂增殖区,高压以压力波形式从包层模块(TBM)的铅锂增殖区传播到铅锂辅助系统(LLAS),造成系统超压,威胁包层安全。本文采用RELAP5/MOD4.0软件对DFLL包层系统进行建模,开展了破口事故下的系统瞬态压力传播分析,对破口位置、面积、爆破阀起爆压力等重要参数进行敏感性分析。分析表明:不同位置破口事故下,包层压力入口最高可达16.68 MPa,包层出口处最高可达13.92 MPa;单根与10根传热管破裂事故,包层出入口压力分别增加0.97 MPa、1.68 MPa;为降低包层内部的压力峰值,可在包层模块进出口管道设置体积不小于1.2×10~(-2) m~3稳压装置。通过将铅锂辅助系统的关键部件布置在稳压装置附近,可有效保护其不超出其压力限值。     

基于热工水力分析确定LOCA破口尺寸及CDF定量化

论文以30万千瓦压水堆核电机组为对象,基于热工水力分析确定了大、中、小LOCA的破口尺寸范围,并根据尺寸范围确定LOCA始发频率。与概率安全评价(PSA)常用的NUREG/CR-6928通用数据相比较,小LOCA破口尺寸范围更宽因而始发频率更高,中LOCA的下限尺寸更大故始发频率更低,大LOCA则与通用数据接近。通过事件树对堆芯损伤频率(CDF)进行定量化分析。结果表明,与直接采用通用数据的始发频率相比较,LOCA的CDF降低明显。基于热工水力分析确定LOCA破口尺寸及CDF定量化可更现实的评估LOCA风险。     

安注箱对小型模块化压水堆LOCA的影响研究

基于小型模块化压水堆失水事故(LOCA)的现象和特征,分析燃料包壳峰值温度(PCT)出现的机理,并研究安注箱(ACC)设置对PCT和事故长期降压的影响。结果表明:在一定范围中等破口尺寸LOCA下,ACC注水可能导致堆芯更不利的后果,小型堆可合理考虑ACC的作用进行系统设计。     

失水事故下一回路水动力载荷分析

以M310反应堆冷却剂系统为对象,在计算假想失水事故(LOCA)时的一回路水动力载荷的基础上,着重分析了破口打开时间、破口面积、打开方式等破口假设特性对一回路管道、蒸汽发生器一次侧的水动力载荷的影响,并对主管道破口和辅助管道接管嘴破口下的水动力结果进行了对比分析。结果表明破口面积是影响失水事故下一回路管道和主设备上的水动力载荷的关键因素之一,辅助接管嘴破口下产生的水动力载荷与主管道上的破口产生的水动力载荷量级相当;蒸汽发生器(SG)出口接管嘴破口下SG一次侧的水动力载荷较入口接管嘴破口下的水动力载荷波动更明显。此外失水事故后蒸汽发生器隔板受到的压差远大于稳态运行下的压差值,因而在隔板设计时必须予以考虑。本文的研究成果对新堆型研发中的一回路LOCA水动力载荷分析有重要的参考价值。     

随机缺失数据下的核动力管道破口大小评估方法研究

针对核动力系统监测参数受噪声干扰出现随机丢失,影响操纵员判断事故严重程度的问题,提出了容忍参数缺失的破口评估模型。选定已知破口大小的多元序列作为标准序列,并在标准序列上按事故机理选定若干采样点,对待诊断多元时间序列上各时间点使用滑动动态时间弯曲算法寻找与标准序列采样点的最小累积距离,将得到的最小累积距离作为破口评估模型的特征值,使用支持向量机作为预测模型对破口进行评估,并通过集成学习策略优化诊断结果。以右侧主蒸汽管道破口为例进行验证,结果表明,该方法对待测序列的完整性要求不高,参数随机缺失的破口评估误差在10%以内,能够更好地辅助操纵员进行破口的评估。     

新型转换堆失水事故模拟实验的验算和分析

为了分析新型转换堆(ATR)的下降段大破口失水事故,利用建立在日本动力堆和核燃料开发集团,大洗工程中心的ATR安全分析实验回路,于1986年10月进行了三次不同破口直径的ATR下降段大破口失水事故实验。用大破口LOCA计算程序SENHOR和HEATUP对这三个实验进行了分析计算,并对一些实验现象进行了讨论。     

PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析

对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系统（PRHRS）隔离阀前后破口事故试验工况研究,并以堆芯补水箱（CMT）侧冷管底部破口事故工况作为对比工况。试验结果表明：ACME开展的PRHRS隔离阀前后破口事故模拟工况事故进程符合典型SBLOCA进程,堆芯始终处在良好的冷却状态,非能动堆芯冷却系统的安全性得到有效验证;相同破口尺寸工况下,不同破口位置对事故进程有一定的影响,其中破口位置对CMT液位、安注流量的影响较为关键。对比工况中,PRHRS设备换热量也有较大不同,冷管破口和隔离阀后破口工况较隔离阀前破口工况换热量更大,但PRHRS换热管内部流动换热机理需进一步研究。     

基于v-支持向量机的事故工况下反应堆功率预测

针对事故工况下堆芯功率变化的特点和神经网络（ANNs）易陷极小值、收敛速度慢等问题，提出一种基于ν-SVR）的事故工况下堆芯功率预测方法。该方法运用k重交叉验证（k-CV）完成对ν-SVR预测器并将其用于弹棒事故（REA）和落棒事故（RDA）工况下的堆芯功率预测。研究表明，与ANNs相比，该方法具有更高的预测精度和更短的响应时间。      

基于朴素贝叶斯的核电厂事故诊断方法研究

本文将机器学习领域的贝叶斯技术应用于核应急中的电厂状态诊断,提出了基于朴素贝叶斯分类器的核电厂事故诊断方法。利用压水堆核电厂仿真机获取事故案例数据,对朴素贝叶斯分类模型进行训练,实现了对核电厂多类事故(LOCA、SGTR、MSLB)的诊断。测试结果表明,基于朴素贝叶斯分类器的核电厂事故诊断方法在诊断精度、诊断效率、事故类型可扩展性以及程序自主化诊断上有显著优势,并且模型训练中不同事故类型先验分布对诊断结果影响较小,具有较好的适用性。     

基于重构概念的变负荷工况下核功率预测研究

为适应船用核动力装置变负荷运行工况时功率的调节,提出了一种基于运行数据统计学习的方法计算需求功率,并分别运用支持向量机和BP神经网络两种机器学习方法进行了数值试验。结果表明,在负荷急剧变化过程中,基于数据统计学习的方法计算精度优于物理模型法,特别是基于支持向量机的方法,它可在短时间内经一遍训练即可得到符合精度的训练模型,且可保证其得到的极值解即为全局最优解。此外,该方法还可应对某些输入信号缺失的情况,提高了计算过程的稳定性、可靠性和容错控制能力。     

Assessment the safety performance of nuclear power plants using Global Safety Index (GSI)

The safety performance of the nuclear power plant is a very important factor enhancing the nuclear energy option. It is vague to evaluate the nuclear power plant performance but it can be measured through measuring the safety performance of the plant.In this work, the safety of nuclear power plants is assessed by developing a “Global Safety Index” (GSI).The GSI is developed by introducing three indicators: probability of accident occurrence, performance of safety system in case of an accident occurrence (during an accident), and the consequences of the accident.The GSI is developed by tracking the performance of the safety system during a design basis accident such as loss of coolant accident (LOCA). This is done by using the PCTran simulation code in simulation a PWR LOCA and introducing four indicators: the sensation time, the response time, and the recovery time together with Core Damage Frequency (CDF). Then Fuzzy Inference System is used for obtaining the GSI.The GSI is also evaluated for the advanced types for nuclear power plants, such as AP1000, and a comparison is made between the GSI evaluated for both conventional and advanced types.     

压水堆主管道双端断裂事故下管路系统的力和力矩分析

文章引入了国外采用的经验数据和公式，分析了其缺陷性，并从流体瞬变和流体力学理论出发对压水堆主管道双端断裂进行了分析和研究。先用特征线法求得回路系统在失水事故工况下的压力、流量变化曲线，再用控制体体积积分方法较为精确地计算出主管道的１１个断点分别断裂时，其他各点的受力和力矩。这些计算结果为压水堆核电站的核安全设计和分析提供了可靠保证     

A diagnostic system for identifying accident conditions in a nuclear reactor

The objective of this study is to develop a system, which assists the operator in identifying an accident quickly using ANNs that diagnoses the accidents based on reactor process parameters, and continuously displays the status of the nuclear reactor. A large database of transient data of reactor process parameters has been generated for reactor core, containment, environmental dispersion and radiological dose to train the ANNs. These data have been generated using various codes e.g., RELAP5—thermal-hydraulics code for the core. The present version of this system is capable of identifying large break LOCA scenarios of 220 MWe Indian PHWRs. The system has been designed to provide the necessary information to the operator to handle emergency situations when the reactor is operating. The diagnostic results obtained from ANNs study are satisfactory.     

大型非能动压水堆核电厂安全注射系统旋启式止回阀阻力变化对长期堆芯冷却影响分析

大型非能动压水堆核电厂在发生失水事故(LOCA)后的长期堆芯冷却阶段依靠重力向堆芯注入应急冷却水,其注射管线上设置的旋启式止回阀的阻力可随流量变化,管线的阻力可能将非预期地增加。根据旋启式止回阀阻力特性,为失水事故最佳估算系统分析程序添加相应的计算功能,对压力容器直接注射(DVI)管线双端断裂事故后长期堆芯冷却工况进行了计算分析。结果表明:安全注射管线上旋启式止回阀阻力变化对大型非能动压水堆核电厂LOCA后长期冷却的影响较小;在安全裕量不足的情况下,旋启式止回阀的阻力特性将影响到非能动注射管线的安全注射功能的执行。     

冷却剂丧失事故下稳压器波动管及人孔结构的失效机理研究

稳压器是核反应堆进行压力控制和保护的重要设备,冷却剂丧失事故（LOCA）产生的巨大冲击可能造成其关键部位的结构失效。通过多场耦合计算方法,对小破口LOCA下稳压器波动管的流动传热和结构应力、人孔结构的温度分布和密封性能进行了三维瞬态数值模拟,分析了其失效机理。结果表明：高温流体快速流入波动管形成了巨大的瞬时载荷,造成了管道短时间的强烈振动,管道中间部位变形最大,可能破坏管道支撑结构;各部位等效应力快速增大,与主管道的接管部位出现了集中应力现象,较大的应力波动会影响其寿命;人孔结构出现较大的温度分布不均匀性,密封结构下垫片的密封性能变化最大,在100 s前后其内、外侧密封面接触压力都降至设计密封比压值以下,即出现泄漏。本文根据分析结果提出了波动管和人孔结构的改进建议,可为船用核动力装置发生小破口LOCA后的事故缓解提供技术借鉴。