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基于二级PSA的应急计划区事故源项选取方法
1
作者 王海峰 赵锋 +1 位作者 张启明 殷煜皓 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期274-279,共6页
为建立包括大型堆、小型堆和其他类型核电厂用于应急计划区测算的事故源项选取方法,本研究参考国内外现行应急事故源项选取方法,特别是美国核管理委员会(NRC)最新批准的NuScale小型模块化反应堆应急源项的筛选方法,梳理国内二代改进型... 为建立包括大型堆、小型堆和其他类型核电厂用于应急计划区测算的事故源项选取方法,本研究参考国内外现行应急事故源项选取方法,特别是美国核管理委员会(NRC)最新批准的NuScale小型模块化反应堆应急源项的筛选方法,梳理国内二代改进型和三代大型压水堆核电厂现行事故源项选取并分析其共性和不足,在考虑事故机理和应急流程后,推荐基于二级概率安全评价(PSA)的应急计划区事故源项选取方法,并特别考虑地震引发的事故序列,同时分析多机组应急的影响。此方法契合NUREG-0396报告应急源项选取原则,通过实例分析表明,与目前国内大型压水堆核电厂现行事故源项选取具有一致性。本研究源项选取方法有利于不同类型机组统一应急基准,基于机组安全性和厂址应急特征开展应急准备和响应,并可用于各类堆型核电厂应急计划区事故源项的选取。 展开更多
关键词 二级概率安全评价(PSA) 源项 应急计划区 核应急
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基于多磁路耦合的磁力提升型CRDM等效磁路模型研究
2
作者 徐奇伟 于天达 +4 位作者 周星辰 苗轶如 杨云 罗凌雁 赵一舟 《核动力工程》 北大核心 2026年第2期333-341,共9页
磁力提升型控制棒驱动机构(CRDM)是反应堆中关键的电磁执行装置,主要由3个电磁单元通过相互配合完成功率调节和系统保护等功能。针对传统单个电磁单元等效磁路(EMC)模型忽略了多线圈间耦合效应的问题,提出一种基于多磁路耦合的磁力提升... 磁力提升型控制棒驱动机构(CRDM)是反应堆中关键的电磁执行装置,主要由3个电磁单元通过相互配合完成功率调节和系统保护等功能。针对传统单个电磁单元等效磁路(EMC)模型忽略了多线圈间耦合效应的问题,提出一种基于多磁路耦合的磁力提升型CRDM整机EMC模型,实现了CRDM电磁参数的准确计算。首先,该模型通过考虑气隙磁通的边缘效应,得到气隙磁阻的计算公式;分析除气隙磁阻外其他磁阻与气隙长度的定量关系;其次,基于磁路基尔霍夫定律建立整机EMC模型的环路方程,并考虑导磁材料的非线性特性,通过迭代计算获得磁路饱和状态下的磁通密度分布、电感及电磁提升力;最后,将计算结果与传统EMC模型及有限元分析(FEA)结果进行对比,结果验证了所提模型的准确性。 展开更多
关键词 反应堆 控制棒驱动机构(CRDM) 磁路耦合 等效磁路(EMC)模型
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CAP1400安全级仪控系统共因失效应对和分析验证
3
作者 史国宝 王海涛 +5 位作者 王志超 任文星 吴雪雯 刘立欣 张国胜 樊普 《核安全》 2026年第1期51-59,共9页
目前,数字化仪控技术已越来越多地应用于核电厂,数字化仪控系统由于设计或使用不当引起的共因故障可能影响核电厂安全。国内外相关导则提出了仪控系统纵深防御和多样性(D3)设计要求,需要论证安全分析报告第15章始发事件叠加安全级仪控... 目前,数字化仪控技术已越来越多地应用于核电厂,数字化仪控系统由于设计或使用不当引起的共因故障可能影响核电厂安全。国内外相关导则提出了仪控系统纵深防御和多样性(D3)设计要求,需要论证安全分析报告第15章始发事件叠加安全级仪控系统共因失效后核电厂的安全性。CAP1400设置了多样化驱动系统(DAS),包含6个自动功能和10个手动功能,定性和定量评估表明多样化程度高;针对D3分析建立了分析方法体系,开展事故分析,结果表明所有事故都能得到缓解,DAS系统具有充分的纵深防御能力。 展开更多
关键词 数字化仪控 共因故障 纵深防御和多样性分析 CAP1400
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核电站时间序列数据无监督故障诊断方法研究
4
作者 单龙飞 刘永阔 +1 位作者 张万洲 黄学颖 《核动力工程》 北大核心 2026年第2期307-315,共9页
核电站运行数据呈现时间序列、非线性等特点,经典无监督聚类算法大都只适用于对簇状数据进行聚类,针对非线性时间序列数据的聚类效果较差。本文建立了基于概率特征提取与长短期记忆自动编码器(LSTM-AE)的核电站无监督故障诊断方法。首先... 核电站运行数据呈现时间序列、非线性等特点,经典无监督聚类算法大都只适用于对簇状数据进行聚类,针对非线性时间序列数据的聚类效果较差。本文建立了基于概率特征提取与长短期记忆自动编码器(LSTM-AE)的核电站无监督故障诊断方法。首先,使用核密度估计(KDE)方法提取核电站运行数据的概率特征;然后,使用LSTM-AE方法去除冗余特征,学习数据非线性特征关系,增强同类聚集性;最后,使用K均值聚类(K-Means)方法进行聚类。本研究使用福清核电仿真机来采集多种故障程度的典型故障数据进行测试。测试结果表明,本文提出的KDE+LSTM-AE+K-Means无监督故障诊断方法相较于直接使用KMeans、高斯混合模型(GMM)、基于密度的聚类算法(DBSCAN)、谱聚类4种方法具有更高的故障诊断准确率;该方法有效提升了不同故障特征的类内相似性与类间判别性,成功将复杂时间序列数据转化为具有良好可聚类性的近似簇状分布;在多次随机采样实验中,表现出较低的标准差,证明其具有较强的鲁棒性。 展开更多
关键词 核电站 无监督学习 时间序列 长短期记忆自动编码器(LSTM-AE) K均值聚类(KMeans)
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不同运行参数对压力容器外部冷却临界热流密度影响实验研究
5
作者 张震 熊万玉 +4 位作者 幸奠川 昝元锋 王广金 陈德奇 徐建军 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第2期283-291,共9页
国内外众多三代核电采用的是非能动冷却的熔融物滞留措施,华龙一号(HPR1000)为应对极端严重事故而设置了能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统。为了评估该系统的能动子系统的运行特性,采用等宽矩形结构发热体模拟了压力容器的下封头,... 国内外众多三代核电采用的是非能动冷却的熔融物滞留措施,华龙一号(HPR1000)为应对极端严重事故而设置了能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统。为了评估该系统的能动子系统的运行特性,采用等宽矩形结构发热体模拟了压力容器的下封头,在强迫驱动冷却条件下,实验研究了不同运行参数对临界热流密度的影响。实验结果表明:在靠近出口的区域,随着角度的增加,临界热流密度会发生降低。在中部区域,随着角度的增加,临界热流密度随之增加,在82.5°位置处形成局部峰值。在靠近入口的区域,当入口过冷度较高(约30℃)时,入口效应的影响较为显著,入口位置的临界热流密度高于中部区域的临界热流密度。高入口过冷度工况(约70℃)条件下,冷却流量的增加对临界热流密度的影响更为明显。低入口过冷度工况(约7℃)时,过冷度和压力的变化对临界热流密度的影响更为明显。 展开更多
关键词 华龙一号 堆腔注水冷却系统 运行参数 临界热流密度 实验研究
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基于导流板优化方案的非能动安全壳水膜蒸发传热传质试验研究
6
作者 王国栋 黄思洋 +1 位作者 张迪 史国宝 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期87-96,共10页
为了缩短核电厂建造周期、提升运维便利性和降低设备造价,本文提出了一种非能动核电厂空气导流板优化方案,为论证该方案,搭建了1∶4缩比的非能动安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET),基于COCOVET空气对流传热试验,借助粒子图像测速(PIV... 为了缩短核电厂建造周期、提升运维便利性和降低设备造价,本文提出了一种非能动核电厂空气导流板优化方案,为论证该方案,搭建了1∶4缩比的非能动安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET),基于COCOVET空气对流传热试验,借助粒子图像测速(PIV)工具将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化。在明晰空气流动传热特性后,开展水膜蒸发传热传质试验,研究PCS环腔空气强迫对流和自然对流并存的混合对流水膜蒸发传热传质现象,通过对比试验数据和程序模拟结果,论证安全分析程序模拟导流板优化方案的可行性。研究结果表明:在PCS环腔下降段空气到达导流板尾部区域后,大部分空气折流180°进入PCS环腔上升段,沿导流板向上流动,少量空气沿冷却面继续向下流动。在无导流板区域,“水膜-空气”为偏自然对流类型的混合对流传热传质过程,加热面热流密度沿高度方向基本不变;在有导流板区域,PCS环腔上升段存在明显的传热“入口效应”,加热面热流密度呈现先迅速增加后降低的趋势。安全壳安全分析程序计算值和试验测量值符合良好,适用于模拟水膜蒸发传热传质过程。研究结果支撑了非能动核电厂导流板优化方案,也丰富了混合对流类型的传热传质研究内容。 展开更多
关键词 空气导流板优化方案 非能动安全壳冷却系统(PCS) 水膜蒸发传热传质 安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET) 程序适用性
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熔盐堆应急排盐冷却系统换热管内层屏障破损传热影响
7
作者 孙亮洁 梁荣健 +4 位作者 蒋文涛 王超群 杨群 何兆忠 邹杨 《核技术》 北大核心 2026年第2期154-165,共12页
液体燃料熔盐堆是第四代先进核能系统的候选堆型之一,应急排盐冷却系统是其可设置的特殊安全设计。本文以熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)应急排盐冷却系统为研究对象,探究换热元件内层屏障破损对其正常余热导出功能... 液体燃料熔盐堆是第四代先进核能系统的候选堆型之一,应急排盐冷却系统是其可设置的特殊安全设计。本文以熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)应急排盐冷却系统为研究对象,探究换热元件内层屏障破损对其正常余热导出功能的影响。该研究基于计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)模拟方法,通过构建传热和多相流动模型分析破损后的传热和流动现象,并对关键影响参数进行敏感性分析。结果表明,内层套管破损后,18.4%的冷却水从破损位置经气隙层流出,单根换热元件功率提升到29.434 kW,破损位置附近外层套管出现局部温度低点。敏感性分析结果表明,破损尺寸、破损位置和气隙层压力变化均会对换热元件传热产生明显影响,其中传热对破损尺寸的敏感性最强。该分析结果可以为熔盐堆应急排盐冷却系统工程设计提供研究数据。 展开更多
关键词 熔盐堆 应急排盐冷却系统 换热元件 冷却介质泄漏 计算流体动力学
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基于双向时序卷积网络的多用途小型反应堆运行状态识别方法研究
8
作者 刘默涵 吴志强 +3 位作者 李羿良 何正熙 肖凯 杨浈 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期289-299,共11页
为提升新型多用途小型反应堆的自主化运行水平,保障反应堆安全高效运行,建立基于反应堆运行数据的智能状态识别方法。基于MegaPower建立仿真模型,以热管冷却反应堆耦合开式空气布雷顿循环系统为识别对象,提出了一种基于双向时序卷积网... 为提升新型多用途小型反应堆的自主化运行水平,保障反应堆安全高效运行,建立基于反应堆运行数据的智能状态识别方法。基于MegaPower建立仿真模型,以热管冷却反应堆耦合开式空气布雷顿循环系统为识别对象,提出了一种基于双向时序卷积网络的反应堆运行状态识别模型,该模型通过时间卷积核提取反应堆运行数据的前向和后向时空特征。使用建立的反应堆仿真模型生成典型运行状态数据样本,构建数据集对模型进行训练和测试。实验结果表明,提出的双向时序卷积网络模型能够准确识别反应堆系统仿真运行状态;与对照组的深度学习方法相比,具有更优的识别性能。因此,提出的方法可以为类似多用途小型反应堆智能状态识别方法的设计提供新思路。 展开更多
关键词 双向时序卷积网络 多用途小型反应堆 MegaPower 运行状态识别
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“玲龙一号”反应堆冷却剂丧失事故处置规程开发
9
作者 习蒙蒙 《科技创新与应用》 2026年第6期1-5,共5页
该文针对中国自主研发的小型模块化反应堆(“玲龙一号”)的反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)相关处置规程进行研究,包括规程开发及支持性计算。在规程开发过程中,结合“玲龙一号”设计特征,构建合理的规程框架及不同事故工况采用的处置规程... 该文针对中国自主研发的小型模块化反应堆(“玲龙一号”)的反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)相关处置规程进行研究,包括规程开发及支持性计算。在规程开发过程中,结合“玲龙一号”设计特征,构建合理的规程框架及不同事故工况采用的处置规程。在支持性计算过程中,论证选取典型反应堆冷却剂丧失事故进行验证分析,结果表明,该文所开发的事故处置规程具备全面的事故覆盖能力和操作可行性,能够及时有效地将核电厂引导至安全可控状态,为小型模块化反应堆的安全运行提供了重要技术支撑。 展开更多
关键词 小型模块化反应堆 反应堆冷却剂丧失事故 征兆导向规程 事故管理 规程开发
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基于preCICE的物理热工耦合不确定性分析方法
10
作者 赵梓炎 董士豪 +2 位作者 赵鹏程 刘紫静 李卫 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第2期340-353,共14页
反应堆堆芯存在紧密的多物理场耦合现象,而现有的耦合框架在处理程序间弱耦合问题中存在通用性与扩展性不足等问题。因此使用新型多物理场耦合架构对国内耦合程序的研发有重要意义。本文首先基于preCICE通用耦合框架集合中子物理程序KOM... 反应堆堆芯存在紧密的多物理场耦合现象,而现有的耦合框架在处理程序间弱耦合问题中存在通用性与扩展性不足等问题。因此使用新型多物理场耦合架构对国内耦合程序的研发有重要意义。本文首先基于preCICE通用耦合框架集合中子物理程序KOMODO、热工水力程序SUBCHANFLOW和不确定性分析程序DAKOTA搭建了高性能多物理场耦合计算平台,然后通过压水堆基准题NEACRP-L-335验证平台准确性,最后使用准蒙特卡罗抽样与最小正交插值广义混沌多项式对弹棒事故开展不确定性分析。结果表明,平台在满功率与零功率工况下均具有较高的计算精度。关键输出参数服从正态分布规律且标准差较小,堆芯总功率、入口冷却剂流量、入口冷却剂温度及包壳厚度等输入参数有明显交互作用且对结果具有显著影响。本文搭建的平台可为解决多物理场弱耦合问题和开展不确定性分析工作提供有效参考途径。 展开更多
关键词 preCICE 多物理场耦合 不确定性分析 准蒙特卡罗采样 广义混沌多项式
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基于Gauss-Seidel的CRAM燃耗方程组求解加速方法研究
11
作者 孙玉清 张彬航 +1 位作者 袁显宝 唐海波 《核技术》 北大核心 2026年第3期178-188,共11页
反应堆燃耗计算对核电站安全运行及燃料管理至关重要。近年来,切比雪夫有理近似方法(Chebyshev Rational Approximation Method,CRAM)是求解燃耗方程组的主要方法之一。采用CRAM求解时,复数矩阵计算通常采用稀疏高斯消元法(Sparse Gauss... 反应堆燃耗计算对核电站安全运行及燃料管理至关重要。近年来,切比雪夫有理近似方法(Chebyshev Rational Approximation Method,CRAM)是求解燃耗方程组的主要方法之一。采用CRAM求解时,复数矩阵计算通常采用稀疏高斯消元法(Sparse Gaussian Elimination,SGE),包括符号消元和数值消元,计算效率提升有限。本文基于自主研发的燃耗计算程序AMAC,发展了基于高斯-赛德尔(Gauss-Seidel,GS)的CRAM燃耗方程组求解加速方法。利用三种不同规模的燃耗数据库(含71、221、1487种核素)对轻水堆测试例题从计算精度和效率两方面完成了计算分析。在计算精度方面,以线性子链解析法作为参考解,基于GS的部分分式分解(Partial Fraction Decomposition,PFD)和不完全部分分式(Incomplete Partial Fractions,IPF)形式的计算精度相当。对于短寿命核素的计算,IPF形式的计算精度优于PFD形式。在计算效率方面,GS方法的计算效率显著优于SGE方法,在三种燃耗库中的计算效率最大提升可达80.17%,有利于高保真燃耗计算效率的提升。因此建议在实际燃耗计算中采用基于GS的IPF形式燃耗方程组进行燃耗计算,能够兼顾计算精度和效率。 展开更多
关键词 燃耗方程 切比雪夫有理近似 高斯-塞得尔迭代法 稀疏高斯消元法 加速方法
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板式非能动氢气复合器运行与结构特性数值分析
12
作者 满天明 封有财 +1 位作者 丁铭 郭泽华 《核动力工程》 北大核心 2026年第2期227-235,共9页
非能动氢气复合器利用催化氧化反应机制消除氢气,以应对严重事故下大型压水堆安全壳的氢气燃爆风险。研究建立了H2/O2混合气体在铂(Pt)基催化剂上的化学-传热-流动耦合数值模型,系统分析了板式非能动氢气复合器的运行参数与结构参数对... 非能动氢气复合器利用催化氧化反应机制消除氢气,以应对严重事故下大型压水堆安全壳的氢气燃爆风险。研究建立了H2/O2混合气体在铂(Pt)基催化剂上的化学-传热-流动耦合数值模型,系统分析了板式非能动氢气复合器的运行参数与结构参数对其工作性能的影响。结果表明:增大氢气体积浓度和气体温度可直接提升催化反应速率。当流动速度由0.2 m/s提升至1.0 m/s,催化板间距由8 mm扩大至15 mm时,氢气质量流量的增大提高了催化反应速率,但是氢气消除率分别下降了16.23%和9.59%。催化板前缘(0 mm<催化板高度H_(plate)≤30 mm)的高活性区相比中后段(H_(plate)≥75 mm)的反应速率高1个数量级。催化板厚度的变化对氢气体积浓度影响较小,催化板的平均温差小于20 K。 展开更多
关键词 非能动氢气复合器 氢气安全 严重事故 多相反应 反应动力学
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联合PCA和因果网络的核电厂异常监测与溯源分析方法研究
13
作者 李子康 王航 +1 位作者 彭敏俊 虞越 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期242-250,共9页
针对核电厂参数耦合导致异常传播范围广、参数报警信号多,干扰操纵员判断以及数据驱动的异常监测方法可解释性较差的问题,提出一种联合主元分析(PCA)与因果网络的核电厂异常监测及溯源分析方法。该方法通过PCA实现系统异常快速监测,结... 针对核电厂参数耦合导致异常传播范围广、参数报警信号多,干扰操纵员判断以及数据驱动的异常监测方法可解释性较差的问题,提出一种联合主元分析(PCA)与因果网络的核电厂异常监测及溯源分析方法。该方法通过PCA实现系统异常快速监测,结合因果网络分析系统异常传播路径并追溯源头。利用福清核电站M310堆型全范围模拟机中位于不同系统的2类典型故障案例进行方法验证,结果表明该方法可有效定位异常子系统和关键变量,因果溯源路径与系统故障后实际变化特性吻合,可为核电厂操纵员开展故障处置提供可解释的决策支持信息。 展开更多
关键词 核电厂 主元分析(PCA) 因果网络 状态监测 溯源分析
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核反应堆冷却剂系统故障诊断MPA-TCN-GRU模型
14
作者 贾晓龙 戴滔 +2 位作者 隋阳 闫家胜 刘家义 《科学技术与工程》 北大核心 2026年第8期3319-3329,共11页
核反应堆冷却剂系统(reactor coolant system,RCS)是一个庞大且复杂的核电厂系统,它的主要作用是载出核反应堆产生的热量、防止放射性物质外泄。因此,精准的RCS故障诊断对于保障核电厂的安全性至关重要。为针对传统RCS故障诊断模型训练... 核反应堆冷却剂系统(reactor coolant system,RCS)是一个庞大且复杂的核电厂系统,它的主要作用是载出核反应堆产生的热量、防止放射性物质外泄。因此,精准的RCS故障诊断对于保障核电厂的安全性至关重要。为针对传统RCS故障诊断模型训练效率较低、准确性不足的问题,按照如下路线提出了一种RCS故障诊断海洋捕食者算法(marine predator algorithm,MPA)-时间卷积网络(temporal convolutional network,TCN)-门控循环单元(gated recurrent unit,GRU)模型。首先,应用TCN模型,提取RCS样本数据的特征信息;然后,将提取到的特征信息输入到GRU模型,捕捉数据中的时序依赖关系,进而构建TCN-GRU模型;最后,应用MPA寻找TCN-GRU模型的最优超参数,实现对RCS的精准诊断。结果表明:与传统的TCN、GRU及TCN-GRU模型相比,所提模型在较少的训练轮数实现了收敛,同时在诊断准确率上分别提高了2.64%、2.93%和2.01%,验证了所提出的诊断模型的高效性和可靠性。 展开更多
关键词 核反应堆冷却剂系统(RCS) 故障诊断 时间卷积网络(TCN) 门控循环单元(GRU) 海洋捕食者算法(MPA)
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基于三维物理热工耦合方法的控制棒组失控抽出事故分析
15
作者 陈静 陈超 +2 位作者 蒋校丰 张健夫 任一飞 《核技术》 北大核心 2026年第2期190-200,共11页
VVER(Vodo-Vodyanoy Energetic Reactor)机组反应性引入事故中堆芯物理和热工现象之间存在强烈的相互作用,为了更详细准确地模拟事故进程和后果,基于三维物理热工耦合方法开展反应性引入事故分析。采用内耦合的方式和松耦合的数据传递方... VVER(Vodo-Vodyanoy Energetic Reactor)机组反应性引入事故中堆芯物理和热工现象之间存在强烈的相互作用,为了更详细准确地模拟事故进程和后果,基于三维物理热工耦合方法开展反应性引入事故分析。采用内耦合的方式和松耦合的数据传递方案,将三维中子动力学程序联合接口函数编译为动态链接库,准三维热工水力系统程序作为主导,实现物理和热工程序的耦合。采用VVER-1000型电厂主泵4切1试验对耦合程序计算结果的可靠性进行验证,基于耦合程序开展最小可控功率水平下控制棒组失控抽出事故的计算分析。通过建立堆芯物理模型和系统的热工水力模型并考虑中子学参数的不确定性,进行了程序间的对比验证。计算结果表明:所获得的事件序列以及安全相关重要参数的极值均与最终安全分析报告(Final Safety Analysis Report,FSAR)的相近,主要热工水力参数的瞬态响应过程总体上符合较好。堆芯热通道轴向相对功率峰值为3.07。堆芯最小偏离泡核沸腾比(Departure from Nucleate Boiling Ratio,DNBR)为2.34,燃料棒最高温度为1061.3℃,与限值相比均有较大裕量。三维物理热工耦合方法对于准确可靠地模拟VVER机组反应性引入事故有重要的意义。 展开更多
关键词 VVER机组 反应性引入事故 三维物理热工耦合方法 事故分析 动态链接库
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基于FRTAC程序的钠冷快堆燃料包壳失效模块开发及验证
16
作者 雷伊 张斌 +2 位作者 吴宗芸 杨文强 冯思棋 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第3期632-641,共10页
大面积包壳失效是严重事故的起点,因此对包壳失效准确预测具有重要意义。本文基于中国原子能科学研究院自主开发的FRTAC程序框架,综合考虑燃料和裂变产物等在热工、化学、辐射等多场作用下对包壳失效的影响,结合Larson-Miller寿命分数... 大面积包壳失效是严重事故的起点,因此对包壳失效准确预测具有重要意义。本文基于中国原子能科学研究院自主开发的FRTAC程序框架,综合考虑燃料和裂变产物等在热工、化学、辐射等多场作用下对包壳失效的影响,结合Larson-Miller寿命分数准则对包壳的失效进行预测,开发了可用于钠冷快堆氧化物燃料的包壳失效模块。选取FO-2、MK-I和CABRI-2等典型燃料棒实验开展了稳态模拟和事故分析。结果表明,稳态计算所得主要参数与实验值及其他系统程序计算值的相对误差较小,瞬态计算的相对误差在10%以内,各参数整体变化趋势符合良好,包壳失效时间和失效位置预测较准确,初步验证了所开发模块的可靠性,可为钠冷快堆燃料性能分析提供重要参考。 展开更多
关键词 钠冷快堆 FRTAC 燃料包壳失效 程序开发
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基于CNN-GRU模型的核反应堆冷却剂系统故障诊断系统设计
17
作者 刘家义 隋阳 +2 位作者 戴滔 贾晓龙 闫家胜 《科学技术与工程》 北大核心 2026年第4期1498-1508,共11页
核反应堆冷却剂系统(reactor coolant system,RCS)是核电厂安全运行的核心屏障,其故障诊断的准确性对保障核安全具有关键意义。针对传统故障诊断方法在特征提取和时序建模方面的不足,且传统诊断系统在安装、维护及跨平台数据交互等方面... 核反应堆冷却剂系统(reactor coolant system,RCS)是核电厂安全运行的核心屏障,其故障诊断的准确性对保障核安全具有关键意义。针对传统故障诊断方法在特征提取和时序建模方面的不足,且传统诊断系统在安装、维护及跨平台数据交互等方面存在诸多限制。按照如下路线,构建一种基于卷积神经网络-门控循环单元(convolutional neural network-gated recurrent unit,CNN-GRU)模型的RCS故障诊断模型,并设计了基于浏览器/服务器(browser/server,B/S)架构的RCS故障诊断系统。首先,使用CNN模型,提取RCS运行数据的局部时空特征;然后,将提取的特征输入GRU进行时序建模,构建CNN-GRU诊断模型;最后,基于该模型设计了RCS故障诊断系统。该系统通过前端数据上传与后端模型推理实现故障诊断。实验采用核电厂仿真与严重事故分析仪(personal computer transient analyzer,PCTRAN)生成的模拟数据进行验证。结果表明,该系统能够准确识别RCS的8类故障工况,平均准确率达到99.85%,为核电厂安全运行提供了可靠的故障诊断支持。 展开更多
关键词 核反应堆冷却剂系统(RCS) 故障诊断 卷积神经网络-门控循环单元(CNN-GRU)神经网络 浏览器/服务器(B/S)架构
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VVER机组事故分析耦合程序开发及应用
18
作者 陈静 陈超 +2 位作者 蒋校丰 任一飞 张健夫 《核安全》 2026年第1期1-9,共9页
针对VVER机组尤其是核热耦合作用强烈和局部功率分布变化显著的事故分析,本研究开发了物理热工耦合程序。采用动态链接库技术并编制耦合接口模块,实现三维中子动力学程序和热工水力系统程序的耦合。在此基础上,本研究开展了VVER-1000机... 针对VVER机组尤其是核热耦合作用强烈和局部功率分布变化显著的事故分析,本研究开发了物理热工耦合程序。采用动态链接库技术并编制耦合接口模块,实现三维中子动力学程序和热工水力系统程序的耦合。在此基础上,本研究开展了VVER-1000机组硼酸误稀释事故的瞬态模拟,分析事故进程和一、二回路参数随时间的变化。最后,评估了重要安全参数与验收准则的符合情况。结果表明:耦合程序的模拟结果与电厂实测值符合得较好。事故分析所获得的物理热工参数的变化趋势与FSAR总体上具有一致性,极值相差较小。验证了所开发的耦合程序计算能力和可靠性。燃料最高温度和最小DNBR等均满足验收准则的要求。本研究所开发的物理热工耦合程序为VVER机组事故分析提供了有效可靠的模拟工具。 展开更多
关键词 VVER机组 事故分析 物理热工耦合 硼酸误稀释
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钠冷快堆堆芯设计优化方向研究
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作者 周培德 胡赟 +6 位作者 薛秀丽 苏喜平 霍兴凯 林超 陈启董 宋英韵 王振忠 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2112-2121,共10页
钠冷快堆具有核燃料增殖和长寿命次锕系核素嬗变的功能,是第四代核能系统的主要推荐堆型。钠冷快堆功能和性能优势的实现主要取决于堆芯设计。钠冷快堆已有进入规模化、商业化应用的态势,本文在分析钠冷快堆堆芯设计内涵和已有设计实践... 钠冷快堆具有核燃料增殖和长寿命次锕系核素嬗变的功能,是第四代核能系统的主要推荐堆型。钠冷快堆功能和性能优势的实现主要取决于堆芯设计。钠冷快堆已有进入规模化、商业化应用的态势,本文在分析钠冷快堆堆芯设计内涵和已有设计实践基础上,重点围绕经济性、安全性和可持续性提升,研究并提出堆芯设计优化的方向和措施,包括:瞄准燃料燃耗限值提升、燃料平均卸料燃耗和堆芯冷却剂出口温度展平以提高经济性;瞄准反应性效应负反馈优化、反应性控制性能改进和自然循环设计优化以提升安全性;瞄准核燃料增殖和长寿命次锕系核素嬗变能力提升以改进可持续性。所提出的堆芯设计优化方向和措施可以作为钠冷快堆堆芯设计研发的目标和主要内容。 展开更多
关键词 钠冷快堆 堆芯设计 经济性 安全性 可持续性
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EPRI《严重事故管理导则技术依据报告》对三代非能动核电厂的适用性研究
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作者 魏巍 俞诗真 +3 位作者 谢政权 魏巍 谷韫丰 李青 《核动力工程》 北大核心 2026年第2期112-120,共9页
2012年EPRI发布的《严重事故管理导则技术依据报告》(TR-1025295)系统定义了核电厂在严重事故缓解过程中需考虑的“高级待用行动(CHLAs)”,并给出了其成功实施的指标及其对事故进程的影响。该报告作为严重事故管理导则(SAMG)编制的重要... 2012年EPRI发布的《严重事故管理导则技术依据报告》(TR-1025295)系统定义了核电厂在严重事故缓解过程中需考虑的“高级待用行动(CHLAs)”,并给出了其成功实施的指标及其对事故进程的影响。该报告作为严重事故管理导则(SAMG)编制的重要参考资料,在二代轻水堆核电厂中具有广泛适用性,然而其内容未充分考虑三代非能动核电厂的设计特点。本文针对三代非能动核电厂的设计特点,提出适用于三代非能动核电厂设计特点的严重事故管理“高级待用行动”修改建议,并进行充分论证,确保所提出的“高级待用行动”能够有效支撑三代非能动核电厂的严重事故管理策略,为SAMG的优化与本土化提供科学依据和技术支撑,并为三代非能动核电厂严重事故管理提供参考依据。 展开更多
关键词 严重事故 严重事故管理导则(SAMG) MAAP5程序 非能动 高级待用行动 事故处置
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