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基于二级PSA的应急计划区事故源项选取方法
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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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CAP1400安全级仪控系统共因失效应对和分析验证
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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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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
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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
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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
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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
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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
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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
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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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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
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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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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
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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CNN-GRU模型的核反应堆冷却剂系统故障诊断系统设计
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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
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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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IDHEAS-ECA方法在核电厂严重事故下人员可靠性分析中的应用
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作者 张佳佳 张明珠 +3 位作者 种毅敏 宫宇 钱鸿涛 依岩 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第1期205-213,共9页
严重事故下的人员可靠性分析(HRA)是二级概率安全分析(PSA)的关键技术要素和难点。由于严重事故下人员心理多变、组织协调复杂、缺少模拟培训等,国际上很少有适用的HRA模型。近年来国内核工业界积极探索严重事故下的HRA,但所用模型和方... 严重事故下的人员可靠性分析(HRA)是二级概率安全分析(PSA)的关键技术要素和难点。由于严重事故下人员心理多变、组织协调复杂、缺少模拟培训等,国际上很少有适用的HRA模型。近年来国内核工业界积极探索严重事故下的HRA,但所用模型和方法适用性欠佳。2022年,美国核管会推出适用于全部风险指引监管活动的事件和状态评估综合人因事件分析(IDHEAS-ECA)方法,为相关研究指明方向。本文对IDHAES-ECA方法进行了研究和凝练,提出了严重事故下HRA需要特殊考虑的绩效影响因子(PIF)。以某华龙一号核电厂严重事故下一回路注水为案例,应用IDHEAS-ECA方法开展了定量化分析,同时采用国内常用的SPAR-H方法与IDHEAS-ECA方法结果进行对比和讨论。分析表明,SPAR-H方法现有模型由于其固有缺陷,且无实证数据支撑,无法适用于严重事故下的HRA,而IDHEAS-ECA方法由于其完善的PIF和认知模型,更能适应当下工程项目全范围PSA的应用需求,也代表当前国际最新的认知水平。本研究可为核电工程项目和核安全领域采用IDHAES-ECA方法提供借鉴。 展开更多
关键词 核电厂 人员可靠性分析 概率安全分析 事件和状态评估综合人因事件分析 绩效影响因子
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安全壳内隔间局部环境条件对设备鉴定影响研究
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作者 金鑫 唐辉 +4 位作者 何凡 黄欢 吴蓓 李蒙 黄旺南 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期169-174,共6页
针对华龙一号核电机组,按以下步骤对安全壳内隔间局部环境条件对设备鉴定及事故处理影响进行系统性的分析研究:①梳理安全壳内高能管道破口工况;②开展相关隔间内局部环境条件分析;③识别局部超温/超压的隔间清单;④梳理隔间内需鉴定的... 针对华龙一号核电机组,按以下步骤对安全壳内隔间局部环境条件对设备鉴定及事故处理影响进行系统性的分析研究:①梳理安全壳内高能管道破口工况;②开展相关隔间内局部环境条件分析;③识别局部超温/超压的隔间清单;④梳理隔间内需鉴定的设备;⑤分析局部环境条件对设备鉴定以及事故处理的影响。研究结果表明,安全壳内在高能管道破口事故下存在部分隔间的局部环境条件突破整体环境条件的情况,但对于设备鉴定以及相关事故的处理不造成影响。 展开更多
关键词 设备鉴定 局部环境 事故处理 华龙一号
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一种用于核动力系统态势感知的深度梯度链式引擎算法
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作者 陈杰 肖凯 +1 位作者 黄轲 李羿良 《四川大学学报(自然科学版)》 北大核心 2025年第4期977-985,共9页
态势感知是实现核动力系统“少人值守”目标的核心,特别是对反应堆一回路参数的精准预测.基于人工智能算法在解决复杂非线性问题方面的优越性,本文在自动化机器学习和深度学习的基础上利用深度梯度链式引擎建立了一种离线的核动力系统... 态势感知是实现核动力系统“少人值守”目标的核心,特别是对反应堆一回路参数的精准预测.基于人工智能算法在解决复杂非线性问题方面的优越性,本文在自动化机器学习和深度学习的基础上利用深度梯度链式引擎建立了一种离线的核动力系统瞬态运行参数分析算法——深度梯度链式引擎(Deep Gradient Chain Engine,DGCE)算法.该算法主要由元学习模块、时间滑动窗口、深度链式引擎核心及贝叶斯优化等4部分组成.其中,深度梯度链式引擎的优势在于不依赖设计人员而自主地完成DGCE的拓扑结构搭建、选参、调试和训练.深度梯度链式引擎本身拓扑结构的搭建和超参数选择主要依赖贝叶斯优化算法,而调试和训练则主要依赖元学习模块.基于该算法,本文从数据驱动和统计学的视角提出了一个反应堆一回路系统关键参数预测模型,分析了系统瞬态运行参数的变化趋势,以充分挖掘瞬态运行参数间的内在关联性.仿真结果表明:模型可以精准预测冷却剂流量、稳压器压力、水位、堆芯热功率及蒸汽发生器中的相关参数,预测算法在降功率工况下的最低可信度达94.25%,事故工况下最低可信度达90.92%,运行速度达到10-5秒级,实现了精准快速预测. 展开更多
关键词 核动力系统 一回路参数预测 态势感知 深度梯度链式引擎
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一种基于商用密码的核电DCS过程监控层内生网络安全数据存储和传输设计
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作者 邓泽凡 刘松 石桂连 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期151-158,共8页
随着信息技术在关键基础设施核电数字化控制系统(DCS)中的进一步应用,在核电DCS起到操作监视和管理作用的过程监控层内生网络安全需求日益凸显。本文首先分析了核电DCS过程监控层的内生网络安全需求,并开展技术调研,以商用密码技术为基... 随着信息技术在关键基础设施核电数字化控制系统(DCS)中的进一步应用,在核电DCS起到操作监视和管理作用的过程监控层内生网络安全需求日益凸显。本文首先分析了核电DCS过程监控层的内生网络安全需求,并开展技术调研,以商用密码技术为基础,提出一种内生网络安全设计以实现关键数据存储和传输的完整性和机密性保护。该设计选用合适的商用密码算法和设备,开发存储安全组件和传输安全组件。在此基础上部署原型进行了性能验证。验证结果表明此设计实现了核电DCS过程监控层的数据存储和传输内生网络安全防护功能,满足原系统性能要求的同时对原系统性能影响较小。 展开更多
关键词 核电数字化控制系统(DCS) 商用密码 内生网络安全
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Experimental investigation on trigger dynamics of molten droplet under external disturbance pressure during fuel-coolant interaction
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作者 He-Lin Chen Cheng Peng +2 位作者 Xian-Pin Meng Jian Deng Jiang Wu 《Nuclear Science and Techniques》 2026年第3期189-207,共19页
Fuel-coolant interaction(FCI)remains one of the most complex challenges in severe accident research,with the triggering process being a key aspect that may govern subsequent fine fragmentation and potential steam expl... Fuel-coolant interaction(FCI)remains one of the most complex challenges in severe accident research,with the triggering process being a key aspect that may govern subsequent fine fragmentation and potential steam explosions.In this study,the evolution characteristics of droplet-water interactions under external disturbance conditions were investigated using a self-designed FCI experimental setup.The experimental observations revealed that cavity formation reduced the drag force on the droplet,thereby increasing its peak velocity.However,the external disturbance pressure can disrupt the cavity,leading to a reduction in the droplet peak velocity.Furthermore,it was found that an increase in external disturbance pressure tended to increase the peak value of the droplet expansion rate,thereby promoting the fine-fragmentation process.This effect holds regardless of the initial droplet temperature,coolant temperature,or even when using droplet materials such as lead,which is generally considered unfavorable for steam explosions.Comparative analyses indicated that a higher external disturbance pressure may shorten the triggering time of the droplet surface and enhance the trigger intensity.These findings provide important phenomenological insights for further investigation of the triggering mechanisms in the initial stage of fuel-coolant interactions. 展开更多
关键词 External disturbance pressure Molten droplet Transit velocity Expansion rate Fuel-coolant interaction
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核电厂SPAR-H方法中的绩效形成因子优化研究 被引量:1
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作者 卓钰铖 仇永萍 +4 位作者 刘鹏 李志忠 雷文静 谭笑 邱益民 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第4期911-919,共9页
核电厂概率安全评价(PSA)结果作为核电厂执照文件的组成部分,对核电厂的执照申请和安全运行有着重要作用。核电厂人员可靠性分析(HRA)作为核电厂PSA中的关键要素,对PSA的分析结果和风险见解有着重要影响。核电厂HRA方法众多,标准化电厂... 核电厂概率安全评价(PSA)结果作为核电厂执照文件的组成部分,对核电厂的执照申请和安全运行有着重要作用。核电厂人员可靠性分析(HRA)作为核电厂PSA中的关键要素,对PSA的分析结果和风险见解有着重要影响。核电厂HRA方法众多,标准化电厂风险分析HRA(SPAR-H)方法由于使用便利等特点,在我国得到了极其广泛的应用。但同时SPAR-H方法可能导致结果的阶跃性问题、所考虑的绩效形成因子(PSF)的合理性、PSF不同级别的选取标准模糊等问题也越来越受到关注。本文结合多年的工程实践经验、理论研究和对核电厂众多操纵员的调查走访,对SPAR-H方法的PSF类别、各PSF的分级颗粒度和评价准则、各PSF级别的修正因子等内容进行了优化尝试,并结合实证数据进行了方法的效度验证。分析结果表明,PSF优化后的SPAR-H方法在人员可靠性定量分析中表现出较好的效度,且具备工程上的可实施性。本文方法可为核电厂人员可靠性分析领域的方法开发和工程应用提供参考。 展开更多
关键词 人员可靠性分析 概率安全评价 SPAR-H方法
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针对核反应堆液体区域控制系统隐蔽攻击的混合检测方案 被引量:1
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作者 王东风 李朋然 +3 位作者 贾若彤 黄宇 孙茜 崔岩 《电力科学与工程》 2025年第5期32-40,共9页
针对隐蔽攻击破坏加压重水反应堆液体区域控制系统正常运行的问题,提出了一种结合水印和移动目标防御的主动检测方法。利用水印检测通过在控制系统的输入信号中嵌入水印,以及利用移动目标防御动态改变系统关键参数的原理,对检测方法进... 针对隐蔽攻击破坏加压重水反应堆液体区域控制系统正常运行的问题,提出了一种结合水印和移动目标防御的主动检测方法。利用水印检测通过在控制系统的输入信号中嵌入水印,以及利用移动目标防御动态改变系统关键参数的原理,对检测方法进行了改进,在实现隐蔽攻击主动检测的关键点上,通过设计无性能损失和无额外通信负担的基于水印与移动目标防御混合主动检测方法,增强了检测的精确性和系统的鲁棒性。以多种场景下的液体区域控制系统为对象进行仿真实验,实验结果表明,该方法能够在确保系统控制效果的同时,实现对隐蔽攻击的主动检测,显著提升了系统的稳定性和鲁棒性。 展开更多
关键词 隐蔽攻击 水印检测 移动目标防御 核反应堆 液体区域控制系统
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