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核电厂SPAR-H方法中的绩效形成因子优化研究
1
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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民用核动力船舶安全及概念设计研究
2
作者 程相茹 《机械工程师》 2025年第1期82-87,91,共7页
由于装机功率大、清洁环保、续航里程远等优势,核能船舶曾被作为民用船舶发展的重点方向,为分析民用核能船舶的特点及其发展困境,文中在分析民用核能船舶发展现状的基础上,分别从核能船舶安全分析、总体性能准则、动力及推进系统配置等... 由于装机功率大、清洁环保、续航里程远等优势,核能船舶曾被作为民用船舶发展的重点方向,为分析民用核能船舶的特点及其发展困境,文中在分析民用核能船舶发展现状的基础上,分别从核能船舶安全分析、总体性能准则、动力及推进系统配置等方面进行概念设计思考,最后从技术、经济等方面分析了阻碍民用核能船舶发展停滞的原因。 展开更多
关键词 民用船舶 核动力 安全分析 概念设计
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一体化快堆的物理特性与设计逻辑 被引量：1
3
作者 霍兴凯 宋英韵 +2 位作者 莫不 冯伟 胡赟 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期61-70,共10页
为实现高效的核燃料循环,充分利用铀资源,一体化快堆采用金属燃料及与之配套的干法后处理和新燃料制造。金属燃料能谱硬,有利于提高增殖比和燃耗深度,为降低乏燃料量提供了必要条件。能谱越硬则辐照损伤截面越高,因此包壳辐照损伤成为... 为实现高效的核燃料循环,充分利用铀资源,一体化快堆采用金属燃料及与之配套的干法后处理和新燃料制造。金属燃料能谱硬,有利于提高增殖比和燃耗深度,为降低乏燃料量提供了必要条件。能谱越硬则辐照损伤截面越高,因此包壳辐照损伤成为一体化快堆燃耗深度的限制因素。较高的内增殖使燃耗反应性降低,无需添加过多的剩余反应性,可大幅减少控制棒数量,对安全性和经济性均有提高。金属燃料还因其膨胀率高、导热性好带来固有安全性上的显著提升。尽管较硬的能谱一般会带来较大的正钠空泡效应,但其他固有安全特征可在事故初期提供足够的负反馈,避免燃料及冷却剂过热发展出钠空泡效应。一体化快堆为安全高效地利用核能提供了一个理想的解决方案。 展开更多
关键词 金属燃料 一体化快堆 增殖 钠空泡反应性 堆芯设计
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基于机器学习的核电厂震后损伤评估及响应预测方法
4
作者 郑志 王勇 +2 位作者 温卫平 潘晓兰 田澳楠 《工程力学》 北大核心 2025年第9期124-136,共13页
为精确预测超设计基准地震下核电厂的抗震性能,确保核电厂的安全性和可靠性,提出一种新的机器学习框架用于建立核电厂多元地震动强度参数概率地震需求模型。使用32种地震动强度参数来表征地震的特征,并通过递归随机森林确定最佳地震动... 为精确预测超设计基准地震下核电厂的抗震性能,确保核电厂的安全性和可靠性,提出一种新的机器学习框架用于建立核电厂多元地震动强度参数概率地震需求模型。使用32种地震动强度参数来表征地震的特征,并通过递归随机森林确定最佳地震动强度参数特征子集。采用机器学习算法,建立核电厂震后损伤状态及需求参数响应的预测模型。结果表明:CatBoost算法能够准确评估核电厂的损伤状态;GB和XGB算法在预测核电厂震后响应方面效果最佳。机器学习有潜力实现核电厂高精度损伤评估和响应预测,能够捕捉超设计基准地震下核电厂由于刚度退化引起的非弹性行为,拓展了核电厂震后风险评价体系。此外,通过沙普利加性解释方法(shapley additive explanations,SHAP)方法解释了预测模型的结果,研究了地震动强度参数随地震动强度提高的解释程度演变情况,研究成果可为实际核电厂抗震设计、震后加固和决策提供参考。 展开更多
关键词 核电厂 机器学习 超设计基准地震 地震动强度参数 概率地震需求模型
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核反应堆冷却剂系统故障诊断动态模糊径向基神经网络模型
5
作者 朱佳浩 戴滔 +1 位作者 隋阳 李枭瀚 《科学技术与工程》 北大核心 2025年第11期4567-4573,共7页
针对传统的故障诊断方法难以在不确定环境下准确诊断核电厂核反应堆冷却剂系统(reactor coolant system, RCS)故障这一问题,按照以下路线建立了一种核电厂RCS故障诊断动态模糊径向基神经网络(dynamic fuzzy radial basis function neura... 针对传统的故障诊断方法难以在不确定环境下准确诊断核电厂核反应堆冷却剂系统(reactor coolant system, RCS)故障这一问题,按照以下路线建立了一种核电厂RCS故障诊断动态模糊径向基神经网络(dynamic fuzzy radial basis function neural network, DFRBFNN)模型。首先,根据RCS的故障类型和样本数据,确定DFRBFNN模型的初始结构;然后,应用径向基神经网络方法,构建了RCS故障诊断DFRBFNN初始模型,应用随机初始化方法,对DFRBFNN初始模型的去模糊层到输出层的连接权重进行初始化处理;最后,应用误差下降率法,修正DFRBFNN初始模型的结构和参数,构建了RCS故障诊断DFRBFNN模型。应用所建立的模型对冷却剂丧失、失流和蒸汽发生器管道破裂事故进行诊断,并与传统的故障诊断模型进行对比,验证了本文所建立模型的有效性。研究表明,所构建的核电厂RCS故障诊断DFRBFNN模型能够在不确定环境下准确地诊断RCS的故障。 展开更多
关键词 核电厂 核反应堆冷却剂系统 故障诊断 动态模糊径向基神经网络模型
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适用于数字化主控室的核电厂HRA基础数据架构研究 被引量：2
6
作者 谭笑 仇永萍 +3 位作者 卓钰铖 雷文静 胡军涛 何建东 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期39-48,共10页
目前国内开展核电厂人员可靠性分析(HRA)采用的人员失误概率基础数据库年限较为久远,且缺乏对于数字化主控室环境下人员失误模式的考虑。本文基于多个HRA方法及国外典型人员可靠性数据库的设计,结合国内电厂的实际情况,搭建了核电厂HRA... 目前国内开展核电厂人员可靠性分析(HRA)采用的人员失误概率基础数据库年限较为久远,且缺乏对于数字化主控室环境下人员失误模式的考虑。本文基于多个HRA方法及国外典型人员可靠性数据库的设计,结合国内电厂的实际情况,搭建了核电厂HRA基础数据库的框架,对于其中的绩效影响因子(PSF)架构采用数据库概念设计阶段的自顶向下设计方法,结合数字化环境下新增的人员失误模式,给出可供采集的PSF数据项,完成可适用于数字化环境的核电厂HRA基础数据库中PSF架构的搭建,并针对核电厂HRA基础数据架构着手开发相应的数据库软件,为核电厂人员可靠性数据的采集、防人因失误工作的开展提供有效支持。 展开更多
关键词 人员可靠性分析数据库 绩效影响因子(PSF) 人员可靠性分析(HRA) 数字化主控室
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水平地震作用下卡固件固定馆藏文物抗震效果评估方法研究 被引量：2
7
作者 邹晓光 杨维国 +2 位作者 王萌 刘佩 葛家琪 《振动与冲击》 EI CSCD 北大核心 2024年第1期153-164,211,共13页
震害研究表明,博物馆内展示、收藏的浮放文物在地震中易发生损坏,博物馆工作人员经常依靠自身经验采用卡固件固定文物来保护文物在地震中不受损坏,但却缺乏科学的方法来评估该抗震措施的有效性和对文物地震安全性水平的提升程度。为对... 震害研究表明,博物馆内展示、收藏的浮放文物在地震中易发生损坏,博物馆工作人员经常依靠自身经验采用卡固件固定文物来保护文物在地震中不受损坏,但却缺乏科学的方法来评估该抗震措施的有效性和对文物地震安全性水平的提升程度。为对卡固件固定措施的抗震效果进行合理评估,该研究针对文物震损破坏模式,基于二项逻辑回归模型提出了以文物摇摆角和接触应力为综合判别指标的文物地震易损性分析方法,最终提出了通过风险卷积计算得出文物地震风险,从而评估卡固件固定措施抗震效果的方法。通过开展有限元算例分析,进一步解释、论述了所提出的评估方法,并利用所提出的方法对华北某博物馆内展陈的一件珍贵文物所采用的卡固件固定措施的抗震效果进行了评估,提出了合理的改进意见。研究结果表明:所提出的以概率风险分析为基础的评估方法可以量化卡固件固定措施的抗震效果,为卡固件固定措施的选择提供科学依据;所开展算例分析的计算流程及评估结果可为其它馆藏文物提供有效的参考。 展开更多
关键词 馆藏文物 卡固件 抗震效果 地震易损性 地震风险评估
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在线堆芯监测系统的研究现状与建议 被引量：2
8
作者 厉井钢 李文淮 +4 位作者 张香菊 王军令 王婷 卢皓亮 彭思涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第7期1393-1405,共13页
在线堆芯监测系统(CMS)是核电站保障安全运行的重要系统,其主要功能是实时监测堆芯内部的关键参数变化,以便及时发现潜在的异常情况并提供后续操作建议。本文对在线CMS的主要功能进行了数学建模,明确了其核心的建模正问题以及监测、诊... 在线堆芯监测系统(CMS)是核电站保障安全运行的重要系统,其主要功能是实时监测堆芯内部的关键参数变化,以便及时发现潜在的异常情况并提供后续操作建议。本文对在线CMS的主要功能进行了数学建模,明确了其核心的建模正问题以及监测、诊断和运行支持反问题。通过对国内外典型在线CMS的研究现状进行分析,明确了上述正反问题的求解思路,为后续在线CMS解决具体工程问题提供参考。其中,堆芯建模问题涉及高低保真度的机理模型、机器学习模型和降阶模型等。利用不同类型探测器和数据同化算法,解决探测器布置、物理场重构及不确定性量化问题是监测反问题的核心。诊断反问题则主要通过堆内外中子探测器信息,实现对棒失步、自给能中子探测器异常和振动异常等故障原因分析。运行支持反问题则主要利用堆芯跟随的理论模型,进行反应性或功率分布控制。最后,本文指出当前在线CMS技术研究中多源信息融合、不确定度量化和运行规程等方面存在的挑战。特别是在数字孪生及数值反应堆的框架下,考虑各种不确定性因素影响,实现机组运行能力提升,是在线CMS后续发展的重点方向之一。 展开更多
关键词 在线堆芯监测系统 SOPHORA 反问题 数字孪生
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TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源始发事件分析
9
作者 杨佳林 丁宏春 +2 位作者 贺芳 张昊春 赵宇兰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期192-196,共5页
为综合评价空间核反应堆的安全性,为其设计、运行提供技术支持,本研究基于概率安全分析(PSA)方法,以TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源为研究对象,对其始发事件(IE)展开研究。通过运行经验反馈、失效模式及影响分析(FMEA)2种途径得到了涵盖TOPAZ... 为综合评价空间核反应堆的安全性,为其设计、运行提供技术支持,本研究基于概率安全分析(PSA)方法,以TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源为研究对象,对其始发事件(IE)展开研究。通过运行经验反馈、失效模式及影响分析(FMEA)2种途径得到了涵盖TOPAZ-Ⅱ核反应堆电源所有任务阶段的IE清单,共计15个。进一步依据系统响应过程,将IE归为6组。研究表明,因设计特征、运行环境及任务阶段的独特性,空间核反应堆电源的IE与地面核动力设施相比存在显著差异。本研究确定的TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源IE清单及其分组方法为空间核反应堆的PSA奠定了初步研究基础。 展开更多
关键词 空间核反应堆 TOPAZ-Ⅱ 概率安全分析 始发事件(IE)分析 失效模式及影响分析
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核电厂反应堆冷却剂系统故障诊断模型 被引量：1
10
作者 戴滔 隋阳 郑梦琰 《科学技术与工程》 北大核心 2024年第35期15042-15047,共6页
针对传统的基于数据驱动的故障诊断方法难以精准诊断核电厂反应堆冷却剂系统(reactor coolant system,RCS)故障这一问题,建立了一种核电厂RCS故障诊断模型。首先,应用基于交叉验证的递归特征消除算法(feature elimination with cross-va... 针对传统的基于数据驱动的故障诊断方法难以精准诊断核电厂反应堆冷却剂系统(reactor coolant system,RCS)故障这一问题,建立了一种核电厂RCS故障诊断模型。首先,应用基于交叉验证的递归特征消除算法(feature elimination with cross-validation,RFECV)选择模型的输入特征;然后,应用改进的鲸鱼优化算法(improved whale optimization algorithm,IWOA)优化XGBoost模型的超参数;最后,在上述基础上,应用XGBoost模型,建立RCS故障诊断模型。应用所建立的模型对冷却水丧失(loss of coolant accident,LOCA)、主泵卡轴(main pump trip,MPT)和蒸汽发生器管道破裂(steam generator tube rupture,SGTR)事故进行诊断,并将其与传统的故障诊断模型进行对比,验证了本文所建立模型的准确性。模型的诊断结果能够为保障核反应堆的安全稳定运行,杜绝核安全事故的发生提供重要参考。 展开更多
关键词 反应堆冷却剂系统(RCS) 故障诊断 鲸鱼优化算法 极端梯度提升模型
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核电厂电动消防水泵检修停役时间延长导致的电厂风险包络评价 被引量：1
11
作者 颜珍 王文升 高巍 《核安全》 2024年第2期17-21,共5页
风险指引型决策可以在确保安全的前提下提升核电厂的运维灵活性,避免不必要的降功率和停堆,减少核电厂在状态切换时的风险。为支持电动消防水泵检修停役的风险指引型决策,本文针对未开发火灾PSA模型的核电厂,开展了电动消防水泵检修停... 风险指引型决策可以在确保安全的前提下提升核电厂的运维灵活性,避免不必要的降功率和停堆,减少核电厂在状态切换时的风险。为支持电动消防水泵检修停役的风险指引型决策,本文针对未开发火灾PSA模型的核电厂,开展了电动消防水泵检修停役时间延长导致的电厂风险评价方法研究,提出了包络评价的简化分析方法,并基于某核电厂的实际情况结合火灾PSA的特性,使用半定量的包络风险评价方法,在对预期变更可能导致的系统影响范围和程度进行定性评价和筛选的基础上,对消防系统进行详细的建模,然后结合此系统失效概率以及核电厂防火设计特性得到了电动消防水泵检修停役时间延长对核电厂火灾风险的包络变化率。此方法在常规的定性评价的基础上为核电厂的变更提供了更加直观的量化结果,同时大大节省了重新开发对应PSA模型的工作量,通过系统可用度评价也可以更加关注改造对系统本身的影响,提出更有针对性的应对措施。 展开更多
关键词 停役时间延长 风险 包络风险评价 核电厂改造
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基于不确定信息融合的多机组核电厂人因事件相关性分析
12
作者 王海勇 苏晓燕 +1 位作者 钱虹 潘晓磊 《科学技术与工程》 北大核心 2024年第36期15465-15473,共9页
决策树(decision trees, DTs)被广泛用于多机组(multi-unit, MU)核电厂(nuclear power plants, NPPs)的人因相关性分析。然而,DT上的各分支对应的影响因素的状态很少,且专家只能选定其中一种状态,这并不能准确地表达实际情况。为此,在D... 决策树(decision trees, DTs)被广泛用于多机组(multi-unit, MU)核电厂(nuclear power plants, NPPs)的人因相关性分析。然而,DT上的各分支对应的影响因素的状态很少,且专家只能选定其中一种状态,这并不能准确地表达实际情况。为此,在DT的基础上结合D-S证据理论(Dempster-Shafer evidence theory, DSET),提出一种基于不确定信息融合的多机组核电厂人因事件相关性分析方法。首先,通过DSET表达专家意见中的不确定性信息并建立基本概率指派(basic probability assignment, BPA)函数;其次,融合多个BPA函数得到专家群决策结果;最后,根据融合结果及DT得到人因事件的相关性等级并计算联合人误概率。实例分析结果表明:所提方法能够灵活地表达和处理专家评估意见中存在的不确定性,得到更为合理的人因可靠性分析(human reliability analysis, HRA)结果。 展开更多
关键词 多机组核电厂(MU-NPP) 相关性分析 决策树(DTs) 证据理论 人因可靠性分析(HRA)
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安全大数据驱动的核电厂实时概率安全分析研究现状与发展前景 被引量：1
13
作者 周涛涛 刘彩霞 +1 位作者 王大林 张来斌 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期180-186,共7页
概率安全分析(PSA)是保障核电厂安全运行的关键方法之一,现有PSA方法多依靠有限的数据和专家经验开展静态的安全风险量化,难以精确反映核电厂运行阶段真实动态风险。核电厂运行过程中已实时收集并存储了大量可用来记录和描述系统安全状... 概率安全分析(PSA)是保障核电厂安全运行的关键方法之一,现有PSA方法多依靠有限的数据和专家经验开展静态的安全风险量化,难以精确反映核电厂运行阶段真实动态风险。核电厂运行过程中已实时收集并存储了大量可用来记录和描述系统安全状态的安全大数据,其信息提取和PSA融合需求迫切,本文对安全大数据在核电厂安全保障中的地位进行介绍,并分析总结安全大数据驱动的核电厂实时概率安全分析研究现状和发展前景。结果表明:安全大数据的应用有助于全面分析核电厂实时运行风险,将由安全大数据转换而来的安全信息与现有概率安全分析方法有机融合以实现准确可信的核电厂实时安全分析是未来重要方向。 展开更多
关键词 概率安全分析 实时安全评估 人工智能 安全大数据
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AP1000核电厂安全壳内气溶胶自然去除分析 被引量：17
14
作者 付亚茹 耿珺 +3 位作者 孙大威 梅其良 黄高峰 潘楠 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期700-705,共6页
AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设... AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设条件和主要参数等,完成了AP1000核电厂的分析。分析结果表明,AP1000核电厂LOCA后,主要气溶胶去除机制中扩散泳贡献最大,其次是热泳和重力沉降;安全壳内气溶胶自然去除系数约为0.4~0.9h^(-1),堆芯裸露5h后变化较小;基于RG1.183源项、包络大气弥散因子及本文给出的安全壳气溶胶自然去除系数,计算得到的LOCA后厂外及主控室人员所受剂量可满足10CFR50中规定的限值要求。 展开更多
关键词 AP1000 非能动核电厂 事故 气溶胶 自然去除
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用Monte Carlo方法计算HTR-10余热排出系统物理过程的失效概率 被引量：10
15
作者 谢国锋 童节娟 +1 位作者 何旭洪 郑艳华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第2期85-87,共3页
介绍了计算物理过程失效概率的蒙特卡罗方法(Monte Carlo)。应用重要抽样蒙特卡罗方法计算了10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)余热排出系统物理过程的失效概率,并进行了误差分析。与响应面方法的计算结果进行比较后发现,两种方法得到的计算... 介绍了计算物理过程失效概率的蒙特卡罗方法(Monte Carlo)。应用重要抽样蒙特卡罗方法计算了10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)余热排出系统物理过程的失效概率,并进行了误差分析。与响应面方法的计算结果进行比较后发现,两种方法得到的计算结果数量级相同,进一步验证了以下结论:由于采用了非能动设计,HTR-10的余热排出系统的失效概率至少降低了3个数量级。 展开更多
关键词 MONTE Carlo HTR-10 概率安全评价 非能动系统 可靠性 重要抽样方法
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AP1000核电站非能动安全系统的比较优势 被引量：15
16
作者 叶成 郑明光 +1 位作者 韩旭 陈松 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第10期1221-1225,共5页
面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极... 面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。 展开更多
关键词 AP1000 非能动 非能动安全壳冷却系统 喷淋系统
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AP1000非能动安全壳冷却水WGOTHIC分析 被引量：13
17
作者 叶成 郑明光 +4 位作者 王勇 王国栋 张迪 倪陈宵 王明路 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第12期2225-2230,共6页
本文应用WGOTHIC程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明:非能动安全壳冷却系统失效1 000s后,安全壳超压;冷却水冷却72h后得不到冷却水的补充,0.9d后安全壳超压;冷却水冷却19.6d后,安... 本文应用WGOTHIC程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明:非能动安全壳冷却系统失效1 000s后,安全壳超压;冷却水冷却72h后得不到冷却水的补充,0.9d后安全壳超压;冷却水冷却19.6d后,安全壳虽超压,但小于安全壳屈服极限压力;冷却水冷却30d后,空气冷却已足够带走堆芯衰变热,而不需人为干预。结果为应急计划制定和设计改进提供了依据。 展开更多
关键词 非能动冷却 非能动安全壳系统 WGOTHIC程序
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压力和温度对静力水准系统精度影响分析 被引量：11
18
作者 何晓业 黄开席 +2 位作者 陈森玉 刘祖平 赵营海 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第5期321-325,共5页
静力水准系统(Hydrostaticlevelingsystem,HLS)的工作介质是液体。由于纯净水的诸多优点,在本系统中采用水作为工作介质。液体的特性是极易受到外界的影响而改变它的物理形态。在HLS系统中,压力、温度等因素对系统的测量有着非常大的影... 静力水准系统(Hydrostaticlevelingsystem,HLS)的工作介质是液体。由于纯净水的诸多优点,在本系统中采用水作为工作介质。液体的特性是极易受到外界的影响而改变它的物理形态。在HLS系统中,压力、温度等因素对系统的测量有着非常大的影响。本文分别分析了压力和温度对静力水准系统测量精度的影响。为了消除压力的影响,在系统设计的时候采用了密封钵体和钵体之间用等压气管连接的办法,保证系统在工作时每个钵体中的工作液体表面上的大气压是一致的。温度的影响包括水管中温度梯度的影响和钵体之间温度差异的影响。通过分析,对于水管中温度梯度的影响,只要在安装系统时保证水管的垂直高差足够小,就可以忽略;而对于钵体之间的温度差异的影响,在每个钵体传感器中都安装了温度传感器,实时地测量钵体的温度,并和CCD测量数据同时采集,通过理论计算得到温度修正公式,对每个钵体中的CCD读数进行温度修正。通过实验数据分析,可以把温度的影响修正到允许的误差范围以内。 展开更多
关键词 静力水准系统 压力 温度
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A P1000钢制安全壳厚度对传热性能的影响 被引量：9
19
作者 叶成 郑明光 +4 位作者 王勇 邱忠明 王明路 李永春 曹臻 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第3期457-461,共5页
AP1000是目前世界上安全性最高的第三代大型压水堆之一,相比于二代压水堆,其重要特征是将预应力混凝土的安全壳改为钢制安全壳,在整个冷却过程中钢制安全壳起着重要的作用。本文利用WGOTHIC程序建立AP1000整体长期空气冷却模型,对安全... AP1000是目前世界上安全性最高的第三代大型压水堆之一,相比于二代压水堆,其重要特征是将预应力混凝土的安全壳改为钢制安全壳,在整个冷却过程中钢制安全壳起着重要的作用。本文利用WGOTHIC程序建立AP1000整体长期空气冷却模型,对安全壳厚度进行研究,得到了传热性能与安全壳厚度的关系。结果表明,在一定范围内随安全壳厚度的增加,总体安全性得到较大提升,这为采用钢制安全壳的核电站设计提供了理论参考。 展开更多
关键词 钢制安全壳 安全壳厚度 WGOTHIC程序
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基于响应面拟合方法中国铅基研究实验堆非能动余热排出系统可靠性分析 被引量：7
20
作者 潘晓磊 王家群 +2 位作者 胡丽琴 汪建业 汪进 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2016年第5期67-72,共6页
非能动系统已广泛地应用于新一代堆的设计中,其可靠性分析成为新型反应堆概率安全评价(Probabilistic Safety Analysis,PSA)的重要内容。本文提出一种用于非能动系统可靠性分析的响应面拟合方法,并应用于中国铅基研究实验堆反应堆容器... 非能动系统已广泛地应用于新一代堆的设计中,其可靠性分析成为新型反应堆概率安全评价(Probabilistic Safety Analysis,PSA)的重要内容。本文提出一种用于非能动系统可靠性分析的响应面拟合方法,并应用于中国铅基研究实验堆反应堆容器空气冷却系统(Reactor Vessel Air Cooling System,RVACS)的可靠性分析。采用流体计算软件Fluent模拟RVACS系统的输入输出作为求解响应面性能函数的输入样本,利用最小二乘法和bootstrap方法估计响应面性能函数的系数,以响应面模型代替Fluent模型分析RVACS系统的非能动失效概率。分析表明,在所有能动余热排除系统不可用的情况下,RVACS四组并联排热管中的两组也能够可靠地导出反应堆余热。RVACS系统可靠性高。 展开更多
关键词 中国铅基研究实验堆 反应堆容器空气冷却系统 响应面方法 最小二乘法 BOOTSTRAP方法
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