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基于免疫遗传算法的核动力船舶设备故障诊断

舰船科学技术 2017年第5期39卷 118-122页

作者：刘锐李铁萍韩向臻周国强环境保护部核与辐射安全中心北京100082 交通运输部规划研究院北京100028

针对传统遗传算法收敛速度慢且容易未成熟收敛引起的核动力船舶设备故障诊断响应延迟、误诊、漏诊问题,提出一种基于信息熵的免疫遗传算法用于核动力船舶设备的故障诊断:利用已知船舶设备故障征兆集合,选用概率因果模型,引入信息熵免疫... 详细信息

针对传统遗传算法收敛速度慢且容易未成熟收敛引起的核动力船舶设备故障诊断响应延迟、误诊、漏诊问题,提出一种基于信息熵的免疫遗传算法用于核动力船舶设备的故障诊断:利用已知船舶设备故障征兆集合,选用概率因果模型,引入信息熵免疫遗传算法,求解具有最大后验概率的故障集合。某船用核动力蒸汽发生器与液压泵故障仿真结果表明,基于信息熵免疫遗传算法优化的概率因果模型不受故障样本的限制,具有较好的通用性,且模型故障诊断精度较高、寻优速度快。本方法同样适用于其他领域的故障诊断问题。

关键词：核动力船舶故障诊断信息熵免疫遗传算法

基于PARCS和RELAP5程序的AP1000弹棒事故计算分析

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核科学与工程 2020年第2期40卷 279-286页

作者：王昆鹏韩向臻黄旭阳兰兵攸国顺周如君生态环境部核与辐射安全中心北京100082 哈尔滨工程大学黑龙江哈尔滨150001

本文主要以AP1000先进装载首炉堆芯为研究对象,基于PARCS和RELAP5程序,建立AP1000三维物理—热工水力耦合模型,并在模型的基础上,进行AP1000弹棒事故计算分析。在热态满功率的情况下,选取4种位置处的单束控制棒分别进行弹棒试验并对比... 详细信息

本文主要以AP1000先进装载首炉堆芯为研究对象,基于PARCS和RELAP5程序,建立AP1000三维物理—热工水力耦合模型,并在模型的基础上,进行AP1000弹棒事故计算分析。在热态满功率的情况下,选取4种位置处的单束控制棒分别进行弹棒试验并对比了单通道和多通道两种水力通道划分结果,还进行了两束控制棒同时弹出试验。结果显示单束控制棒弹出时最中心的AO棒弹出后果最严重,引起的核功率峰值最大,但燃料中心和包壳温度都未超规定值。单通道与多通道相比,由于其燃料温度较低,多普勒效应则相对较弱,弹棒位置处归一化温度分布越低弹棒价值则显示越大。选取的两束棒同时弹出时虽然引入的正反应性较大,压力的变化较为剧烈,对一回路系统易产生冲击,但由于棒分布在堆芯外围从而其引起的温度和压力变化峰值仍在可接受范围,但温度和压力结果也都在可接受范围。

关键词： AP1000 RELAP5 弹棒事故物理热工耦合

基于SCALE的RFA改进型燃料组件堆内贮存临界安全分析

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核电子学与探测技术 2016年第11期36卷 1117-1121页

作者：攸国顺李铁萍韩向臻王喆兰兵黄旭阳环境保护部核与辐射安全中心北京100082

RFA改进型燃料组件是西屋公司设计的能应用于大功率先进压水堆的改进型燃料组件。SCALE计算程序是一款在国际上得到广泛认可的综合性建模及模拟程序包,可用于核设计与核安全分析。基于SCALE计算程序,针对大功率先进压水堆的乏燃料贮存水... 详细信息

RFA改进型燃料组件是西屋公司设计的能应用于大功率先进压水堆的改进型燃料组件。SCALE计算程序是一款在国际上得到广泛认可的综合性建模及模拟程序包,可用于核设计与核安全分析。基于SCALE计算程序,针对大功率先进压水堆的乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,分析乏燃料水池正常贮存及事故工况下的临界安全。计算结果表明一区正常贮存工况keff值为0.901 29,组件跌落事故工况下,有效增值因子为0.907 93。二区正常贮存工况下,计算模型keff值为0.909 98,新燃料组件误插入事故工况keff值为0.924 07。先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。

关键词：乏燃料水池临界安全事故分析

基于随机抽样法的多群核数据不确定性影响分析

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强激光与粒子束 2017年第4期29卷 138-142页

作者：潘昕怿兰兵韩向臻胡文超攸国顺王昆鹏张春明环境保护部核与辐射安全中心北京100082

基于随机抽样方法,研究多群核数据不确定性对反应堆物理计算的影响。首先利用SCALE软件包中核数据协方差矩阵和自主开发的随机抽样模块SAMP,得到多群微观截面等核数据的抽样值,之后分别使用SCALE/TRITON和PARCS程序进行组件计算及堆芯... 详细信息

基于随机抽样方法,研究多群核数据不确定性对反应堆物理计算的影响。首先利用SCALE软件包中核数据协方差矩阵和自主开发的随机抽样模块SAMP,得到多群微观截面等核数据的抽样值,之后分别使用SCALE/TRITON和PARCS程序进行组件计算及堆芯稳态计算,最后通过统计分析得到组件和堆芯计算结果的不确定度。以Almaraz压水堆核电厂装载的燃料组件和首循环堆芯为对象,研究了不同燃耗下有效增殖因子、动力学参数、核素浓度和双群均匀化宏观截面等组件计算结果,以及堆芯功率分布等堆芯计算结果的不确定度。分析结果表明:组件计算结果不确定度多随燃耗变化,快群宏观截面不确定度总体高于热群;堆芯计算结果受核数据不确定性影响显著,其中稳态径向功率分布的最大不确定度为1.9%左右。

关键词：多群核数据随机抽样协方差矩阵不确定性

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截短型燃料组件堆内贮存临界安全分析

核电子学与探测技术 2016年第6期36卷 578-581页

作者：韩向臻王喆攸国顺王昆鹏兰兵黄旭阳环境保护部核与辐射安全中心北京100082

基于小型压水堆特有的截短型燃料组件,建立乏燃料贮存水池几何模型,分析正常贮存及事故工况下的临界安全。选取合理的保守假设,建立适当的计算模型,分别计算了一区和二区正常贮存工况、地震事故工况、组件跌落事故工况、新组件误插入事... 详细信息

基于小型压水堆特有的截短型燃料组件,建立乏燃料贮存水池几何模型,分析正常贮存及事故工况下的临界安全。选取合理的保守假设,建立适当的计算模型,分别计算了一区和二区正常贮存工况、地震事故工况、组件跌落事故工况、新组件误插入事故工况的反应性。计算得到事故工况下有效增值因子最大值为0.932 83。小型压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析中,正常工况及事故工况下计算结果均小于0.95。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域处于次临界状态,且安全可控。

关键词：小型堆乏燃料水池临界安全事故分析

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ARCON96程序理论模型分析

核电子学与探测技术 2016年第9期36卷 978-981,991页

作者：刘巧凤韩静茹韩向臻吕彩霞张春明环境保护部核与辐射安全中心北京100082

大气弥散因子是评价核电厂控制室可居留性的重要参数,美国核管理委员会采用ARCON96程序评估该参数。对ARCON96程序的基本原理及主要理论模型进行分析,并以安全壳表面释放情况为例,对程序中的面源释放扩散模型开展敏感性分析。为ARCON96... 详细信息

大气弥散因子是评价核电厂控制室可居留性的重要参数,美国核管理委员会采用ARCON96程序评估该参数。对ARCON96程序的基本原理及主要理论模型进行分析,并以安全壳表面释放情况为例,对程序中的面源释放扩散模型开展敏感性分析。为ARCON96程序的科学使用提供建议,保障计算的合理性。

关键词： ARCON96 大气弥散因子扩散模型

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事故容错燃料包壳和芯块材料中子学分析

核电子学与探测技术 2016年第9期36卷 958-961,965页

作者：潘昕怿兰兵贾斌李铁萍韩向臻张春明环境保护部核与辐射安全中心北京100082

分别使用SCALE软件包和两种近似方法进行组件和堆芯中子学分析,进而对SiC、先进铁合金和钼等事故容错包壳材料以及U_3Si_2、U^(15)N和U-Mo等芯块材料进行中子经济性评价。结果表明:除了SiC外,金属包壳均有显著的中子惩罚,需通过提高燃... 详细信息

分别使用SCALE软件包和两种近似方法进行组件和堆芯中子学分析,进而对SiC、先进铁合金和钼等事故容错包壳材料以及U_3Si_2、U^(15)N和U-Mo等芯块材料进行中子经济性评价。结果表明:除了SiC外,金属包壳均有显著的中子惩罚,需通过提高燃料富集度或减少包壳厚度进行补偿;高密度芯块如U_3Si_2通常能够提高中子经济性,但由于过高的^(238)U含量,U^(15)N无明显经济性优势。

关键词：事故容错燃料中子经济性包壳芯块

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反应堆压力容器快中子注量计算基准验证

核电子学与探测技术 2019年第5期39卷 592-596页

作者：刘巧凤韩向臻马帅彭京洋赵传奇吴永乐生态环境部核与辐射安全中心北京100082

反应堆压力容器快中子注量计算是反应堆屏蔽设计及核安全审评中的一项重要内容,利用MC法开展该项计算通常采用目前较为公认的建模及计算方法.选取 ***-2国际基准题,通过基准验证,证明反应堆压力容器快中子注量的建模及计算方法合理.在... 详细信息

反应堆压力容器快中子注量计算是反应堆屏蔽设计及核安全审评中的一项重要内容,利用MC法开展该项计算通常采用目前较为公认的建模及计算方法.选取 ***-2国际基准题,通过基准验证,证明反应堆压力容器快中子注量的建模及计算方法合理.在此基础上,针对计算过程中的几何简化方法进行敏感性分析,结果表明,对外围组件进行pin-by-pin模拟是必要的.

关键词：快中子注量基准题 H.B.ROBINSON-2

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基于MC方法的小型压水堆全堆计算分析

核电子学与探测技术 2016年第9期36卷 927-929页

作者：攸国顺李铁萍韩向臻兰兵黄旭阳温爽刘锐环境保护部核与辐射安全中心北京100082

使用蒙卡计算程序MCNP,建立小型压水堆四分之一堆芯几何模型,计算小型压水堆首循环初始装料冷态(20℃)、常压(1.01 bar)下的堆芯反应性、径向功率和轴向功率分布,并与输运+扩散方法程序SCIENCE-V2程序包的计算结果进行对比。结果表明:M... 详细信息

使用蒙卡计算程序MCNP,建立小型压水堆四分之一堆芯几何模型,计算小型压水堆首循环初始装料冷态(20℃)、常压(1.01 bar)下的堆芯反应性、径向功率和轴向功率分布,并与输运+扩散方法程序SCIENCE-V2程序包的计算结果进行对比。结果表明:MCNP程序适用于小型堆堆芯核设计计算,并可与SCIENCE-V2程序包互相验证。

关键词：堆芯反应性径向功率分布轴向功率分布蒙特卡罗方法