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混合神经网络的包壳峰值温度预测研究

哈尔滨工程大学学报 2023年

作者：孙大彬李磊田兆斐王贺哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室

为了准确、高效的预测包壳峰值温度，本文提出了一种卷积神经网络-长短期记忆网络的混合神经网络模型。通过混合神经网络模型，充分提取数据局部特征的同时对时间序列信息进行充分的学习，实现了包壳峰值温度的预测。数据结果表明，卷... 详细信息

为了准确、高效的预测包壳峰值温度，本文提出了一种卷积神经网络-长短期记忆网络的混合神经网络模型。通过混合神经网络模型，充分提取数据局部特征的同时对时间序列信息进行充分的学习，实现了包壳峰值温度的预测。数据结果表明，卷积神经网络-长短期记忆网络的混合神经网络模型单次事故分析时间降低为0.55 s的同时具备很高的准确性和稳定性。峰值预测精度、序列预测精度、超限概率预测精度、平均绝对百分比误差分别达到了99.527%， 91.098%， 95.371%， 2.522%，均方根误差为49.065。相较于传统的BP神经网络和卷积神经网络方法，卷积神经网络-长短期记忆网络的混合神经网络模型也体现出了明显的优势。

关键词：包壳峰值温度卷积神经网络长短期记忆网络混合神经网络峰值预测精度序列预测精度超限概率预测精度平均绝对百分比误差

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主泵两相降级对大破口失水事故的影响研究

原子能科学技术 2015年第10期49卷 1798-1803页

作者：王伟伟余建辉上海核工程研究设计院上海200233

大破口失水事故过程中,主泵的工作范围覆盖了单相液、气液两相和单相气工况。在两相工况下,主泵的扬程和转矩发生降级。对于AP1000核电厂,WCOBRA/TRAC被用于大破口失水事故分析,其现有的主泵两相降级数据来源于西屋W93A主泵。为正确模拟... 详细信息

大破口失水事故过程中,主泵的工作范围覆盖了单相液、气液两相和单相气工况。在两相工况下,主泵的扬程和转矩发生降级。对于AP1000核电厂,WCOBRA/TRAC被用于大破口失水事故分析,其现有的主泵两相降级数据来源于西屋W93A主泵。为正确模拟AP1000主泵在大破口失水事故过程中的热工水力特性,需对其两相降级特性进行研究。本研究分别采用国际上广泛使用的SEMISCALE和EPRI/CE主泵的两相降级数据进行AP1000冷段双端断裂事故的计算分析,并与原有W93A的计算结果进行对比。结果表明,AP1000主泵两相降级特性对反应堆冷却剂系统压力、破口流量和安注箱流量影响不大。相比于SEMISCALE和EPRI/CE,现有的W93A的两相降级数据将导致更低的堆芯冷却流量和更高的包壳峰值温度最大值,计算结果相对偏于保守。

关键词：大破口失水事故主泵两相降级包壳峰值温度

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稠密栅堆芯大破口失水事故特性分析

核动力工程 2014年第2期35卷 17-20页

作者：黄代顺付冉申亚欧吴丹余红星中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

稠密栅堆芯的应用涉及到的关键性问题之一是在破口事故下的应急冷却。应用改进程序RELAP5/TIGHT计算和分析两组不同设计方案下的稠密栅堆芯在破口事故下的特性,结果表明:稠密栅堆芯相比普通堆芯,破口事故持续时间更长;再淹没阶段的包壳... 详细信息

稠密栅堆芯的应用涉及到的关键性问题之一是在破口事故下的应急冷却。应用改进程序RELAP5/TIGHT计算和分析两组不同设计方案下的稠密栅堆芯在破口事故下的特性,结果表明:稠密栅堆芯相比普通堆芯,破口事故持续时间更长;再淹没阶段的包壳峰值温度相比喷放阶段的包壳峰值温度更高;堆芯燃料棒中心距与燃料棒外径比值(p/d)对于包壳峰值温度的影响很大;堆芯功率密度的提高会使得对安注流量的需求大大增强。从安全分析的角度来看,不推荐堆芯p/d设计小于1.10。

关键词：稠密栅破口事故 RELAP5 TIGHT 包壳峰值温度

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乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能评估

核动力工程 2015年第4期36卷 149-153页

作者：张中伟梁国兴上海交通大学核科学与工程学院上海200240

以RELAP/MOD3为分析工具,对典型沸水堆核电厂乏燃料水池热工水力行为进行模拟,详细分析乏燃料水池自然循环对流换热、丧失冷却性能下燃料裸露过程、应急洒水喷淋、热辐射等。验证所建立的乏燃料水池模型计算乏燃料水池冷却系统正常运行... 详细信息

以RELAP/MOD3为分析工具,对典型沸水堆核电厂乏燃料水池热工水力行为进行模拟,详细分析乏燃料水池自然循环对流换热、丧失冷却性能下燃料裸露过程、应急洒水喷淋、热辐射等。验证所建立的乏燃料水池模型计算乏燃料水池冷却系统正常运行下的稳态过程可用后,对丧失冷却事故条件下的乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能进行分析。计算结果为乏燃料水池冷却丧失性能后17.87 d乏燃料将裸露;若考虑辐射传热因素则包壳峰值温度达到1204℃的时间延后8.97 h;若按照美国核能研究所(NEI)建议的12.6kg/s喷淋洒水量,需要2.4 h可将燃料温度由726.9℃降至100℃。

关键词：乏燃料水池衰变热包壳峰值温度洒水喷淋热辐射

多种参数不确定性分析方法在AP1000 LBLOCA中的适用性研究

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原子能科学技术 2012年第B09期46卷 330-334页

作者：张顺香梁国兴上海交通大学核科学与工程学院上海200240

参数不确定性分析是利用合理的方法来建立输入参数不确定性和输出结果不确定性之间的响应关系,以能更真实地模拟电厂状态,在兼顾安全性的前提下,提高电厂的经济性。本文通过对AP1000LBLOCA分析,发现随机取样统计方法、敏感性分析数值方... 详细信息

参数不确定性分析是利用合理的方法来建立输入参数不确定性和输出结果不确定性之间的响应关系,以能更真实地模拟电厂状态,在兼顾安全性的前提下,提高电厂的经济性。本文通过对AP1000LBLOCA分析,发现随机取样统计方法、敏感性分析数值方法、传统误差传递分析方法均能提供较大的燃料包壳峰值温度(PCT)安全裕度,对核电厂经济性提高过程中参数不确定性量化方法的选择具有参考意义。此外,随机取样统计方法利用数理统计理论分析,减少了分析过程中的保守性,故在3种方法之中可提供最大的安全裕度。相较传统的参数包络分析方法,随机取样统计方法可额外提供的PCT裕度约100K,而敏感性分析数值方法和传统误差传递分析方法额外提供的PCT裕度则约50～60K。

关键词： AP1000 LBLOCA 重要电厂参数不确定性分析包壳峰值温度安全裕度

燃料热导率降级对CAP1000大破口失水事故的影响分析

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原子能科学技术 2017年第1期51卷 79-83页

作者：王伟伟路璐上海核工程研究设计院上海200233

在高燃耗情况下,燃料芯块的热导率随燃耗降低,该现象被称之为热导率降级(TCD)现象。TCD现象影响失水事故(LOCA)前稳态工况的燃料平均温度和燃料储能,进而影响大破口LOCA过程中的包壳峰值温度(PCT)。本研究采用大破口LOCA分析程序WCOBRA/... 详细信息

在高燃耗情况下,燃料芯块的热导率随燃耗降低,该现象被称之为热导率降级(TCD)现象。TCD现象影响失水事故(LOCA)前稳态工况的燃料平均温度和燃料储能,进而影响大破口LOCA过程中的包壳峰值温度(PCT)。本研究采用大破口LOCA分析程序WCOBRA/TRAC对CAP1000冷段双端剪切断裂事故进行了不同燃耗的敏感性分析,并获得了不同工况下的PCT。分析中采用美国核燃料研究所(NFI)修正的TCD模型对降级后的燃料热导率进行模拟,同时考虑了燃耗大于30GW·d/tU后FQ和FΔh峰值因子的降低。敏感性分析表明,考虑TCD和峰值因子降低的影响,PCT极限工况不再出现在低燃耗区间,而出现在燃耗为29GW·d/tU附近。与其他燃耗水平相比,该燃耗点的PCT第1峰值和第2峰值均处于最高水平。本研究结果可为高燃耗情况下非能动电厂大破口LOCA的分析评估提供参考。

关键词：高燃耗热导率降级大破口失水事故包壳峰值温度

流道堵塞模型开发及在QUENCH实验中的应用研究

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核技术 2023年第7期46卷 125-135页

作者：高鹏程张斌杨皓单建强海军研究院北京100071 西安交通大学能源与动力工程学院西安710049

在压水堆冷却剂丧失事故(Loss-of Coolant Accident,LOCA)中,处于高温条件下的燃料棒由于棒内压力过高,可能导致包壳发生鼓胀。包壳形变会造成堆芯局部流道堵塞,进而影响失水事故再淹没阶段的堆芯换热。然而,大多数系统分析程序都是基... 详细信息

在压水堆冷却剂丧失事故(Loss-of Coolant Accident,LOCA)中,处于高温条件下的燃料棒由于棒内压力过高,可能导致包壳发生鼓胀。包壳形变会造成堆芯局部流道堵塞,进而影响失水事故再淹没阶段的堆芯换热。然而,大多数系统分析程序都是基于假设的流道堵塞率来模拟事故进程,导致模拟结果与实际情况不符合。本文将已开发的燃料棒热-力行为分析模块(Fuel Rod Thermal-Mechanical Behavior,FRTMB)集成在自主开发的严重事故分析程序ISAA(Integrated Severe Accident Analysis Code)中,通过改进已有的流道堵塞模型,使其能够模拟由于燃料棒形变导致的冷却剂流量变化。最后,使用ISAA-FRTMB模拟QUENCH-LOCA-0实验,通过对比包壳峰值温度,验证改进的流道堵塞模型的正确性和有效性,并在此基础上研究包壳形变对堆芯换热以及后续事故进程的影响。

关键词：流道堵塞热-力行为包壳峰值温度 QUENCH-LOCA-0

AP1000核电厂小破口失水事故RELAP5分析模式建立与应用

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AP1000核电厂小破口失水事故RELAP5分析模式建立与应用

作者：林支康上海交通大学

学位级别：硕士

AP1000核电厂是我国引进的美国西屋公司设计研发的新型第三代核电厂。它是单堆、双环路PWR电厂,额定热功率为3400MWt。AP1000相对于传统的压水堆核能系统,其最大的不同就是大量地采用了非能动堆芯冷却系统。相对于传统的压水堆核电厂,... 详细信息

AP1000核电厂是我国引进的美国西屋公司设计研发的新型第三代核电厂。它是单堆、双环路PWR电厂,额定热功率为3400MWt。AP1000相对于传统的压水堆核能系统,其最大的不同就是大量地采用了非能动堆芯冷却系统。相对于传统的压水堆核电厂,安全壳内置换料水贮存箱（IRWST）依靠重力提供长时间的安注流量,取代了传统的压水堆核电厂的低压安注系统;堆芯补给水箱（CMT）通过重力补水提供事故早期相对较大的安注流量,取代了传统的高压注水系统;安注箱（ACC）利用压力差在发生破口失水事故后快速向堆芯提供大量的中压安注流量。AP1000设计中亦创新地采用了自动降压系统（ADS）和非能动余热排出系统（PRHRS）。在发生小破口失水事故时,随着反应堆冷却剂系统从破口和ADS降压,冷却剂通过堆芯补水箱和蓄压安注箱注入到压力容器中。当系统降压至IRWST注入压力时,IRWST中的水将依靠自身重力注入压力容器中,以保持堆芯处在长期冷却状态。本文首先建立了AP1000核电厂RELAP5 SB-LOCA分析模式,采用保守的参数假设,利用保守的分析模式进行SB-LOCA分析,得到结果与西屋公司NOTRUMP分析结果对比,校验了AP1000核电厂RELAP5 SB-LOCA分析模式的正确性。其次,利用AP1000核电厂RELAP5 SB-LOCA分析模式对AP1000核电厂的设计特性进行了分析,分别为小破口失水事故叠加自动降压系统失效分析和小破口失水事故叠加堆芯补水箱失效分析。进一步,本文分析了AP1000核电厂SB-LOCA中,破口位置和主泵运行效应对SB-LOCA的影响,也对直接安注管线断裂事故叠加稳压器侧ADS 4级失效常开和非稳压器侧ADS4级失效常开,AP1000核电厂在SB-LOCA事故下,运行功率提升对包壳峰值温度的影响, AP1000核电厂在SB-LOCA事故下,破口面积大小对包壳峰值温度的影响进行了分析研究。最后,本文分析了与SB-LOCA相关的重要模型对AP1000核电厂SB-LOCA的影响,包括CCFL模型和临界流模型。

关键词： AP1000 SB-LOCA 包壳峰值温度 ADS

AP1000电厂状态参数不确定性对LBLOCA影响的量化分析

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AP1000电厂状态参数不确定性对LBLOCA影响的量化分析

作者：张顺香上海交通大学

学位级别：硕士

AP1000是国家大力引进的第三代新型核电厂，引入非能动安全系统的理念，使安全系统配置得到简化，人因失误发生的可能性极大地降低，系统运行的可靠性和核电厂的安全性、经济性大大提高。另外，根据法规给出的现实的LOCA安全分析方法，... 详细信息

AP1000是国家大力引进的第三代新型核电厂，引入非能动安全系统的理念，使安全系统配置得到简化，人因失误发生的可能性极大地降低，系统运行的可靠性和核电厂的安全性、经济性大大提高。另外，根据法规给出的现实的LOCA安全分析方法，采用最佳估算加量化估算不确定性，保证结果在接受的准则范围内。参数不确定性分析是利用合理的方法来建立输入参数不确定性和输出结果不确定性之间的响应关系，更加真实的模拟电厂状态，在兼顾安全性的前提下，提高电厂的经济性。文章建立了AP1000的RELAP5模型，将稳态调试与瞬态计算结果与西屋公司LBLOCA分析结果进行比对，以确立分析模型的实用性;在此基础上，首先对模型节点数进行灵敏度分析，得到保守的核电厂几何模型，随后对电厂状态参数进行灵敏度分析，得到包络的大破口失水事故工况和燃料包壳峰值温度（PCT）包络值。文章利用保守的AP1000核电厂几何模型采用三种不确定性分析方法量化电厂状态参数对AP1000LBLOCA的影响。分析结果表明，随机取样统计方法、敏感性分析数值方法、传统误差传递分析方法均能够提供较大的燃料包壳峰值温度（PCT）安全裕量，对核电厂经济性提高过程中参数不确定性量化方法的选择具有参考意义。此外，随机取样统计方法利用数理统计理论进行分析，减少了分析过程中的保守性，因此在三种方法中可以提供最大的安全裕量。相较传统的参数包络分析方法，随机取样统计方法可额外提供的PCT裕度约为100K，而敏感性分析数值方法和传统误差传递分析方法额外提供的PCT裕度则约为50-60K。

关键词： AP1000核电厂 LBLOCA 重要电厂参数不确定性分析包壳峰值温度