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非能动安全系统在200MW核供热堆中的应用

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核动力工程 2001年第4期22卷 342-345页

作者：厉日竹王金海李笑天吴莘馨清华大学核能技术设计研究院北京100084

200MW核供热堆主回路系统、余热排出系统和注硼系统都没有驱动设备，主回路和余热排出系统的流体流动依靠自然循环，注硼系统的注硼依靠重力。本文描述了这些系统的设计和固有安全特性。

关键词：核供热堆非能动安全系统主回路系统余热排出系统注硼系统设计安全性能

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非能动安全系统可靠性评估方法初步研究

非能动安全系统可靠性评估方法初步研究

作者：黄昌蕃上海交通大学

学位级别：硕士

随着核电技术与应用的不断发展,人们对核电站安全也提出了越来越高的要求。引入非能动系统,作为能动系统的补充,是提高核电安全的一个重要手段。在核电站安全研究中,概率安全评价（PSA）方法已经得到了广泛的应用。但是对于采用非能动... 详细信息

随着核电技术与应用的不断发展,人们对核电站安全也提出了越来越高的要求。引入非能动系统,作为能动系统的补充,是提高核电安全的一个重要手段。在核电站安全研究中,概率安全评价（PSA）方法已经得到了广泛的应用。但是对于采用非能动安全系统的可靠性研究还处于初级阶段。非能动安全系统的失效不但要考虑常规可靠性分析中所考虑的设备失效,还要考虑物理过程的失效。物理过程失效概率的计算方法与能动系统可靠性分析方法完全不同,需要建立相关模型进行模拟以及不确定性的传递计算。非能动系统的运行可靠性与事故序列密不可分,结合事故序列对非能动系统可靠性进行分析是十分必要的。因此,非能动安全系统可靠性分析中对物理过程失效的研究,其量化分析需根据非能动安全系统可靠性评估对象,确定影响系统运行的关键参数,建立功能失效准则,结合事件序列对非能动安全系统进行研究。 AP1000采用非能动安全系统,提高了系统的安全可靠性,非能动余热排出系统（PRHRS）是其重要组成部分之一。本文以主给水丧失事故下AP1000非能动余热排出系统功能可靠性研究为例,对其进行可靠性评估。本文在最佳估算系统程序RELAP5/MOD3平台上,建模并分析AP1000丧失主给水事故条件下事故进程及各重要参数变化趋势。进一步地,基于AHP选取出对PRHR产生影响的关键运行参量,根据工程经验确定分布范围及概率分布函数;由PRHR系统的功能任务确定出PRHR系统的功能可靠性准则;利用拉丁超立方抽样方法（LHS）在各关键运行参量的可能分布范围内进行抽样,以抽样结果作为RELAP5的输入参数进行不确定性传递计算。对计算结果进行了敏感性分析及功能可靠性评估,为AP1000概率安全评价提供PRHR系统的可靠性估计。

关键词：非能动安全系统非能动余热排出系统功能可靠性

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非能动安全系统的可靠性设计优化方法研究

非能动安全系统的可靠性设计优化方法研究

作者：毕岳鹏哈尔滨工程大学

学位级别：硕士

受到空间尺寸以及载重的限制,船舶核动力装置的安全系统设计需要兼顾经济性和可靠性。非能动安全系统作为新一代固有安全技术,能够兼顾核动力装置的安全性与经济性,其广泛应用已经成为船舶核动力装置发展的必然趋势。由于非能动安全系... 详细信息

受到空间尺寸以及载重的限制,船舶核动力装置的安全系统设计需要兼顾经济性和可靠性。非能动安全系统作为新一代固有安全技术,能够兼顾核动力装置的安全性与经济性,其广泛应用已经成为船舶核动力装置发展的必然趋势。由于非能动安全系统由自然循环等物理法则提供驱动力,容易受到不确定性因素的影响。为了规避不确定性所带来的风险,需要开展考虑非能动安全系统设计参数不确定性的影响的可靠性设计优化方法研究。本文在序列优化与可靠性评估方法(SORA)的基础上,提出了非能动安全系统可靠性设计优化方法。该方法顺序进行设计优化和可靠性分析,在设计优化部分,通过优化算法进行寻优计算,得到目标函数最优解;对于可靠性分析部分,在目标函数最优解处进行逆可靠度分析,求解系统的逆最可能失效点;通过逆最可能失效点,求解偏移向量,以调整设计优化过程中的约束函数,实现可靠性分析和设计优化的耦合。针对非能动安全系统设计优化问题中呈现出设计参数众多、高度非线性及多约束的特点,本文提出了基于自适应惩罚函数的双层自适应遗传算法。约束优化问题的测试函数的计算表明,相较于基于惩罚函数的遗传算法,基于自适应惩罚函数的双层自适应遗传算法对约束优化问题的求解更具优势,误差更小,在进行非能动安全系统的设计优化时精度更高。针对设计优化过程中需要多次调用热工水力分析程序造成计算成本过高的问题,本文以BP神经网络模型为基础,采用双层自适应遗传算法对BP神经网络的初始权值和阈值进行优化,构建了TAGA-BP高精度代理模型。针对TAGA-BP模型训练过程中的全局精确建模困难的缺点,开发了最优解驱动的局部TAGA-BP模型,利用该模型代替热工水力程序计算约束函数响应值,进行非能动安全系统的可靠性设计优化。将本文所提出的设计优化方法应用到船用核动力装置IP200的非能动余热排出系统的可靠性设计优化中。在限定的失效概率下,非能动余热排出系统的重量相较于初始值减少了2.458×10 kg,降低了3.44%。本文提出的方法在进行设计优化时,考虑了设计变量不确定性的影响,具有计算速度快的优点,服务于非能动安全系统的设计优化环节,能够减轻非能动安全系统的重量,对于提高非能动安全系统的经济性具有重要意义。

关键词：非能动安全系统可靠性设计优化方法 SORA TAGA BP神经网络

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小型堆非能动安全系统初步设计

核科学与工程 2020年第4期40卷 581-588页

作者：王珏陈力生蔡琦张晓辉海军工程大学核科学技术学院湖北武汉430033 武汉第二船舶设计研究所湖北武汉430064

非能动安全系统能够极大减轻事故工况下对柴油发电机、水泵等能动设备的依赖,已在第三代核电技术中广泛应用。为进一步提高小型堆的安全性,针对6个非能动安全系统提出初步设计方案。本文使用RELAP5和MELCOR程序建立分析模型,包括主系统... 详细信息

非能动安全系统能够极大减轻事故工况下对柴油发电机、水泵等能动设备的依赖,已在第三代核电技术中广泛应用。为进一步提高小型堆的安全性,针对6个非能动安全系统提出初步设计方案。本文使用RELAP5和MELCOR程序建立分析模型,包括主系统、部分二回路系统和安全壳系统,以模拟大破口失水事故工况及全厂断电工况下的堆芯及安全壳响应。结果表明,当前非能动安全系统的协同运行能够有效预防和缓解事故。在大破口失水事故工况下,燃料包壳峰值温度、安全壳压力和温度不会超限,且有较高的安全裕量;全厂断电工况下,压力容器不会被熔穿、安全壳不会发生早期或晚期超压失效,且安全壳内不存在氢气燃爆转变和爆炸的风险。本文提出的设计方案具有一定的工程参考价值。

关键词：小型堆非能动安全系统大破口失水事故全厂断电

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AC600非能动安全系统首期实验研究

核动力工程 2000年第1期21卷 63-67,86页

作者：陈炳德宗桂芳李长林中国核动力研究设计院成都610041

综述性地介绍了“八五”期间陆续完成的AC600非能动安全壳冷却系统风洞实验研究、AC600全压堆芯补水实验研究和AC600二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验研究等三项前期原理性实验研究概况和主要结果。实验研究表明 :三大非能动安全... 详细信息

综述性地介绍了“八五”期间陆续完成的AC600非能动安全壳冷却系统风洞实验研究、AC600全压堆芯补水实验研究和AC600二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验研究等三项前期原理性实验研究概况和主要结果。实验研究表明 :三大非能动安全系统的设计是合理、可行的 ,基本能满足其赋与的功能要求。实验研究发现了在设计中应值得高度重视的一些热工水力现象 ,如“水锤现象”。实验研究所获得的实验数据。

关键词： AC600 非能动安全系统压水堆风洞实验

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先进压水堆非能动安全系统研究进展

核动力工程 2004年第1期25卷 27-31页

作者：肖泽军卓文彬陈炳德白雪松贾斗南西安交通大学 710049 中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环国家重点实验室成都610041

介绍了我国先进压水堆非能动安全系统研究进展及国内外先进压水堆非能动安全系统研究发展状况,指出我国非能动安全系统研究的发展方向是进行新一代1000MW级压水堆非能动安全系统的研究。

关键词：非能动安全系统先进压水堆研究进展核电站

WSMR非能动安全系统在全厂断电事故下的事故缓解能力分析

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厦门大学学报（自然科学版） 2019年第6期58卷 864-872页

作者：陈钧缪惠芳李卓成石兴伟厦门大学能源学院福建厦门361102 生态环境部核与辐射安全中心北京100082

先进的小型模块化反应堆(简称小堆)设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显著提升.然而,在实现小堆广泛商用化之前,需要对其安全性进行全面评估.该研究利用严重事故分析程序MELCOR,对WSMR(Westinghouse small... 详细信息

先进的小型模块化反应堆(简称小堆)设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显著提升.然而,在实现小堆广泛商用化之前,需要对其安全性进行全面评估.该研究利用严重事故分析程序MELCOR,对WSMR(Westinghouse small modular reactor)进行建模,以全厂断电事故为基础事故序列,分析了全厂断电事故在WSMR中的事故进程;同时对非能动安全系统在全厂断电事故下的缓解能力进行了研究,其中着重探讨堆芯补水箱的事故缓解作用,并针对堆芯补水箱的有效运行数量与启用时间进行了敏感性分析.研究结果表明:全厂断电事故会导致堆芯冷却能力下降,从而造成堆芯坍塌失效;而堆芯补水箱能够为反应堆提供额外的冷却剂,且利用余热移除热交换器将堆芯余热移至外部最终热阱水箱中,从而保证堆芯的长期冷却.相关敏感性分析结果表明:在其他非能动安全设施全部失效的情况下,至少需要2个正常运行的堆芯补水箱才能有效缓解事故;在堆芯补水箱启动失败的情况下,若考虑重新启用堆芯补水箱,重启时间应不晚于52.5 ks才能避免堆芯结构损坏.该研究结果可为相关小堆的严重事故管理导则的制定和改进提供参考,从而增强对全厂断电事故的应对能力,同时有利于提升模块化小堆非能动安全系统的事故缓解能力.

关键词：西屋小型模块化反应堆全厂断电非能动安全系统堆芯补水箱

聚变—裂变混合能源堆非能动安全系统的应用及安全分析

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聚变—裂变混合能源堆非能动安全系统的应用及安全分析

作者：喻章程清华大学

学位级别：硕士

核裂变能发展中面临的两个关键问题是可裂变材料235U储量有限和乏燃料及核废料处置问题。核聚变能是更为清洁安全的能源，但其距离全面的商业应用还有很长一段时间。聚变-裂变混合能源堆为更早地利用聚变能提供了一种途径，并有望解决... 详细信息

核裂变能发展中面临的两个关键问题是可裂变材料235U储量有限和乏燃料及核废料处置问题。核聚变能是更为清洁安全的能源，但其距离全面的商业应用还有很长一段时间。聚变-裂变混合能源堆为更早地利用聚变能提供了一种途径，并有望解决核裂变能发展过程中面临的两大难题。聚变-裂变混合能源堆处在概念设计阶段。本文将非能动安全系统概念应用于聚变-裂变混合能源堆，并验证其可行性。利用系统分析程序RELAP5建立了聚变-裂变混合能源堆模型，包括次临界能源包层、主冷却剂回路以及非能动安全系统。本文选取了几种最为典型的事故进行安全分析，包括主冷却剂泵卡转子事故、冷管段小破口失水事故、冷管段双端剪切断裂大破口失水事故，考察了在这些事故工况中，系统各项重要参数的变化以及非能动安全系统的响应动作和对事故的缓解情况。主冷却剂泵卡转子事故中，一回路系统压力及燃料最高温度等参数均在安全范围内，燃料表面不会发生沸腾临界;主给水隔离之后，非能动余热排出系统不能有效地载出衰变热，将其热交换器的总流通面积优化后，换热情况得到很大改善，能与衰变热相匹配。冷管段2英寸、4英寸和10英寸小破口失水事故中，由于非能动安全系统的动作响应，包层燃料区在整个瞬态过程中没有完全裸露，燃料的最高温度低于限值;为了改善包层坍塌液位的最小值，分别增大安注箱和堆芯补水箱容积的初步设计值，发现增大堆芯补水箱容积能有效增大坍塌液位的最小值，而增大安注箱容积效果不明显。冷管段双端剪切断裂大破口失水事故中，包层燃料区在短时间内完全裸露，燃料温度也急剧上升，先后出现两次燃料峰值温度，分别为938.2K和608.7K，均低于燃料的熔点温度，随着再淹没过程，包层趋于安全。通过对这几种事故的定性和定量分析，考察了非能动安全系统对事故的缓解能力，指出了非能动专设安全设施的优化方向，初步验证了非能动安全系统概念应用于聚变-裂变混合能源堆的可行性。

关键词：聚变-裂变混合能源堆次临界能源包层 RELAP5 非能动安全系统安全分析

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核电厂非能动安全系统可靠性计算模型开发

核电厂非能动安全系统可靠性计算模型开发

作者：王辰清华大学

学位级别：硕士

核电站的安全性一直以来都是人们所广泛关注的问题,近年来非能动系统的广泛应用使得核电厂的安全性能不断提升。非能动安全系统的主要特征就是在事故工况下不需要依赖外界电源或人工干预,依然能够完全依靠自然作用力来保证反应堆的安全... 详细信息

核电站的安全性一直以来都是人们所广泛关注的问题,近年来非能动系统的广泛应用使得核电厂的安全性能不断提升。非能动安全系统的主要特征就是在事故工况下不需要依赖外界电源或人工干预,依然能够完全依靠自然作用力来保证反应堆的安全。因此,非能动安全系统拥有着相较于传统能动安全系统更高的可靠性,被广泛应用于目前核电站的设计和建造中。然而,由于工作原理的完全不同,非能动系统可靠性的分析方法与传统能动系统也存在着较大的差别。这也就要求开发出能够对核电厂非能动安全系统进行准确的可靠性评估的方法。本文总结了目前国际上较为常用的三种非能动系统可靠性分析框架,并以其中一种为基础,开发了对非能动系统功能失效概率进行评估的计算程序。替代模型法是一种非能动系统可靠性分析中常用的计算手段。替代模型通过使用快捷的数学模型来代替原有运行时间较长的热工水力模型,从而大幅提升运算效率。本文建立了高斯回归模型作为替代模型,并使用人工神经网络与其对比,通过对它们在一些测试函数上的测试,验证了所建立的高斯回归模型的准确性和稳定性。与替代模型相结合的抽样方法,或者称为实验设计方法对于运算效率和精度的提升也非常重要。本文综合重要度抽样、方向抽样、自适应抽样的原理,开发了混合三种抽样方法的方向自适应重要度抽样,这种抽样方法以方向抽样为初始化框架,随着抽样的进行使抽样点覆盖抽样空间中的重要区域,以提高替代模型在这些重要区域的准确性。本文继而在一系列示例函数上对比了重要度抽样、重要度抽样与替代模型结合、均匀抽样与替代模型结合、该混合算法与替代模型结合的计算结果和真实值的误差,所得结果也验证了本文中所开发算法的准确性。本文最后采用了ACP1000反应堆的非能动安全壳冷却系统作为实际算例,搭建了相应的RELAP5-3D模型,结合本文所开发的高斯回归模型和混合抽样算法,计算了该系统的功能失效概率。并结合自举方法计算了各种方法所得失效概率计算结果的置信区间,结果显示,利用本文中的方向自适应重要度抽样与高斯回归模型的结合有着更窄的置信区间。

关键词：非能动安全系统功能失效高斯回归模型方向自适应重要度抽样非能动安全壳冷却系统