检索结果-南通市图书馆

CHF关系式开发与DNBR限值确定方法研究

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核动力工程 2016年第5期37卷 130-134页

作者：张玉相席炎炎庞铮铮李伟才周跃民赵华中广核研究院有限公司核燃料研发设计中心广东深圳518031 中国广核集团广东深圳518028

对反应堆内临界热流密度(CHF)关系式开发中的关键问题(如冷壁效应、非均匀加热因子、数据统计处理等)进行研究,并以公开发表的CHF试验数据为基础,完成自主化CHF关系式初步拟合和关系式限值确定。在对计算结果进行详细统计分析的基础上,... 详细信息

对反应堆内临界热流密度(CHF)关系式开发中的关键问题(如冷壁效应、非均匀加热因子、数据统计处理等)进行研究,并以公开发表的CHF试验数据为基础,完成自主化CHF关系式初步拟合和关系式限值确定。在对计算结果进行详细统计分析的基础上,建立了一套严密的统计处理方法以确定CHF关系式DNBR限值。

关键词： CHF 关系式 DNBR 限值

呼中林区火烧迹地遥感提取及林火烈度的空间分析

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林业科学 2017年第3期53卷 163-174页

作者：李明泽康祥瑞范文义东北林业大学林学院哈尔滨150040

【目的】利用Landsat TM影像,采用遥感指数构建决策树分类模型,提出一种识别火烧迹地面积与林火烈度分析的新方法,并结合坡度、坡向、海拔等地形因子对过火区域火烈度的空间分布进行科学系统的分析研究,为大兴安岭地区森林防火和林火管... 详细信息

【目的】利用Landsat TM影像,采用遥感指数构建决策树分类模型,提出一种识别火烧迹地面积与林火烈度分析的新方法,并结合坡度、坡向、海拔等地形因子对过火区域火烈度的空间分布进行科学系统的分析研究,为大兴安岭地区森林防火和林火管理提供一定的理论依据和数据支持。【方法】以大兴安岭地区呼中林区为研究区,以2010年9月火后TM影像以及2007年9月火前TM影像为基础数据,以DEM影像、林相图为辅助数据,利用NDVI、NDSWIR、MNDWI和DNBR等遥感指数构建决策树分类模型,对呼中林区2010年10场火烧迹地进行识别,根据DNBR阈值法将过火区域火烈度分为4级,并利用Arcgis软件将火烈度图分别与坡度、坡向、海拔图叠加分析。【结果】利用决策树分类模型所提取火烧迹地面积的分类总体精度和Kappa系数分别为97.97%和0.943 2,与平行六面体法和ISODATA法的分类的精度相比分别提高了7.56%和17.32%,Kappa系数也相应提高。决策树模型提取火烧迹地的制图精度和用户精度分别为97.51%和97.54%,而平行六面体分类法分别为90.43%和96.52%,ISODATA法分别为94.35%和95.68%。利用DNBR阈值法将已提取的过火区林火烈度分为:未过火、轻度火烧、中度火烧、重度火烧4个级别,其中中度火烧和重度火烧分别占总过火面积的46.6%和33.2%。叠加分析后,海拔在1 000~1 500 m的地区过火面积共4 177 hm^2,占总过火面积的64.4%。Ⅲ级坡(6°~15°)过火面积最大,占总过火面积的45.9%。南坡过火面积最大,为1 391 hm^2,约占总过火面积的21.4%。【结论】本文所使用的决策树分类模型能够准确地识别过火区域,在精度上相较平行六面体法与ISODATA法有显著提高,且过火面积也更接近目视解译判读所得到的过火面积,精度均达到82%以上。DNBR阈值法可将过火区域火烈度分为4个等级,结果表明过火区域中度火烧和重度火烧占总过火面积的比重较大,林火烈度与海拔、坡度、坡向之间存在一定相关关系。

关键词：火烧迹地决策树分类林火烈度过火面积 DNBR

部分参数统计方法在30万kW核电厂应用的初步研究

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原子能科学技术 2016年第10期50卷 1801-1804页

作者：王喆许志红上海核工程研究设计院上海200233

偏离泡核沸腾(DNB)设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,需确定堆芯偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值。本文研究了使用统计学方法确定不确定性的部分参数统计方法原理,并应用该方法和... 详细信息

偏离泡核沸腾(DNB)设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,需确定堆芯偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值。本文研究了使用统计学方法确定不确定性的部分参数统计方法原理,并应用该方法和堆芯子通道分析程序对30万kW核电厂DNBR设计限值进行计算。计算结果表明,反应堆冷却剂流量全部丧失事故最小DNBR分析采用部分参数统计较STDP额外获得了约5%的裕量。本文结果为DNBR设计基准的验证提供了关键判据。

关键词： DNBR 设计限值部分参数统计方法

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AP1000全失流事故DNBR计算分析

核动力工程 2015年第2期36卷 33-36页

作者：黄树亮冯进军陈巧艳肖红中国核电工程有限公司北京100840 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

AP1000反应堆冷却剂强迫流动全部丧失事故(简称全失流事故)可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)。使用美国核安全管制委员会(NRC)的TRACE程序和法国子通道分析程序FLICAⅢ-F,对AP1000电厂系统和堆芯进行建模,使用TRACE程序给出的全失流... 详细信息

AP1000反应堆冷却剂强迫流动全部丧失事故(简称全失流事故)可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)。使用美国核安全管制委员会(NRC)的TRACE程序和法国子通道分析程序FLICAⅢ-F,对AP1000电厂系统和堆芯进行建模,使用TRACE程序给出的全失流事故瞬态参数作为FLICAⅢ-F程序的输入条件,进行全失流事故DNB分析。计算结果表明:在瞬态过程中,堆芯内偏离泡核沸腾比(DNBR)数值始终高于安全分析限值,满足DNB设计基准。通过与安全分析报告中的计算数据进行对比,证明本文用TRACE和FLICAⅢ-F程序建立的DNB分析计算模型是合理的,能够用于AP1000电厂的工程设计。

关键词：全失流 TRACE FLICAⅢ-F DNBR 子通道

RTDP方法在大型先进压水堆热工设计中的应用初步研究

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原子能科学技术 2013年第7期47卷 1182-1186页

作者：杨萍贾红轶王喆上海核工程研究设计院上海200233

偏离泡核沸腾(DNB)设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,首先需确定堆芯偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值。本工作详细论述了使用统计学方法确定运行参数及核设计参数等不确定性的RTD... 详细信息

偏离泡核沸腾(DNB)设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,首先需确定堆芯偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值。本工作详细论述了使用统计学方法确定运行参数及核设计参数等不确定性的RTDP原理,并应用该方法和堆芯子通道分析程序对大型先进压水堆DNBR设计限值及含汽率限值进行计算并给出结论,为DNBR设计基准的验证提供了关键判据。

关键词： RTDP DNBR 设计限值热工水力设计

适用于PWR燃料组件的CHF关系式的开发及评估

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原子能科学技术 2013年第B12期47卷 394-397页

作者：白宁朱元兵任志豪厉井钢刘伟中科华核电技术研究院有限公司广东深圳518026 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

采用最小DNBR点法开发出了适用于PWR燃料组件的具有自主知识产权的CHF关系式,并利用试验数据对该关系式进行分析和评估。结果表明:该关系式可正确拟合PWR燃料组件的CHF试验数据;与子通道程序耦合,能正确模拟PWR燃料组件的热工水力性能。

关键词： CHF关系式 DNBR 子通道程序

基于归一化燃烧率火烧迹地遥感提取识别规则研究

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西北林学院学报 2018年第1期33卷 216-224页

作者：余哲修何超李昔纯张超陈建珍罗恒春黄田西南林业大学林学院云南昆明650224 西南林业大学林业3S技术工程研究中心云南昆明650224 西南林业大学林业调查规划设计研究院云南昆明650224

为探讨基于归一化燃烧率(Normalized burn ratio,NBR)的森林火灾火烧迹地识别规则在我国森林火灾火烧迹地识别中的可用性和适用性,以2006年云南省安宁市"3·29"重大森林火灾场景为火烧迹地识别规则试验区,以2013年云南省大理市下关镇和2... 详细信息

为探讨基于归一化燃烧率(Normalized burn ratio,NBR)的森林火灾火烧迹地识别规则在我国森林火灾火烧迹地识别中的可用性和适用性,以2006年云南省安宁市"3·29"重大森林火灾场景为火烧迹地识别规则试验区,以2013年云南省大理市下关镇和2015年云南省昆明市石林县2起森林火灾场景为火烧迹地识别规则检验区,对基于森林火灾前后不同Landsat遥感影像像对NBR的9条火烧迹地识别规则进行火烧迹地识别对比研究。结果表明:1)阈值为0.2~1.2的识别规则适用于安宁和大理的森林火灾研究;2)美国地质勘探局和美国农业部林业局提供的差值归一化燃烧率(difference Normalized Burn Ratio,DNBR)参考阈值范围,应用于云南的森林火灾研究需要根据实际情况调整;3)以火灾发生的时间为基准,遥感影像成像时间越接近发生火灾时间的像对获得的DNBR,用阈值规则识别为火烧迹地的像元数越多。4)安宁和石林森林火灾识别的像元数量出现大幅变化与气温、降水量、植被长势等因素相关,植被长势越好识别的像元数越多。5)在固定识别规则阈值最小范围情况下,随着最大阈值范围的增加,识别像元数量变化较小。

关键词： NBR DNBR 火烧迹地识别规则

ACPR1000热态满功率MSLB事故分析

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核安全 2022年第2期21卷 32-37页

作者：林燕罗汉炎李强张冠中韩圳南王雄中广核研究院有限公司深圳518028

针对ACPR1000反应堆,本文采用THEMIS程序和FLICAⅢ-F程序进行了热态满功率工况下主蒸汽管道破裂事故的破口谱分析,并且就最恶劣工况下的SG蒸汽流量、反应堆冷却剂入口温度、堆芯热功率、堆芯压力等关键参数的变化情况进行了介绍。结果如... 详细信息

针对ACPR1000反应堆,本文采用THEMIS程序和FLICAⅢ-F程序进行了热态满功率工况下主蒸汽管道破裂事故的破口谱分析,并且就最恶劣工况下的SG蒸汽流量、反应堆冷却剂入口温度、堆芯热功率、堆芯压力等关键参数的变化情况进行了介绍。结果如下:随着破口直径的减小,停堆时间逐渐推迟,当主蒸汽管道破口直径DN≤200 mm时,反应堆不触发停堆;当DN=300 mm、250 mm和230 mm时,反应堆由高中子注量率触发停堆;当DN=407 mm和350 mm时,反应堆由安注信号触发停堆。此外,从堆芯后果方面考虑,DNBR值随着破口尺寸的减小而先减小后增大,并且在DN=230 mm时达到最小值1.50,满足验收准则。

关键词： MSLB 破口谱满功率 DNBR

基于TRACE/FLICA Ⅲ-F程序的国产先进压水堆全失流事故分析研究

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核科学与工程 2017年第2期37卷 182-188页

作者：贾斌乔雪冬高新力石兴伟靖剑平张春明环境保护部核与辐射安全中心北京100082

国产先进压水堆相比于传统压水堆,系统设备与运行参数均有较大变化,对其开展事故分析研究非常必要。本文首先应用最佳估算系统分析程序TRACE对国产先进压水堆机组进行详细建模,之后根据机组安全分析报告中的分析假设,选取全失流事故进... 详细信息

国产先进压水堆相比于传统压水堆,系统设备与运行参数均有较大变化,对其开展事故分析研究非常必要。本文首先应用最佳估算系统分析程序TRACE对国产先进压水堆机组进行详细建模,之后根据机组安全分析报告中的分析假设,选取全失流事故进行瞬态分析研究,然后应用FLICA Ⅲ-F程序进行事故瞬态堆芯DNBR分析研究,最终得到的结果可以满足全失流事故验收准则最小DNBR限值1.19的要求。接下来以上研究基础上,选取更加保守的全失流事故分析假设,进一步开展事故分析研究,发现研究结果仍然满足全失流事故验收准则的要求,表明国产先进压水堆机组在全失流事故下安全可靠。

关键词： TRACE FLICA III—F 全失流 DNBR