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钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析程序开发
被引量：
10
1
作者
秋穗正
张大林
+5 位作者
宋苹
王式保
梁禹
王心安
周磊
刘雅鹏
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2019年第10期1941-1950,共10页
钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型,瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作,需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想,建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型,采用具有高稳定性和自动变步长能力的...
钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型,瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作,需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想,建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型,采用具有高稳定性和自动变步长能力的Gear算法,开发了钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析软件THACS,并通过了国际基准题EBR-Ⅱ的有保护失流事故实验SHRT-17的初步验证。结果表明,THACS程序能较好模拟此实验的瞬态过程,具备钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析的能力,可为我国钠冷快堆研发提供支持。
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关键词
钠冷快堆
瞬态
热工
水力
安全分析
程序开发
THACS
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职称材料
基于软注意力GRU模型的堆芯瞬态热工水力参数预测方法研究
2
作者
淳思琦
冯欢
+1 位作者
张安妮
赵鹏程
《核技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2024年第1期124-132,共9页
反应堆在各种工况下堆芯瞬态热工水力参数预测的准确性,直接影响到反应堆的安全性。质量流量和温度作为堆芯热工水力的重要参数,二者常被建模为时间序列预测问题。研究旨在解决瞬时条件下堆芯热工水力参数连续预测的精度问题,检验基于...
反应堆在各种工况下堆芯瞬态热工水力参数预测的准确性,直接影响到反应堆的安全性。质量流量和温度作为堆芯热工水力的重要参数,二者常被建模为时间序列预测问题。研究旨在解决瞬时条件下堆芯热工水力参数连续预测的精度问题,检验基于注意力机制的门控循环单元在核心参数预测中的可行性。本文采用1/2中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)为研究对象,使用快堆子通道程序SUBCHANFLOW生成瞬态堆芯热工水力参数的时间序列,采用基于软注意力的门控循环单元(Gated Recurrent Unit,GRU)模型预测堆芯的质量流量和温度时间序列。结果表明:相较于自适应径向基(Radial Basis Function,RBF)神经网络,本文使用的软注意力的GRU网络模型预测结果更好,温度在步长为3的情况下平均相对误差不超过0.5%,在15 s内预测效果较好;质量流量在步长为10的情况下平均相对误差不超过5%,且在后续12 s内预测效果较好。本文构建的模型不仅在连续预测过程中表现出更高的预测精度,且能捕捉到动态时间序列中的趋势特点,这对维护反应堆安全,有效防止核电厂事故有极大的用处。基于软注意力的GRU模型能在瞬态反应堆工况下提供一段时间的连续预测,在工程应用中和提高反应堆安全性上具有一定的参考价值。
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关键词
门控循环单元
软注意力
快堆
瞬态
热工
水力
参数预测
原文传递
浮动电站核动力装置堆舱瞬态热工水力特性
3
作者
王珏
王琮
+1 位作者
刘建阁
李龙泽
《舰船科学技术》
北大核心
2019年第19期84-88,共5页
为合理验证并提高堆舱系统的安全性,本文采用RELAP5和MELCOR程序联合建立了浮动电站反应堆、主系统和堆舱的热工水力分析模型(包含关键的控制信号),可模拟从事故始发直至堆舱响应趋于稳定的瞬态全过程。计算结果表明,研究对象的堆舱系...
为合理验证并提高堆舱系统的安全性,本文采用RELAP5和MELCOR程序联合建立了浮动电站反应堆、主系统和堆舱的热工水力分析模型(包含关键的控制信号),可模拟从事故始发直至堆舱响应趋于稳定的瞬态全过程。计算结果表明,研究对象的堆舱系统满足事故下的热工设计要求,且容量配置具有一定的安全裕量。在此基础上,对给水系统隔离、堆舱自由容积、非能动热阱和堆舱喷淋系统等重要影响因素开展敏感性分析。结果表明,控制策略、堆舱安全系统的容量配置能够直接影响事故缓解措施的优劣和安全裕量,通过优化堆舱自由容积和舱内安全系统容量分配比,可进一步提高核动力装置的可靠性和总体安全性。上述结论对于堆舱的设计改进具有一定的工程指导意义。
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关键词
核动力装置
堆舱系统
瞬态
热工
水力
RELAP5程序
MELCOR程序
下载PDF
职称材料
SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序开发
被引量：
3
4
作者
王连杰
赵文博
+2 位作者
陈炳德
姚栋
杨平
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第S2期186-189,共4页
耦合三维中子时空动力学程序和超临界水堆(SCWR)热工水力计算程序,开发了适用于SCWR堆芯瞬态和事故分析的三维瞬态分析程序STTA。采用第二类边界条件节块格林函数方法 NGFMN_K求解瞬态中子扩散方程,采用串行耦合方法将SCWR子通道程序AT...
耦合三维中子时空动力学程序和超临界水堆(SCWR)热工水力计算程序,开发了适用于SCWR堆芯瞬态和事故分析的三维瞬态分析程序STTA。采用第二类边界条件节块格林函数方法 NGFMN_K求解瞬态中子扩散方程,采用串行耦合方法将SCWR子通道程序ATHAS嵌入NGFMN_K程序。通过压水堆基准题NEACRP-L-335和SCWR弹棒问题检验STTA程序,结果表明:STTA针对压水堆问题的计算结果与参考解符合良好,针对SCWR问题的计算结果合理可信,可用于SCWR堆芯的三维瞬态性能分析。
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关键词
超临界水堆
三维
瞬态
物理-
热工
水力
耦合
堆芯
瞬态
分析
原文传递
题名
钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析程序开发
被引量：
10
1
作者
秋穗正
张大林
宋苹
王式保
梁禹
王心安
周磊
刘雅鹏
机构
西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术学院
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2019年第10期1941-1950,共10页
基金
国家自然科学基金资助项目(11605131,11705139)
文摘
钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型,瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作,需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想,建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型,采用具有高稳定性和自动变步长能力的Gear算法,开发了钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析软件THACS,并通过了国际基准题EBR-Ⅱ的有保护失流事故实验SHRT-17的初步验证。结果表明,THACS程序能较好模拟此实验的瞬态过程,具备钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析的能力,可为我国钠冷快堆研发提供支持。
关键词
钠冷快堆
瞬态
热工
水力
安全分析
程序开发
THACS
Keywords
sodium-cooled fast reactor
transient thermal-hydraulics
safety analysis
code development
THACS
分类号
TL333 [核科学技术—核技术及应用]
下载PDF
职称材料
题名
基于软注意力GRU模型的堆芯瞬态热工水力参数预测方法研究
2
作者
淳思琦
冯欢
张安妮
赵鹏程
机构
南华大学核科学技术学院
南华大学核燃料循环技术与装备湖南省协同创新中心
南华大学资源环境与安全工程学院
南华大学计算机/软件学院
出处
《核技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2024年第1期124-132,共9页
基金
装备预研教育部联合基金(No.8091B032243)资助。
文摘
反应堆在各种工况下堆芯瞬态热工水力参数预测的准确性,直接影响到反应堆的安全性。质量流量和温度作为堆芯热工水力的重要参数,二者常被建模为时间序列预测问题。研究旨在解决瞬时条件下堆芯热工水力参数连续预测的精度问题,检验基于注意力机制的门控循环单元在核心参数预测中的可行性。本文采用1/2中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)为研究对象,使用快堆子通道程序SUBCHANFLOW生成瞬态堆芯热工水力参数的时间序列,采用基于软注意力的门控循环单元(Gated Recurrent Unit,GRU)模型预测堆芯的质量流量和温度时间序列。结果表明:相较于自适应径向基(Radial Basis Function,RBF)神经网络,本文使用的软注意力的GRU网络模型预测结果更好,温度在步长为3的情况下平均相对误差不超过0.5%,在15 s内预测效果较好;质量流量在步长为10的情况下平均相对误差不超过5%,且在后续12 s内预测效果较好。本文构建的模型不仅在连续预测过程中表现出更高的预测精度,且能捕捉到动态时间序列中的趋势特点,这对维护反应堆安全,有效防止核电厂事故有极大的用处。基于软注意力的GRU模型能在瞬态反应堆工况下提供一段时间的连续预测,在工程应用中和提高反应堆安全性上具有一定的参考价值。
关键词
门控循环单元
软注意力
快堆
瞬态
热工
水力
参数预测
Keywords
Gated recurrent unit
Soft attention
Fast reactor
Transient thermal hydraulics
Parameter prediction method
分类号
TL433 [核科学技术—核技术及应用]
原文传递
题名
浮动电站核动力装置堆舱瞬态热工水力特性
3
作者
王珏
王琮
刘建阁
李龙泽
机构
海军工程大学核科学技术学院
武汉第二船舶设计研究所
出处
《舰船科学技术》
北大核心
2019年第19期84-88,共5页
基金
国家重点研发计划资助项目(2017YFC0307800-06)
文摘
为合理验证并提高堆舱系统的安全性,本文采用RELAP5和MELCOR程序联合建立了浮动电站反应堆、主系统和堆舱的热工水力分析模型(包含关键的控制信号),可模拟从事故始发直至堆舱响应趋于稳定的瞬态全过程。计算结果表明,研究对象的堆舱系统满足事故下的热工设计要求,且容量配置具有一定的安全裕量。在此基础上,对给水系统隔离、堆舱自由容积、非能动热阱和堆舱喷淋系统等重要影响因素开展敏感性分析。结果表明,控制策略、堆舱安全系统的容量配置能够直接影响事故缓解措施的优劣和安全裕量,通过优化堆舱自由容积和舱内安全系统容量分配比,可进一步提高核动力装置的可靠性和总体安全性。上述结论对于堆舱的设计改进具有一定的工程指导意义。
关键词
核动力装置
堆舱系统
瞬态
热工
水力
RELAP5程序
MELCOR程序
Keywords
marine nuclear power plant
reactor compartment system
transient thermal-hydraulic
RELAP5 code
MELCOR code
分类号
P751 [交通运输工程—港口、海岸及近海工程]
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职称材料
题名
SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序开发
被引量：
3
4
作者
王连杰
赵文博
陈炳德
姚栋
杨平
机构
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
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第S2期186-189,共4页
文摘
耦合三维中子时空动力学程序和超临界水堆(SCWR)热工水力计算程序,开发了适用于SCWR堆芯瞬态和事故分析的三维瞬态分析程序STTA。采用第二类边界条件节块格林函数方法 NGFMN_K求解瞬态中子扩散方程,采用串行耦合方法将SCWR子通道程序ATHAS嵌入NGFMN_K程序。通过压水堆基准题NEACRP-L-335和SCWR弹棒问题检验STTA程序,结果表明:STTA针对压水堆问题的计算结果与参考解符合良好,针对SCWR问题的计算结果合理可信,可用于SCWR堆芯的三维瞬态性能分析。
关键词
超临界水堆
三维
瞬态
物理-
热工
水力
耦合
堆芯
瞬态
分析
Keywords
Supercritical water cooled reactor,Three dimensional,Coupled neutronics/ thermal-hydraulics of transient,Core transient analysis
分类号
TL351.1 [核科学技术—核技术及应用]
原文传递
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析程序开发
秋穗正
张大林
宋苹
王式保
梁禹
王心安
周磊
刘雅鹏
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2019
10
下载PDF
职称材料
2
基于软注意力GRU模型的堆芯瞬态热工水力参数预测方法研究
淳思琦
冯欢
张安妮
赵鹏程
《核技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2024
0
原文传递
3
浮动电站核动力装置堆舱瞬态热工水力特性
王珏
王琮
刘建阁
李龙泽
《舰船科学技术》
北大核心
2019
0
下载PDF
职称材料
4
SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序开发
王连杰
赵文博
陈炳德
姚栋
杨平
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014
3
原文传递
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