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核电站辅助给水系统设计 被引量:4
1
作者 阚强生 黄灿华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第3期208-213,共6页
介绍了300MW核电站典型辅助给水系统的优化设计,提出了系统在功能、工况限制、容量和水源等方面的总体设计要求,就秦山核电站工程一期设计过程中辅助给水系统设计的不足及改进内容进行了论述,对恰希玛项目辅助给水系统主要参数... 介绍了300MW核电站典型辅助给水系统的优化设计,提出了系统在功能、工况限制、容量和水源等方面的总体设计要求,就秦山核电站工程一期设计过程中辅助给水系统设计的不足及改进内容进行了论述,对恰希玛项目辅助给水系统主要参数的选择进行了计算分析。 展开更多
关键词 核电站 辅助给水系统 优化设计 反应堆
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辅助给水系统神经网络模型预测控制方案设计
2
作者 李鸣谦 王硕 陈日罡 《自动化仪表》 CAS 2023年第S01期333-336,共4页
为优化“华龙一号”核电机组辅助给水系统控制性能,对辅助给水控制方案进行了研究,设计了一种基于长短时记忆(LSTM)网络的辅助给水系统神经网络模型预测控制方案。通过仿真验证平台进行数据采集后,利用LSTM神经网络训练出蒸汽发生器液... 为优化“华龙一号”核电机组辅助给水系统控制性能,对辅助给水控制方案进行了研究,设计了一种基于长短时记忆(LSTM)网络的辅助给水系统神经网络模型预测控制方案。通过仿真验证平台进行数据采集后,利用LSTM神经网络训练出蒸汽发生器液位预测器,以反应控制过程的动态特性。应用模型预测控制方案,根据蒸汽发生器液位估计值实时优化控制变量。验证结果表明,与手动控制/核电厂自动控制方案相比,模型预测控制方案可实现更快、更准确的设定点跟踪功能,同时需要的控制工作量更少,可达到有效减少对系统部件的磨损、延长系统部件使用寿命的作用。此外,所提方案可被应用于其他需要精确和有效控制的复杂工业过程。 展开更多
关键词 核电厂 神经网络 长短时记忆 模型预测控制 辅助给水系统 智能控制
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风险指引型设备分级方法研究 被引量:3
3
作者 郑伟 赵军 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2009年第4期362-370,共9页
风险指引型设备分级是综合确定论和概率论的分析结果对设备进行重新分级的一种方法。它可以使核电厂将资源更合理地分配到安全重要度高的设备上,同时节省大量的采购及其他相关费用。文章介绍了风险指引型设备分级的分析方法和过程,并以... 风险指引型设备分级是综合确定论和概率论的分析结果对设备进行重新分级的一种方法。它可以使核电厂将资源更合理地分配到安全重要度高的设备上,同时节省大量的采购及其他相关费用。文章介绍了风险指引型设备分级的分析方法和过程,并以大亚湾核电站辅助给水系统为例对这种方法进行了研究。 展开更多
关键词 风险指引 设备分级 辅助给水系统 概率安全评价
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辅助给水系统TWL-45S型汽动泵结构及脱扣装置解析 被引量:2
4
作者 黄岳 《核电工程与技术》 2013年第3期23-28,共6页
本文介绍辅助给水系统TWL-45S汽动泵主要部件的结构及流量控制等工作原理,详细分析机械脱扣装置的构造,并结合实例说明脱扣螺栓的原理及调整方法等技术内容,为设备的调试运行提供参考。
关键词 辅助给水系统 汽动泵 流量控制 机械脱扣 脱扣螺栓
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功率工况异常重要性判定方法在核安全监管中的应用 被引量:2
5
作者 马国强 李娟 +2 位作者 丁珊珊 张延云 刘成运 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第3期183-187,共5页
介绍了国家核安全局开发的功率工况下核电厂异常重要性判定方法(SDP)的基本原理及方法,并使用该SDP对国内某核电厂发生的汽动辅助给水泵(ASG004PO)不可用事件进行了重要度和敏感性分析,结果表明该汽动辅助给水泵的再循环流量试验周期偏... 介绍了国家核安全局开发的功率工况下核电厂异常重要性判定方法(SDP)的基本原理及方法,并使用该SDP对国内某核电厂发生的汽动辅助给水泵(ASG004PO)不可用事件进行了重要度和敏感性分析,结果表明该汽动辅助给水泵的再循环流量试验周期偏长。本文针对此问题给出了优化建议是将ASG004PO再循环流量试验的周期优化为小于34 d。 展开更多
关键词 核电厂异常重要性判定方法 风险指引型 辅助给水系统 风险重要度
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GO-FLOW法在大亚湾核电站辅助给水系统可靠性分析中的应用 被引量:2
6
作者 初永越 依岩 李虎伟 《辐射防护通讯》 2012年第5期19-23,共5页
以大亚湾核电站辅助给水系统为研究对象,应用GO-FLOW法计算分析了该系统不同阶段的可靠性。根据系统原理图直接构建了系统GO-FLOW模型,利用GO-FLOW程序计算系统在不同时刻的可靠度。结果表明,GO-FLOW法是一种有效、直观、精确的可靠性... 以大亚湾核电站辅助给水系统为研究对象,应用GO-FLOW法计算分析了该系统不同阶段的可靠性。根据系统原理图直接构建了系统GO-FLOW模型,利用GO-FLOW程序计算系统在不同时刻的可靠度。结果表明,GO-FLOW法是一种有效、直观、精确的可靠性分析方法,可以为核电站动态可靠性分析提供依据。 展开更多
关键词 GO-FLOW法 可靠性分析 核电站 辅助给水系统
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大亚湾核电厂辅助给水系统RCC-M2级疏水管道的改进 被引量:2
7
作者 陆杰 刘广东 +5 位作者 刘鹏亮 万丽 吕永红 刘青松 林鹏 刘夏杰 《核安全》 2013年第4期6-9,共4页
大亚湾核电厂辅助给水系统的疏水管道属RCC-M2级设备,因该设备在高温和高压差下导致疏水器和隔离阀处经常发生闪蒸和冲刷,致使其密封面损坏而发生疏水故障。为避免对系统产生影响,核电厂借鉴同类型机组的改进经验,通过增加备用隔离阀解... 大亚湾核电厂辅助给水系统的疏水管道属RCC-M2级设备,因该设备在高温和高压差下导致疏水器和隔离阀处经常发生闪蒸和冲刷,致使其密封面损坏而发生疏水故障。为避免对系统产生影响,核电厂借鉴同类型机组的改进经验,通过增加备用隔离阀解决该问题。改进的管道依据RCC-M进行力学分析。 展开更多
关键词 核电厂 辅助给水系统 工程改进 RCC-M SYSPIPE程序
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存在房形事件的故障树向贝叶斯网络的转化 被引量:2
8
作者 周忠宝 董豆豆 +1 位作者 冯静 周经伦 《哈尔滨工业大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第6期1001-1004,共4页
为完善基于贝叶斯网络的故障树分析方法,提出了保持贝叶斯网络拓扑结构不变、扩展某些事件节点的状态空间、保持事件节点状态空间不变、调整贝叶斯网络的拓扑结构,两种将存在房形事件的故障树转化为贝叶斯网络的方法.对这两种方法的优... 为完善基于贝叶斯网络的故障树分析方法,提出了保持贝叶斯网络拓扑结构不变、扩展某些事件节点的状态空间、保持事件节点状态空间不变、调整贝叶斯网络的拓扑结构,两种将存在房形事件的故障树转化为贝叶斯网络的方法.对这两种方法的优劣进行了比较,通过对简化的核电站辅助给水系统的分析,验证了上述方法的正确性. 展开更多
关键词 贝叶斯网络 故障树分析 房形事件 故障诊断 辅助给水系统
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辅助给水调节阀振荡现象分析优化
9
作者 王瑜 李基 邹霆 《设备管理与维修》 2022年第15期164-165,共2页
“华龙”机组为中国自主研发的第三代核电机组,在调试期间发生了调节阀振荡的缺陷,影响蒸发器液位调整控制的精确性。经研究发现根本原因为阀芯内部产生汽蚀,不平衡力瞬间变化,调节阀后产生类似“水锤”现象的压力波,造成调节阀后的管... “华龙”机组为中国自主研发的第三代核电机组,在调试期间发生了调节阀振荡的缺陷,影响蒸发器液位调整控制的精确性。经研究发现根本原因为阀芯内部产生汽蚀,不平衡力瞬间变化,调节阀后产生类似“水锤”现象的压力波,造成调节阀后的管道振动、支架脱落和孔板异常“啸叫”噪声等影响。从系统和设备优化角度,提出系统运行调整方案和调节阀执行机构刚性提升的综合优化方案,在系统运行中再未出现“振荡”现象,调节性能满足系统运行要求。 展开更多
关键词 华龙机组 辅助给水系统 气动套筒式调节阀 预启式调节阀 振荡 汽蚀
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基于动态故障树的辅助给水系统可靠性分析 被引量:1
10
作者 刘仁朋 叶小舟 +1 位作者 刘洋 周世梁 《电子技术应用》 2021年第S01期177-184,共8页
华龙一号辅助给水系统属于专设安全设施,在丧失主给水系统的事故工况下向蒸汽发生器二次侧供水,以导出堆芯余热。其可靠性是核电厂安全水平的重要影响因素之一。针对丧失主给水并使用辅助给水系统进行热停堆的Ⅱ类工况对系统进行可靠性... 华龙一号辅助给水系统属于专设安全设施,在丧失主给水系统的事故工况下向蒸汽发生器二次侧供水,以导出堆芯余热。其可靠性是核电厂安全水平的重要影响因素之一。针对丧失主给水并使用辅助给水系统进行热停堆的Ⅱ类工况对系统进行可靠性分析。构建系统的动态故障树模型,并将其转换为离散时间贝叶斯网络(DTBN),然后采用概率编程语言Figaro实现定量分析,得到了系统的可靠度曲线,初步验证了所开发程序的工程适用性。 展开更多
关键词 辅助给水系统 动态故障树 离散时间贝叶斯网络 可靠度
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辅助给水系统发电机带载启动困难原因分析 被引量:1
11
作者 刘争光 马永立 《设备管理与维修》 2019年第11期72-74,共3页
结合柴油机辅助给水系统发电机出口接触器的控制原理和发电机带载启动困难的现象,找到原因并提出相应解决方案。
关键词 柴油机 辅助给水系统 发电机 带载困难
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秦山核电二期工程堆芯应急冷却系统论证 被引量:1
12
作者 余红星 黄代顺 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第z1期40-43,共4页
秦山核电二期工程为两环路600MW,不同于国内已有的秦山核电一期工程(自主设计的两环路300MW)和广东大亚湾核电站(法国引进的三环路900MW),没有现成的经验可以借鉴;为了使秦山二期的设计达到国际先进水平,参照从法国引进的广东大亚湾核... 秦山核电二期工程为两环路600MW,不同于国内已有的秦山核电一期工程(自主设计的两环路300MW)和广东大亚湾核电站(法国引进的三环路900MW),没有现成的经验可以借鉴;为了使秦山二期的设计达到国际先进水平,参照从法国引进的广东大亚湾核电站的设计,利用从法国引进的分析方法,结合秦山二期核电站的特点,对秦山二期安全注入系统、辅助给水系统和安全壳喷淋系统进行了论证,为系统设计和设备采购提供了重要的依据。 展开更多
关键词 堆芯应急冷却系统 安全注入系统 辅助给水系统 安全壳喷淋系统
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核电站辅助给水汽动泵大流量限制测量设计研究 被引量:1
13
作者 王延华 李小军 +1 位作者 刘祖全 李勇军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第5期93-96,共4页
通过对辅助给水汽动泵组仪控设备制造的跟踪审查,结合辅助给水系统运行的设计参数,提出辅助给水汽动泵大流量限制的测量方案,并针对福清核电站现场实际布置及系统测量需求等因素对其进行设计优化,通过样机试验及现场调试验证,证明了该... 通过对辅助给水汽动泵组仪控设备制造的跟踪审查,结合辅助给水系统运行的设计参数,提出辅助给水汽动泵大流量限制的测量方案,并针对福清核电站现场实际布置及系统测量需求等因素对其进行设计优化,通过样机试验及现场调试验证,证明了该测量方案的可行性,测量方案完全能够满足核电站事故工况下系统的运行要求。 展开更多
关键词 辅助给水系统 汽动泵 大流量限制 测量设计 试验验证
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“华龙一号”不锈钢密闭结构模块化施工技术研究与应用
14
作者 李罗春 马玉琳 +8 位作者 刘勇 雷舒芳 周玉东 曾庆威 李正环 温新中 于新 王南生 《安装》 2022年第S01期101-102,共2页
获奖情况:2022年中国安装协会科学技术进步奖二等奖一、成果研究背景华龙一号核电堆型中,不锈钢覆面水箱作为换料、换热以及辅助给水系统的一个重要组成部分,在核电厂建造阶段采用传统的施工工艺时施工效率低,交叉影响较多,严重影响整... 获奖情况:2022年中国安装协会科学技术进步奖二等奖一、成果研究背景华龙一号核电堆型中,不锈钢覆面水箱作为换料、换热以及辅助给水系统的一个重要组成部分,在核电厂建造阶段采用传统的施工工艺时施工效率低,交叉影响较多,严重影响整体建造效率且施工危险性高。针对“华龙一号”密闭结构不锈钢覆面安装工程的结构特点,通过施工工艺革新,将反应堆厂房的不锈钢水箱传统施工工艺“后贴法”优化为整体模块化先贴法施工. 展开更多
关键词 安装工程 科学技术进步奖 反应堆厂房 获奖情况 不锈钢 辅助给水系统 交叉影响 中国安装协会
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基于贝叶斯网络的核电厂安全系统可靠性分析 被引量:1
15
作者 顾健 薛峻峰 +3 位作者 彭建平 王志强 宫海光 佟立丽 《科技导报》 CAS CSCD 北大核心 2013年第33期52-57,共6页
针对核电厂改进的辅助给水系统(ASG),研究了基于贝叶斯网络的系统安全评价方法。通过故障模式与影响分析构建ASG系统可靠性框图,根据可靠性框图与贝叶斯网络的映射关系,建立ASG系统贝叶斯网络,利用网络推理计算事件发生概率,对系统进行... 针对核电厂改进的辅助给水系统(ASG),研究了基于贝叶斯网络的系统安全评价方法。通过故障模式与影响分析构建ASG系统可靠性框图,根据可靠性框图与贝叶斯网络的映射关系,建立ASG系统贝叶斯网络,利用网络推理计算事件发生概率,对系统进行了可靠性分析。研究结果表明,该方法通过贝叶斯网络的正向推理、反向推理和双向推理,能够计算任意节点事件的发生概率,表征设备多态失效模式和获得更多评估信息,与传统的故障树方法相比,具有更强的分析能力和更接近实际,适用于核电厂安全系统的可靠性评价,且具有一定的优越性。 展开更多
关键词 核电厂 安全系统 可靠性分析 贝叶斯网络方法 辅助给水系统
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核电机组辅助给水系统水温超运行技术规范限值的改造研究 被引量:1
16
作者 王树强 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第2期135-139,共5页
针对夏季高温天气下,辅助给水系统(ASG)水温超过运行技术规范限值而导致机组后撤的问题,提出了对辅助给水贮水箱(ASG001BA)加装热交换器的改造方案,从工艺设计、仪控修改和运行控制角度进行了详细分析和论证。机组实践表明,在蒸汽发生... 针对夏季高温天气下,辅助给水系统(ASG)水温超过运行技术规范限值而导致机组后撤的问题,提出了对辅助给水贮水箱(ASG001BA)加装热交换器的改造方案,从工艺设计、仪控修改和运行控制角度进行了详细分析和论证。机组实践表明,在蒸汽发生器冷却正常停堆模式下,本文提出的改造方案保证了ASG001BA的水位和水温在运行技术规范要求的范围内,保证了机组安全经济的运行。本文的研究对机组大修优化、提升机组核安全水平具有参考价值。 展开更多
关键词 辅助给水系统 运行技术规范限值 热交换器 运行
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辅助给水系统超流量分析及改进
17
作者 曾畅 赖建永 段永强 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期93-96,共4页
采用k-ε湍流模型模拟辅助给水系统(ASG)孔板的三维流动状态,获得孔板流速分布、压降分布及流量与压降关系等特性。建立一维的系统仿真模型并验证了模型的有效性,结合数值模拟得到的孔板特性参数,对ASG役前调试期间除氧器超流量报警问... 采用k-ε湍流模型模拟辅助给水系统(ASG)孔板的三维流动状态,获得孔板流速分布、压降分布及流量与压降关系等特性。建立一维的系统仿真模型并验证了模型的有效性,结合数值模拟得到的孔板特性参数,对ASG役前调试期间除氧器超流量报警问题进行仿真验证和分析,提出报警信号延迟的改进方案,有效地解决了除氧器超流量报警的问题。 展开更多
关键词 辅助给水系统 孔板 除氧器 仿真
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美国核管会确定核电厂辅助给水系统性能缺陷的性质
18
作者 伍浩松 《国外核新闻》 2003年第7期29-30,共2页
关键词 美国 核管会 核电厂 辅助给水系统 性能 反应堆 安全隐患
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核电厂辅助给水系统控制方案设计研究
19
作者 鲁超 《自动化博览》 2015年第8期62-65,共4页
辅助给水系统(ASG)是核电厂专设安全设施中重要的系统。对于实现对ASG功能控制的安全级系统,软件共因故障和全厂失电是导致控制失效的两个关键因素。因此,在进行控制系统设计时,为应对这两大失效因素,分别采用了多样性和增加应急电源的... 辅助给水系统(ASG)是核电厂专设安全设施中重要的系统。对于实现对ASG功能控制的安全级系统,软件共因故障和全厂失电是导致控制失效的两个关键因素。因此,在进行控制系统设计时,为应对这两大失效因素,分别采用了多样性和增加应急电源的控制策略。通过分析,采用多样性控制策略可以有效地防止软件共因故障导致安全功能丧失的风险,保证系统满足单一故障的要求。同时在全厂断电的情况下,增加应急供电电源,对启动ASG功能的控制系统进行紧急供电,保证系统安全功能可执行。 展开更多
关键词 辅助给水系统 控制系统 多样性 共因故障 全厂失电
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Systematic Approach to Training for Design of Nuclear Power Plant Decommissioning Training in South Korea
20
作者 JeongKeunKwak 《Journal of Physical Science and Application》 2016年第5期14-20,共7页
In 1979, unavailability of MFWS (Main Feedwater System) in TMI (Three Mile Island) Unit-2 happened in the United States. To make it worse, due to malfunction of Isolation Control Valves in AFWS (Auxiliary Feedwat... In 1979, unavailability of MFWS (Main Feedwater System) in TMI (Three Mile Island) Unit-2 happened in the United States. To make it worse, due to malfunction of Isolation Control Valves in AFWS (Auxiliary Feedwater System), the supply of cooling water to SGs (Steam Generators) was delayed approximately 8 minutes compared to AOP (Abnormal Operating Procedure). In the long run, on account of deferred heat sink provision to SGs, the reactor core was melted partially. It was the first critical accident in the US commercial NPP (Nuclear Power Plant) history. Hence, after TMI Accident, US NRC (Nuclear Regulatory Committee) suggested more than one hundred alternatives to improve safety and reliability of NPP. Among these countermeasures, one proposal was related to training area. It was SAT (Systematic Approach to Training) methodology. Therefore, the goal of SAT is the enhancement of NPP stability through training point of view. Since the appearance of SAT in the nuclear industry, it has acquired the unwavering position in the US NPP training field. Meanwhile, significance of NPP decommissioning has been soared up in South Korea since the announcement of Kori Unit-1 decommissioning decision. According to the proclaimed plan from Korean government, Kori Unit-1 is scheduled to be decommissioned from June, 2017. Under this circumstance, nurturing sufficient number of NPP decommissioning engineers is one of the most urgent issues in South Korean nuclear industry. Hence, to elevate efficiency and consistency of training quality, SAT methodology can be a reliable solution for the training of decommissioning engineers. For this reason, the present study aims to design SAT based NPP decommissioning engineer training in South Korea. 展开更多
关键词 Systematic Approach to Training nuclear power plant DECOMMISSIONING US nuclear regulatory committee Three Mile Island Unit-2.
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