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主蒸汽管道断裂(MSLB)事故威胁核电厂安全运行。本文基于时序深度学习模型预测核电厂非能动安全壳冷却系统(PCCS)在MSLB事故下关键安全参数随时间变化的瞬态响应。以瞬态安全参数为研究对象,数据通过线性归一化、特征标签分割预处理,使用短期数据集训练,采用长短时记忆网络(LSTM)和循环神经网络(RNN)建立单参量与多参量协同的时序深度学习模型;由多参量协同模型预测未经训练的长期数据集。研究表明:在同类事故、不同工况下,基于时序深度学习模型的预测具有适用性;基于训练短期数据来预测长期数据方法可行;使用LSTM的单参量模型或多参量协同模型的预测精度比RNN更高,基于LSTM深度学习模型能够有效、高精度快速预测MSLB事故下PCCS瞬态安全参数响应特性, 可为事故安全分析提供快速预测分析。 相似文献
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本文介绍了事故状态下安全壳压力和温度瞬态变化计算程序,重点讨论了CONTEMPT—LT/028程序,并用该程序分析了秦山核电站安全壳在在失水事故状态下的各种响应,研究了一些影响因素。 相似文献
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安全壳在事故情况下的完整性分析 总被引:5,自引:0,他引:5
现有的安全壳完整性分析,主要针对设计基准事故条件下安全壳内部压力的响应进行分析。而AP1000的安全壳事故承压分析不仅包括设计基准事故,还包括严重事故情况下的完整性分析。安全壳完整性分析的过程中所使用的程序、设定的条件都是较为保守的,这就使得安全壳有很大裕度。而在相关试验数据愈加充分并且人们对相关事故进程与机理的认知有较大提高的条件下,使用最佳估算来对安全壳完整性进行分析能够在保证基本裕度的条件下,较合理地减小其设计保守性,为今后我国更大功率的非能动核电厂安全壳设计与建造提供方便。 相似文献
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王世民 《核工程研究与设计》1996,(17):2-3
安全壳是防止裂变产物泄漏的第三道屏障,它不仅要能随安全壳内在设计基准事故下所引起的压力,温度升高时所产生的机械应力和热应力,而且还要能承受由于安全壳喷淋系统误动作使安全壳内压力,温度降低所引起安全壳内的负压差。本文用PAREO程序对秦山二期核电厂安全壳喷淋系统误动作民政部下安全壳内压力,温度进行了计算,最后给出了最大负压差为22kPa。 相似文献
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华龙一号的非能动安全壳冷却系统(PCS)对维持反应堆安全壳完整性有重要作用。现有通用严重事故一体化分析程序不包含模拟PCS的程序模块,对华龙一号堆型的事故分析存在不足。本文将PCS模块与一体化程序耦合,研究严重事故工况下安全壳的瞬态响应特性。计算结果显示:有PCS时安全壳内温度比无PCS时低约20 K;有PCS的压力比无PCS时低约7×104 Pa;有PCS时大空间的蒸汽质量份额比无PCS时约低01。PCS模块与严重事故一体化分析程序耦合,弥补了一体化软件用于华龙一号时在事故分析中存在的不足,对事故分析有重要意义。同时初步论证了PCS能在很大程度上缓解安全壳内的温度和压力,有利于保证安全壳的完整性。 相似文献
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在非能动安全壳冷却系统(PCS)设计基准事故的排热过程中,安全壳内壁面蒸汽冷凝现象和安全壳外壁面水膜蒸发现象是两种非常关键的排热途径。本文应用GOTHIC8.0程序模拟了安全壳内壁面蒸汽冷凝和安全壳外壁面水膜蒸发传热过程,并通过蒸汽冷凝试验和水膜蒸发试验数据,对GOTHIC程序的模拟结果进行了分析和评价。研究结果表明:GOTHIC程序的蒸汽冷凝模型可较好地模拟蒸汽冷凝传热现象;水膜蒸发模型明显低估了水膜蒸发换热量,这对设计基准事故安全壳完整性分析是非常保守的,建议对GOTHIC程序进行适当开发,更好地模拟水膜蒸发换热过程。 相似文献
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AC600非能动安全壳冷却系统长期效应分析 总被引:1,自引:0,他引:1
利用自主开发的用于先进压水堆AC600非能动安全壳冷却系统的专用三维热工水力分析程序PCCSAC-3D,对AC600安全壳在大破口失水事故情况下进行了长期效应分析,该程序把钢安全壳内部的工质分为水蒸汽,不可凝干空气,连续相水和非连续相水,对气相引入k-ε湍流计算模型并考虑由于气体浓度差引起的扩散效应。PCCSAC-3D程序充分考虑了各种空间非均匀的物理因素的影响,能够较精细描述在发生核电厂设计基准情况下出现与安全壳非能动冷却系统有关的各种物理现象,本文对安全壳进行长期效应的分析结果表明,AC600非能动安全壳冷却系统能够保证安全壳的完整性。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(9):831-840
Simplified BWRs are characterized as an adoption of a passive ECCS and a passive containment cooling system (PCCS). While a passive ECCS has a short term core cooling function, a PCCS has a long-term decay heat removal function. As a PCCS, several concepts, differing in cooling location and method employed, have been considered. From the containment thermal- hydraulic response analysis viewpoint, simplified BWRs are essentially different from the current BWRs. For evaluating and comparing the performance of several PCCSs over full break spectra, the new containment safety evaluation code TOSPAC was developed as a preliminary design tool for PCCS. This paper summarizes the thermal-hydraulic modelings of the TOSPAC code and the validity evaluation of the TOSPAC code, compared with TRAC-BF1 calculation. From the validity evaluation concerning a main steam line break (MSLB) accident analysis for an isolation condenser (I/C) as a PCCS, it was found that the TOSPAC calculation result shows reasonable agreement with that for TRAC, even though the TOSPAC consists of simpler modelings. 相似文献
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本文选取重大专项综合性能试验开展的主蒸汽管道断裂事故全过程瞬态模拟工况作为基准工况,应用GOTHIC程序进行了详细的三维建模,模拟了试验壳大空间和热阱储热、蒸汽在壳体内壁面冷凝、壳体外壁面水膜蒸发等传热传质过程。通过对比试验数据和程序计算结果,研究试验壳大空间的热工响应特性和程序模型的适用性。研究结果表明:程序模型能很好地分析试验壳温度、压力变化趋势,尤其是在蒸汽大流量喷放后阶段,程序分析结果和试验结果符合很好。另外,喷口的射流类型会显著影响大空间温度分层现象,进而影响蒸汽在试验壳体内壁面的冷凝过程。该研究结果可为后续应用GOTHIC程序分析非能动核电厂安全壳响应的可行性提供参考和借鉴。 相似文献
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I. Thangamani 《Nuclear Engineering and Design》2009,239(9):1660-1672
In Indian PHWR, containment building is one of the primary barriers for mitigating the consequences of a Loss of Coolant Accident (LOCA), and Main Steam Line Break (MSLB) accident. It is desired to know the temperature transients as well as the resulting thermal stresses in the containment structures of 220MW(e) PHWR, Kaiga Nuclear Power plant under postulated MSLB event. The high enthalpy steam discharged into the containment space comes in contact with the Structural Wall (SW) of containment, Inner Containment Wall (ICW) and Raft. The containment wall temperature rises due to heat transfer from steam-air mixture. To calculate the transient temperature distribution across the containment walls, it is necessary to determine containment ambient temperature and heat transfer coefficient for the condensing steam on the internal structures. Hence, at the outset, a thermal hydraulic code was developed to predict the pressure-temperature transients and condensation heat transfer coefficient transients (using various condensation models) based on the mass and energy of high enthalpy steam released into containment. The effect of various condensation models on containment pressure-temperature was evaluated. The thermal boundary conditions such as containment temperature and heat transfer coefficient, evaluated from the thermal hydraulic code using Uchida condensation model, were subsequently applied as boundary conditions to a two-dimensional axi-symmetric containment model developed using a FEM code for estimating two-dimensional temperature profiles and the resulting thermal stresses. 相似文献
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非能动安全壳冷却系统(PCCS)是第3代先进压水堆核电厂重要的专设安全系统。本文提出一套采用分离式热管技术的PCCS,通过原理性试验和系统性热工水力分析程序研究系统启动和稳态运行的流动和传热特性,研究影响系统运行及热传输能力的关键因素,验证系统设计的可行性。研究结果表明,该系统的传热性能随安全壳的状态变化有极强的自适应能力,在事故工况下利用该系统作为非能动的安全壳热量移出措施是可行、有效的。程序分析结果与试验结果及国际上已有研究成果的对比分析表明,RELAP5程序对于该系统热工水力分析是适用的。蒸发段传热管内流型、传热模式、空泡份额等关键流动、传热参数的变化表明,系统初始充液率对系统传热性能有重要影响。较小的冷热芯位差即能提供足够的自然循环驱动力,冷热芯位差不是系统布置的主要制约因素。 相似文献
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压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析 总被引:3,自引:3,他引:0
压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列,且具有很大的潜在威胁。根据我国900MW压水堆核电厂的概率安全分析(PSA)结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂5种典型的高压熔堆严重事故序列,并使用SCDAP/RELAP5程序对这些事故序列的进程和后果进行了计算分析。计算结果表明:5种典型高压熔堆事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直接加热风险,可能引起安全壳早期失效,很有必要采取相应的一回路卸压措施。 相似文献