船用核动力内部事件一级概率安全分析北大核心CSCD

[目的]旨在采用概率安全分析方法来全面审查船用核动力装置的安全性。[方法]为此,建立船用核动力装置内部事件功率工况的一级概率安全分析(PSA)模型,针对可能引起反应堆堆芯损伤的17组始发事件,建立17棵事件树;针对8个前沿/支持系统,建立42棵故障树,进而对船用核动力装置进行一级PSA分析。[结果]计算结果表明:堆芯损伤频率(CDF)为4.38×10–6/堆年,并确定了各始发事件组对CDF的贡献;根据重要度分析结果,人误事件和电力系统故障是对CDF贡献最大的2个因素;根据敏感性分析结果,接入第3台柴油发电机可以显著降低堆芯损伤的概率。[结论]研究成果可为船用核动力装置的安全性设计提供参考。     

多参数迭代的船用二回路系统热平衡计算方法

针对船用核动力装置的设备类型和运行特点,给出了二回路系统主要设备耗汽量计算方法。考虑二回路系统设备繁多、工况多变、耦合性强等实际特点,建立了基于多参数迭代法的热平衡计算模型。利用已知参数验证所建立热平衡模型和编制程序的计算精度。分析了3种典型工况下核动力装置特有设备的汽水流量及状态参数的匹配特性,得出了不同工况下的装置效率。相应研究成果可为船用核动力二回路系统的变工况运行研究和设计优化提供技术借鉴和参考。     

船用核动力装置核安全事件的分级方法

在船用核动力装置运行的过程中,由于情况较核电厂系统复杂且环境更为恶劣,对于核安全事件的应急处理较为紧迫,又由于通信能力有限,因而船用核动力装置比核电厂更需要简洁而准确的事件报知能力,以便指挥体系以及技术支援体系能够迅速做出正确决策,制定并采取一系列救援和善后措施。针对船用核动力装置的事故特点,为解决各级决策者在异常工况下难以准确掌握事件严重程度的问题,围绕核动力装置的安全功能,寻找评价核事件后果的依据,结合《国际核和放射事件分级表(INES)》的成熟经验,建立一个统一的规则体系来描述事件的相关性质(尤其是安全上的重要性),使各方面通过简洁的沟通信息就能够获得对事件的共同理解,形成船用核动力装置核安全事件的分级方法。     

海洋核动力平台大破口事故下安全壳压力控制与影响

安全壳是海洋核动力平台的核安全二级耐压舱室,包容反应堆及一回路系统,是设计基准事故工况下限制放射性物质对环境释放的重要屏障。海洋核动力平台采用分散式压水堆型,主管道大破口是一种严重的设计基准事故,导致安全壳内产生高压高温的放射性气体。文章通过对安全壳压力控制技术的对比研究,提出了海洋核动力平台安全壳设计适合采用湿阱抑压控制措施的建议,并研究了压力控制对总体方案改进带来的收益,对海洋核动力平台总体方案设计具有指导意义。     

海洋核动力平台大破口事故下安全壳压力控制与影响

安全壳是海洋核动力平台的核安全二级耐压舱室,包容反应堆及一回路系统,是设计基准事故工况下限制放射性物质对环境释放的重要屏障。海洋核动力平台采用分散式压水堆型,主管道大破口是一种严重的设计基准事故,导致安全壳内产生高压高温的放射性气体。文章通过对安全壳压力控制技术的对比研究,提出海洋核动力平台安全壳设计适合采用湿阱抑压控制措施的建议,并研究压力控制对总体方案改进带来的收益,对海洋核动力平台总体方案设计具有指导意义。     

船用核动力装置事故分析中事件序列的确定方法研究

结合事件序列图方法和运行安全分析,提出一种联合分析的方法用于获得各类事故的真实的事件序列.运用该方法对蒸汽发生器传热管破损事故进行了分析研究,获得了完整的事件序列.结果表明联合分析方法是一种较好的事件序列确定方法,适合于船用核动力装置事故分析.     

船用核动力装置全系统特性仿真分析研究

介绍船用核动力装置全系统仿真分析平台的体系架构及总体设计方案。基于RINSIM仿真平台开发了热工水力模型、控制系统模型与人机界面组态,构建了全系统仿真分析平台。该仿真分析平台可准确模拟与评估核动力装置在不同运行工况下的性能指标和运行参数,为核动力装置总体设计及数字化控制系统验证提供技术手段。     

船用二回路系统全工况热力计算方法及特性分析

[目的]为便捷高效地对船用核动力装置二回路系统进行全面的热力计算,[方法]针对船用核动力二回路系统的特点,综合考虑核动力装置主汽轮机组以及各辅助设备,立足几种典型工况下的设备参数和热平衡计算结果,建立二回路系统全工况数学模型,提出一种全工况计算方法。在最高工况和最低工况之间均匀设置多个主机功率,将主机功率作为输入自变量。通过多层嵌套循环实现系统各设备热力参数同步变化,得出全部工况下主要设备的耗汽量、工质在各换热节点的温度以及动力装置总耗汽量和效率等参数随工况变化的规律。分析上述变化规律的原因,并将计算结果与设计值进行对比。[结果]结果表明,系统参数误差较小,满足计算精度要求。[结论]计算方法以及得出的变化规律为二回路系统的参数匹配特性计算和研究提供了思路。     

综合安全评估方法应用

基于船用核动力装置(MNPP)安全性的特点,阐述了综合安全评估(FSA)的概念和应用框架,具体分析FSA在船用核动力装置安全评估方面的应用,指出具体应用FSA对船用核动力装置进行安全评估存在的不足。     

海洋核动力平台海洋环境设计基准概率论法

从概率法出发,结合陆地核电、船舶和海洋工程对环境设计基准的理论和实践,针对海洋核动力平台的核安全和平台安全需求,提出适合于海洋核动力平台海洋环境设计基准确定方法,为国内民用海洋核能应用工程的设计和监管提供参考。     

海洋环境条件下浮动堆安全壳设计

[目的]浮动堆经过在军用舰船上几十年的发展和运行经验积累,反应堆的安全性得到了很大提高,在民用领域的推广应用逐渐被认可,目前亟需解决反应堆装船的适配性问题。安全壳是浮动堆与船体结合的接口,是反应堆装船的船体舱室,其设计不仅要适应船舶的海洋环境条件,还要满足反应堆运行的核安全要求。[方法]首先,从浮动堆安全壳的适应性要求出发,分析安全壳压力与船舶主尺度和重量之间的主要矛盾关系,提出一种浮动堆安全壳分析设计流程。然后,参考陆上核电站和核动力舰船安全壳的特点,以及国外核动力船舶和民用核设施设计规范要求,从安全壳构型与压力控制维度的角度出发,提出一种方形双层抑压安全壳方案。[结果]对安全壳压力特性以及结构强度的分析显示,在设计基准事故工况下,安全壳结构安全,重量和空间指标可控,安全壳的船堆适配性较好。[结论]参考工程经验表明,基于该方案的浮动堆总体指标较好,可为工程人员设计提供参考。     

船用脱硫塔塔内流场分析

文中以切向船用脱硫塔为研究对象。在对船用脱硫塔进行简化建模的基础上,使用Gambit软件对该模型进行网格划分。船用柴油机额定工况下,基于Fluent软件,计算脱硫喷淋塔内的三维流场。通过对模拟计算结果的定性分析,表明塔内气流场有着规律性的分布;证明数值模拟的方法计算船用脱硫塔的流场是可行的;为后续船用脱硫塔内喷淋方式布置的研究提供理论参考。     

不确定条件下船用核动力系统状态评估问题研究

鉴于船用核动力系统特殊的运行环境以及运行要求,其安全运行概念已经超出了核安全设计的框架,要加强其运行状态的安全评估。而核动力系统运行工况多变,运行状态存在多种设备的组合,以及各类设备健康状态的不确定性。本文概要介绍了当前核动力系统运行状态评估的背景,需求以及引发的下游问题,基于已经具有核动力系统的可靠性信息,运行信息,故障诊断的方法以及FMEA表,大量调研国内外技术发展以及剖析核动力系统技术发展现状与需求的基础上,提出了结合贝叶斯网络评估装置运行不确定性问题的解决方案,分析核动力系统设计、运行的安全评估方法,弥补当前系统健康管理中缺失的一环。     

模糊事件树在船用堆事故分析中的应用研究

对船用堆事故进行事件树分析时,历史数据的缺乏常常导致无法进行事件序列的定量计算。针对这一问题,利用专家对事故的模糊评判,引入模糊事件树进行定量计算研究。在模糊集理论的基础上,结合德尔菲法和判断矩阵法,详细阐述了模糊事件树在船用堆事故分析中的应用过程。研究表明,船用堆事故概率的模糊事件树分析是切实可行的,有助于船用反应堆概率安全评价的发展。     

改进遗传算法在船用核动力装置概率因果故障诊断中的应用

传统的遗传算法存在早熟现象严重和局部搜索精度较低的固有缺陷,容易导致分析结果与实际情况不相符,不能很好地用于船用核动力装置概率因果故障诊断。提出了一组综合改进策略,首先定义了奇异个体判断指标;而后设计了一种自适应交叉、变异策略和自适应局部搜索策略,并通过经典案例测试改进算法的有效性;最后构建改进算法与概率因果故障诊断模型,进行船用核动力装置故障诊断实例分析。分析结果对船用核动力装置故障诊断具有重要的指导意义,改进遗传算法是进行船用核动力装置故障诊断有效而实用的方法。     

某船核动力装置二回路蒸汽排放系统设计

蒸汽排放系统是核动力装置的重要安全系统之一。文中对蒸汽排放系统的功能、设计要素、排放类型、组成等内容进行简要分析,进而针对某船用核动力装置的蒸汽排放系统设计方案进行分析和验证,对船用核动力装置二回路系统设计技术具有一定的参考价值。     

改进自适应惯性权重粒子群算法及其在核动力管道布置中的应用北大核心CSCD

[目的]旨在研究非线性自适应惯性权重粒子群优化算法,实现船用核动力一回路系统管道路径的布置优化设计。[方法]根据船用核动力一回路系统的管道布局设计特点,建立一回路系统的管道布局空间模型、约束条件和评价函数;基于管道节点数量,提出一种粒子群优化(PSO)算法的新型定长编码方法,然后结合该编码方法建立方向引导机制;在此基础上,针对粒子群优化算法易陷入局部最优解、收敛速度慢的缺点,结合辅助线性变化的学习因子,提出一种基于非线性自适应惯性权重的改进粒子群优化算法;将改进粒子群优化算法与协同进化算法相结合,提出一种用于求解分支管道布局问题的协同进化粒子群优化算法,以用于核动力一回路系统的管道布局优化。[结果]仿真结果显示,所提的改进算法与标准算法相比收敛速度提高了40%~50%,不仅能够得到更好的管道布局效果,还解决了标准粒子群优化算法容易陷入局部最优解的问题。[结论]研究成果可为船用核动力一回路系统管道布置的优化设计提供有益的参考。     

ESD方法在船用压水堆事故序列分析中的应用

根据船用压水堆的事故特点,提出采用ESD(事件序列图)方法进行事故序列分析,并以控制棒失控抽出事故为例进行应用研究,建立反应堆不同运行工况下、不同控制棒组(束)失控抽出后装置的动态响应图景,分析过程中考虑了功率调节系统状态、保护系统状态及人员手动干预的影响.结果表明,ESD提供了1种简单的方法来获得船用压水堆的动态事故...     

核动力平台模块划分技术研究

借鉴核动力舰船和核电模块化设计思想,针对海洋核动力平台区域/总段模块、功能模块、结构模块分别提出了划分原则;在平台层次划分的基础上,阐述了以功能为核心的模块划分方法及技术要点,研究总结了指导模块划分的设计流程;最后以海洋核动力平台为例进行模块划分,为平台模块划分的具体实施提供依据。     

船用核动力装置给水完全丧失事故干预效应分析

针对事故条件下兼顾船总体安全和反应堆安全的要求,应用运行安全分析仿真软件平台对船用核动力装置给水完全丧失事故进行了计算分析。结合实际运行情况,考虑了无人工干预、有限干预和积极干预三种情况对事故过程的影响,对事故后干预时机、最佳反应堆功率水平等方面进行了量化分析。