后處理費用的不確定以及人們對核電安全的擔憂，都對核電站設計的安全性和經(jīng)濟性提出了更高的要求，而非能動設計即為解決方案之一。非能動設計，通過簡化裝置，減少對外界輸入的依賴，提高了核電系統(tǒng)的安全性和經(jīng)濟性。但是因為設計思路有較大差別，廣泛應用于傳統(tǒng)核電站安全分析的概率安全評價（Probabilistic Safety Assessment，PSA）方法并不能完全適用，而針對非能動系統(tǒng)的安全分析目前還剛剛起步，此類研究非常必要和重要。本文以目前非能動核電站中最為主流的AP1000堆型為研究對象，重點分析了該堆型用于排出堆芯余熱的非能動余熱排出系統(tǒng)（Passive Residual Heat Removalsystem，PRHRs）的安全評價方法。討論了當前非能動可靠性研究的分析框架，針對當前方法中存在的計算成本過高的問題，創(chuàng)新性的使用了神經(jīng)網(wǎng)絡方法和二次響應面方法進行替代分析。首先，根據(jù)AP1000設計說明文檔提供的數(shù)據(jù)，使用Relap5最優(yōu)估算程序建立電廠的模型，并進行穩(wěn)態(tài)調(diào)試。該模型針對PRHRs的分析進行了適當簡化，設定研究的事故工況為喪失主給水事故。第二步，對PRHRs的相關參數(shù)進行... 

【文章來源】：清華大學北京市 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】：76 頁

【學位級別】：碩士

【部分圖文】：

AP1000一回路三維模型圖

圖 1-1 AP1000 一回路三維模型圖 圖 1-2 AP1000 安全殼布置圖AP1000 的主要設計特征如下[14][15]：1) 電功率約 1250MW，過程中產(chǎn)生的蒸汽熱功率為 3415MW；2) 安全系統(tǒng)采用非能動理念設計，設計要求為發(fā)生事故 72 小時內(nèi)在無人為干預、無外部能量輸入的情況下保持堆芯和安全殼冷卻；3) 設計的堆芯損壞頻率為 5.08x10-7，大量放射性物質(zhì)釋放頻率為 5.94x10-8；4) 電站的燃料更換周期為 18 個月；5) 非計劃停堆的頻率平均小于 1 次每年，全電廠可用概率為 93%；6) 與相同等級的能動堆型相比，部件更為簡化，尤其是安全級的設備數(shù)量大大減少；7) 設計工作年限為 60 年，其中無需更換壓力容器；8) AP1000 一回路系統(tǒng)的大部分設計依照現(xiàn)有的成熟設計的經(jīng)驗，如蒸發(fā)器、主泵等等，對于現(xiàn)有部件的改進都是依靠在更加嚴格的情況下進行試驗得到的數(shù)據(jù)保證。

圖 2-2 神經(jīng)元模型示意圖 經(jīng) 元 模 型 的 輸 入 為 向 量1 2(p , p , , p )RP =L， 權 值 向 1,2 1, w , , w )RL，輸出為 y，則對該模型可以使用數(shù)學表達式進行1,1Ri iiy f P w b= = + ∑ 為神經(jīng)元的激活函數(shù)，常見的形式有如下三種：型函數(shù)( )1, 00, 0xf xx ≥= < 型輸出為 1 或 0，模擬生物神經(jīng)結構的興奮或者抑制的信號；線性函數(shù)1, 1x ≥

【參考文獻】：
期刊論文
[1]響應面方法計算HTR-10余熱排出系統(tǒng)物理過程的失效概率[J]. 謝國鋒,何旭洪,童節(jié)娟,鄭艷華.  物理學報. 2007(06)
[2]重抽樣技術──自舉法[J]. 莫惠棟.  揚州大學學報(自然科學版). 2001(01)
[3]AHP基本原理簡介[J]. 張波.  西北大學學報(自然科學版). 1998(02)

碩士論文
[1]BP神經(jīng)網(wǎng)絡的算法改進與應用研究[D]. 程玥.重慶大學 2011
[2]AP1000核電廠大破口失水事故最佳估算分析建模與不確定性研究[D]. 倪超.上海交通大學 2011



本文編號：3328832