影像选择及阈值对dNBR提取火烧迹地的影响

针对缺乏必要的影像选择及阈值评估导致差分归一化燃烧指数(differenced normalized burn ratio,dNBR)提取火烧迹地的可靠性降低问题,文章探索其影响规律。筛选滇中地区15场有高清影像的火灾为研究对象,采用dNBR提取不同时间及阈值组合下的火烧迹地面积,以10场火灾作为研究区确定最佳影像对及阈值,并以5场火灾作为验证。结果表明,影像选择过程及阈值对评估结果影响很大,不合理的影像选择会产生错误的结论,其中灾后影像的影响占主导地位。灾后最优选择是NBR最低值及其附近影像,在0.2~1.2阈值区间提取精度平均为94%,火灾细节勾绘准确。

秦山核电厂燃耗深度对DNBR限值的影响分析

本文研究了在秦山核电厂批平均卸料燃耗深度超过原定限值的情况下，为保证电厂的安全运行对DNBR限值进行重新确认的问题。研究过程中，综合考虑了由燃耗加深所引起的核焓升因子的变化和棒弯曲这两种效应对DNBR限值的影响。结果表明，对秦山核电厂而言，在批平均卸料燃耗超过原定限值的情况下，维持原DNBR限值不变仍是安全可行的。

堆芯冷却剂流量下降DNBR计算

四种事件可导致堆芯冷却剂流量下降。计算了这四种事件发生后堆芯内DNBR的分布,并从中找出最小DNBR。结果表明,冷却剂泵轴卡死事件的最小DNBR为最低,堆芯中部分燃料元件的最小DNBR低于限定值1.3。

秦山核电厂主泵轴卡死事故的堆芯DNBR计算

用子通道分析程序THAS-PCl(COBRA-IV修改微机版,内含4种CHF关系式),对泵轴卡死事故做了堆芯最热燃料组件的DNBR计算。结果表明,W-3、BAW-2和CONDIE关系式计算值与CHF表值的DNBR很接近,它们都在2s左右达到最小DNBR,并低于限定值1.3。BIASI式计算值比它们都高得多,远大于限定值1.3。

应用抽样统计方法计算DNBR限值

应用根据Wilks公式发展的抽样统计方法及VIPRE-W程序计算DNBR和出口含汽率的参数不确定性,再结合模型与DNB关系式不确定性,得到DNBR的设计限值为1.220。与RTDP方法得到的DNBR限值进行比较,得出此方法能得到更多的DNBR裕度。

改进型格架对堆芯最小DNBR的影响分析

为改善燃料组件的吊装性能、提高其抗弯性能,秦山二期、辽宁红沿河一期、福清核电一期和海南昌江等一系列核电厂将在首循环或后续循环采用改进型格架的AFA 3G燃料组件。在对热工水力和安全分析的影响方面,现行堆芯最小DNBR计算方法的适用性是安审中心重点关注问题之一。本文以秦山第二核电厂1&2号机组长循环燃料管理论证为参考,分析名义工况和典型事故工况下,采用改进型定位格架AFA 3G燃料组件对堆芯最小DNBR的影响。

非参数统计方法在DNBR限值计算中的应用

非参数统计方法是一种不依赖某种特定分布的统计推断方法,它通过抽样计算得到总体在一定概率水平和置信度下的容许限。DNBR裕量是核电站设计中的重要参数,能够反映核电站的安全水平。本文应用基于Wilks公式容许限的非参数统计方法及VIPRE-01程序计算300MW核电厂在全失流事故(LOFA)下的DNBR设计限值,并与ITDP方法得到的DNBR限值相比较,以期获得一定的DNBR裕量。结果表明,相对于ITDP方法,非参数统计方法获得了2.96%的DNBR裕量,该方法由于减少了分析过程中的保守性,能够提供更大的DNBR裕量,而DNBR裕量增加有利于堆芯换料方案的改进。

核电站DNBR在线监测程序的开发

该程序以单通道分析为基础,采用一子通道分析程序作为参照,对它们各自的计算结果进行比较,通过对单通道的两个热工参数进行修正,使之获得跟子通道分析程序计算的热通道一致的结果。本文较为详细地介绍了DNBR在线监测程序的开发思想、物理模型、程序计算流程等。

线功率密度和DNBR保护在田湾核电站的应用

堆内核测量系统是田湾核电站反应堆监测、控制和诊断系统的重要组成部分,在机组正常运行和瞬态工况下实时计算和监测反应堆参数。首次在田湾核电站将燃料棒线功率密度和偏离泡核沸腾比(DNBR)信号作为对反应堆的在线保护信号,达到了反应堆安全和经济运行的目的。

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故DNBR裕量分析

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故定义为RCC-PⅡ类事故,它一直是核电厂安全分析的极限事故之一。本文以典型三环路压水堆为对象,分析了热停堆状态下不同停堆棒组组合对该事故DNBR裕量的影响。研究表明,通过优化热停堆状态下停堆棒组组合,在保证足够的停堆深度下,可进一步提高典型三环路压水堆核电厂在该事故下的DNBR裕量。

燃料污垢对DNBR的影响分析

在压水堆中,一回路腐蚀产物会在燃料表面沉积产生污垢造成的局部位置冷却剂流通面积减小,在一定情况下可能会对偏离泡核沸腾比(DNBR)产生影响。本研究采用子通道程序LINDEN,基于通道轴向变形的方法,评估分析了各类典型工况下不同污垢位置和不同污垢厚度对DNBR的影响。研究结果表明,污垢产生在DNBR最小的通道附近时会使DNBR减小,引起安全裕量降低。本研究结果为评估燃料污垢对DNBR的影响提供了数据支撑和参考依据。

BP神经网络在DNBR计算中的应用

在压水堆事故分析中,通常采用系统分析程序、热流密度计算程序和子通道分析程序分步计算堆芯偏离泡核沸腾比(Departure from Nucleate Boiling Ratio,DNBR)。利用该方法计算的堆芯DNBR结果准确性较好,但是计算过程繁琐、费时。对于系统分析程序自带的堆芯DNBR简化计算模型,由于其根据堆芯限制线偏微分近似得到,适用范围较窄,准确性也难以保证。利用神经网络中的误差反向传播(Back Propagation,BP)算法,基于堆芯核功率、入口温度、流量和压力4个变量对应的一系列DNBR值,选取部分数据进行训练并建立模型,以达到快速和准确地预测堆芯DNBR的目的。根据误差分析,建立的计算模型具有较好的准确性,而且在部分失流事故和汽机停机事故下可较好地预测堆芯DNBR。

华龙一号反应堆DNBR在线监测系统开发及验证

传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全运行的灵活性,本文从压水堆堆芯的热工设计基础模型出发,提出了兼顾计算速度和求解精度的DNBR在线监测热工计算模型,开发了一套可用于华龙一号反应堆的DNBR在线监测系统,并从堆芯独立验证、模拟信号验证、华龙一号首堆实堆运行数据验证等三个方面对在线监测系统的计算模型进行了充分验证。结果表明,DNBR在线监测系统计算精度较高,与自主化子通道程序相当,能够满足华龙一号反应堆工程设计的需求。

基于逐步回归无量纲棒束CHF关系式开发与DNBR限值确定

针对目前国内外先进压水堆棒束临界热流密度(CHF)经验关系式普遍存在数学形式复杂、自变量系数众多且缺乏物理意义的共性问题,以美国电力研究院(EPRI)棒束CHF数据库中遴选的485个5×5压水堆棒束CHF数据点为基础,基于逐步回归分析开发了一套新型无量纲棒束CHF关系式。考虑了导向管冷壁效应与轴向非均匀加热效应后,实测CHF与预测CHF之比M/P的平均值为0.998,均方根偏差为0.0546,标准差为0.0546,基于分组法确定了关系式的95/95偏离泡核沸腾比(DNBR)限值为1.16。

交混因子对CHF关系式开发及安全裕量影响研究

采用最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)点法开发了与子通道分析程序FLICA-ⅢF匹配的临界热流密度(CHF)关系式,利用Owen准则确定了其DNBR限值并进行统计评估。在掌握了一套完整的CHF关系式开发方法后,对比分析了不同交混因子其对应关系式的预测效果、DNBR限值以及实际最大功率。结果表明:基于实验获得的精确交混因子开发的CHF关系式具有更高的精确度与经济性。因此考虑格架交混效应的精细化子通道的工作是有价值和意义的。

基于最小DNBR点法和BO点法的棒束CHF预测研究

分别采用最小偏离泡核沸腾比(DNBR)点法和烧毁(BO)点法开发了与子通道分析程序ATHAS匹配的临界热流密度(CHF)关系式—ACC (ATHAS CHF CORRELATION)关系式,对比分析了这2种方法的数据分布和预测率,并分别利用Owen准则确定了其DNBR限值,结果表明:相比于最小DNBR点法,BO点法基于真实的CHF发生位置的数据,具有相对的保守性和较高的预测率。

AP1000全失流事故DNBR计算分析

AP1000反应堆冷却剂强迫流动全部丧失事故(简称全失流事故)可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)。使用美国核安全管制委员会(NRC)的TRACE程序和法国子通道分析程序FLICAⅢ-F,对AP1000电厂系统和堆芯进行建模,使用TRACE程序给出的全失流事故瞬态参数作为FLICAⅢ-F程序的输入条件,进行全失流事故DNB分析。计算结果表明:在瞬态过程中,堆芯内偏离泡核沸腾比(DNBR)数值始终高于安全分析限值,满足DNB设计基准。通过与安全分析报告中的计算数据进行对比,证明本文用TRACE和FLICAⅢ-F程序建立的DNB分析计算模型是合理的,能够用于AP1000电厂的工程设计。

CHF关系式开发与DNBR限值确定方法研究

对反应堆内临界热流密度(CHF)关系式开发中的关键问题(如冷壁效应、非均匀加热因子、数据统计处理等)进行研究,并以公开发表的CHF试验数据为基础,完成自主化CHF关系式初步拟合和关系式限值确定。在对计算结果进行详细统计分析的基础上,建立了一套严密的统计处理方法以确定CHF关系式DNBR限值。

WWER机组堆内仪表系统DNBR异常分析及对策研究

为分析国内某水冷却水慢化动力堆(WWER)机组在首次热试升功率期间出现堆内仪表系统(ICIS)上、下层软件指示的偏离泡核沸腾比(DNBR)不一致的原因,通过研究WWER机组热工水力设计和事故分析程序采用的临界热流密度(CHF)关系式,并采用WWER机组事故分析程序DINAMIKA-97模拟50%、75%和90%功率平台工况,计算其DNBR并与热工水力测量试验的测量值进行比较,判断差异产生原因为ICIS上、下层软件采用了不同的CHF关系式;对100%功率平台的DNBR进行预测,与后续下层软件热工水力测量试验测量值符合得良好,进一步证实了以上判断。因此,建议对ICIS上、下层软件采用的CHF关系式进行修改,统一采用保守的CHF关系式,以取得保守的DNBR。

呼中林区火烧迹地遥感提取及林火烈度的空间分析

【目的】利用Landsat TM影像,采用遥感指数构建决策树分类模型,提出一种识别火烧迹地面积与林火烈度分析的新方法,并结合坡度、坡向、海拔等地形因子对过火区域火烈度的空间分布进行科学系统的分析研究,为大兴安岭地区森林防火和林火管理提供一定的理论依据和数据支持。【方法】以大兴安岭地区呼中林区为研究区,以2010年9月火后TM影像以及2007年9月火前TM影像为基础数据,以DEM影像、林相图为辅助数据,利用NDVI、NDSWIR、MNDWI和dNBR等遥感指数构建决策树分类模型,对呼中林区2010年10场火烧迹地进行识别,根据dNBR阈值法将过火区域火烈度分为4级,并利用Arcgis软件将火烈度图分别与坡度、坡向、海拔图叠加分析。【结果】利用决策树分类模型所提取火烧迹地面积的分类总体精度和Kappa系数分别为97.97%和0.943 2,与平行六面体法和ISODATA法的分类的精度相比分别提高了7.56%和17.32%,Kappa系数也相应提高。决策树模型提取火烧迹地的制图精度和用户精度分别为97.51%和97.54%,而平行六面体分类法分别为90.43%和96.52%,ISODATA法分别为94.35%和95.68%。利用dNBR阈值法将已提取的过火区林火烈度分为:未过火、轻度火烧、中度火烧、重度火烧4个级别,其中中度火烧和重度火烧分别占总过火面积的46.6%和33.2%。叠加分析后,海拔在1 000~1 500 m的地区过火面积共4 177 hm^2,占总过火面积的64.4%。Ⅲ级坡(6°~15°)过火面积最大,占总过火面积的45.9%。南坡过火面积最大,为1 391 hm^2,约占总过火面积的21.4%。【结论】本文所使用的决策树分类模型能够准确地识别过火区域,在精度上相较平行六面体法与ISODATA法有显著提高,且过火面积也更接近目视解译判读所得到的过火面积,精度均达到82%以上。dNBR阈值法可将过火区域火烈度分为4个等级,结果表明过火区域中度火烧和重度火烧占总过火面积的比重较大,林火烈度与海拔、坡度、坡向之间存在一定相关关系。