基于SOS-LSTM的核电站隐蔽攻击方法研究

针对实现隐蔽攻击需要获取攻击目标高精度估计模型的问题,提出一种基于共生生物搜索算法优化长短期记忆神经网络(SOS-LSTM)的隐蔽攻击方法。首先,将攻击目标的反馈控制器输出和输入信号作为长短期记忆神经网络的数据集,通过训练得到受攻击区域的估计模型,再利用估计模型设计隐蔽攻击器向受攻击对象施加攻击信号。此外,使用SOS算法优化LSTM的网络参数来提升隐蔽攻击器的性能。对核电站一回路控制系统进行隐蔽攻击的仿真实验结果表明,该攻击方法在对目标控制系统输出信号实现预先设定攻击行为的同时具有较高隐蔽性。

大气边界层参数化方案在核电厂址扩散参数计算中的应用研究

在核电厂环境污染影响评价、环境质量管理、应急等工作中,需对核电厂排放的放射性污染物在大气中迁移扩散特征进行评价,而扩散参数是核电厂环评、设计、应急相关评价软件中重要的参数。由边界层参数化方案计算扩散参数的方法应用较为普遍,文章对两种常用大气边界层参数化方案在核电厂址扩散参数计算中的效果进行了讨论。与核电厂址湍流观测数据的比较显示:Mellor-Yamada 2层方案模拟结果具有较好的相关性,但方差更大;Hanna方案模拟结果相关性相对较弱,但其方差也较小,在应用中可根据两种方案各自的特点选用具体的扩散参数计算方案。

数字化核电厂主控室软操作任务分析

核电厂数字化后,操纵员在计算机界面进行监视、评估与操纵,需要进行大量软操作。为全面了解数字化核电厂主控室软操作任务特征,基于操纵员任务类型以及NUREG/CR-6690,确定操纵员软操作类型。然后以某核电厂丧失给水事件复训为例,分析其反应堆操纵员(RO)和汽轮机操纵员(TO)的软操作特征。实例分析结果表明:TO软操作、界面管理任务和主任务次数大于RO;操纵员界面管理任务次数大于主任务次数;操纵员软操作工作负荷与任务有关,且不同工况下操纵员工作负荷存在差异;操纵员界面管理任务中,导航和查询/质问占比最大。

纸质规程下数字化核电厂界面管理任务研究

为全面了解纸质规程下数字化核电厂界面管理任务特征,首先,基于NUREG/CR-6690以及操纵员在计算机屏幕上的点击行为,确定5类12条界面管理任务;然后,以某核电厂某班组复训过程操纵员监视与操纵行为为研究对象,利用INTERACT软件对反应堆操纵员(RO)和汽轮机操纵员(TO)的界面管理任务和主任务进行统计与分析。实例分析结果表明:RO和TO界面管理任务均多于主任务,分别占各自总任务的69.3%和82.3%;正常运行工况下,RO与TO界面管理任务占比均超75%,事故运行工况下,TO界面管理任务占比均超81%;RO与TO相比需要执行更多的界面管理任务;RO和TO画面调整和配置次数较少,导航和查询/质问次数最多;在事故运行工况下,TO较多采用自动化执行监视、评估和操纵任务。

压水堆核电机组一回路腐蚀产物样品前处理及测量方法研究

本研究通过实验室方法探测和现场检测验证进行压水堆核电机组一回路腐蚀产物样品前处理及测量方法研究,方法研究过程中考察样品前处理和测量方法两个维度对测量结果的影响。其中,方法研究过程分别考查样品前处理加酸种类(分别为硝酸和王水)和加酸后静置时间(分别静置1 h、4 h、24 h)对测量结果精密度、准确度和检出限的影响。综合火焰原子吸收光谱法、石墨炉原子吸收光谱法、电感耦合等离子体发射光谱法、电感耦合等离子体质谱法和离子色谱法这几种检测方法的检出限、适用测试样品性质及国内核电厂仪器资源配置,本文选择电感耦合等离子体发射光谱法作为样品检测方法,并用石墨炉原子吸收光谱法辅助验证。结果表明一回路腐蚀产物样品前处理过程采用硝酸酸化,加酸量控制在1%,加酸后24 h内完成测量,采用电感耦合等离子体发射光谱法(ICP-OES)作为样品检测方法,是一种检出限低(检出限低于1μg/kg)、精密度高(相对标准偏差值介于6.54%~14.07%)和准确度高(加标回收率在99.2%~104.4%)的测量方法。

CPR1000核电厂工业供汽的反应堆和供汽回路协同控制研究

工业供汽是核能综合利用的一种主要方式,反应堆与供汽回路的协同控制是核电厂实现工业供汽的关键。本文提出了一种协同控制方案:优化反应堆控制系统(RRC)堆机接口信号的匹配程度,制定供汽回路的控制策略。通过系统程序的数值模拟与计算分析,结果表明:使用合理的反应堆控制系统堆机接口方案和供汽回路控制策略,反应堆控制系统能够应对运行瞬态,核电厂能够保持安全稳定运行。

核电厂一回路计算机压力控制系统的研发与应用

核电机组一回路是核电厂的第二道安全屏障,其可靠性和严密性对于核电安全至关重要。我国几乎所有核电机组进行一回路承压能力和密封测试的压力控制均为手动操作,控制精度低、劳动强度大、压力读数误差大,存在很大的人因失效风险。针对该问题,研发了一套计算机控制系统来实现水压试验的自动控制,阐述了该计算机控制系统软、硬件系统设计和实现方案,并介绍了人机交互界面的功能要素和实现形式。结果表明,该系统能很好地完成一回路水压试验过程的自动控制任务。

Mid—loop工况主管道液位分析

在压水堆核电站反应堆换料停堆和设备维修期间，主管道会疏水至Mid—loop（半充水）运行工况。此时液位太低将会引起余热排出泵因吸入空气而失效，而丧失余热排出事故将会导致堆芯裸露，以及随后燃料包壳的损坏，严重时甚至造成放射性裂变产物向外界环境释放。本文应用基于有限体积法的CFD软件FLUENT对Mid—loop工况进行冷态模拟，确定不出现冷却丧失的主管道低液位限值，为设计和运行提供依据。计算结果表明当反应堆冷却剂管道液位低于360mm时，就会出现吸空，造成余热排出泵失效。计算结果需进行试验验证，以应用于工程实践。

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

[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。

溶解氧含量对国产化锻造主管道316LN不锈钢环境促进疲劳寿命的影响

在模拟核电厂一回路高温高压水环境中,对国产化锻造主管道用316LN不锈钢开展了疲劳试验,分析了应变速率和溶解氧(DO)含量对不锈钢环境促进疲劳(EAF)寿命的影响。结果表明:在不同DO含量下,试样EAF断口均呈典型的多裂纹源疲劳开裂特征,疲劳辉纹明显;断口上覆盖的腐蚀产物主要为富Fe、Cr、Ni的尖晶石氧化物,随着DO含量的增加,氧化物颗粒数量增加、尺寸变大;在不同DO含量下EAF寿命偏差不超过30%,无明显统计差别;结合不同的统计模型可知,在低应变速率(0.1×10^(-4)~0.1×10^(-3) s^(-1))下DO含量对316LN不锈钢EAF寿命的影响才会比较明显;在建立较为精确的统计模型时,需要细分应变速率范围,并考虑DO含量的影响。

反应堆一回路振动噪声监测系统的设计与实现

参考核电厂振动噪声的相关国际标准DIN-25475,结合目前我国运行核电厂的实际安全需求,开展一回路振动噪声监测系统的设计与研制。通过分析反应堆系统内的激励源和影响,获得监测对象,并明确研究目的。通过开展一回路压力容器绝对位移、主泵与主管道相对位移、一回路冷却剂压力脉动监测技术研究,实现了相关硬件的研制与软件的设计和开发。利用误差传递分析与试验验证相结合的方式,对系统的压力脉动、绝对位移和相对位移测量单元性能进行了测试。试验结果表明,通道测量误差均小于10%,满足核电厂应用要求,弥补了我国相关技术短板,为系统的国产化应用奠定了基础。该项技术的应用将为反应堆关键设备的状态监测及健康管理提供数据支持和技术积淀,有效促进设备健康监测的智能化、集成化。

核电站一回路退役技术研究

核电站一回路系统受到运行期间沉积的腐蚀产物的影响,造成放射性水平较高,但其主要为表面污染,采用化学去污方法可取得较好的效果。在核电站退役时,提前开展一回路去污工作,有助于后续退役操作。本文通过对国外核电站退役中一回路去污所采用的技术、实际案例进行介绍,对比了两种常用技术,并对我国将来核电站退役时一回路全系统去污提出了推荐的方法和建议。

压水堆核电站一回路冷却剂系统可靠性分析

压水堆核电站一回路冷却剂系统运行中存在主泵、稳压器等设备随时间失效的情况,继而会带来系统稳定性问题.根据一回路冷却剂运行特点,针对一回路主泵、稳压器、蒸汽发生器和阀门等设备,开展压水堆核电站一回路冷却剂系统可靠性研究,利用适合处理时间相关性的GO-FLOW法建立冷却剂系统的模型,对压水堆核电站一回路冷却剂系统进行可靠性分析.分析结果对于压水堆核电站一回路冷却剂系统的可靠运行提供了研究基础,对核电站安全运行具有一定的指导意义.

核电DCS边界网络安全隔离解决方案研究

结合核电DCS网络安全防护架构,通过研究基于逻辑隔离、物理隔离等隔离技术的边界隔离解决方案,在核电DCS与外部网络之间实现不同区域边界的有效隔离,从而建立安全边界,保护DCS免受外部网络攻击和入侵的威胁,确保核电厂安全稳定运行。解决方案已在多个核电基地得到良好应用,可为核电其他工控系统以及核电以外的其他高安全领域网络安全边界隔离提供借鉴及经验。

乙醇胺汽液分配系数及高温分解特性的试验研究

中国第三代核电选定乙醇胺(ETA)作为二回路碱化剂,但目前有关ETA汽液分配系数、高温分解特性研究不够全面,难以满足各种参数核电站的应用需求。采用高压釜模拟核电站二回路的工作压力与温度,采用特制取样装置得到了试验中汽、液两相样品,利用离子色谱、总有机碳(TOC)分析等手段研究了汽、液两相样品在不同温度下相对挥发度、热分解率及TOC含量;同时提出汽相总碱与液相总碱浓度比计算公式,用以评价汽液两相碱化剂的分布状况。研究结果表明:ETA汽液分配系数低,有利于提高二回路系统液相的p H值。在无氧条件下ETA的热稳定性好,即使300℃下热分解率也不超过1.0%/h;但含氧会加速ETA分解,其分解产物中存在较高质量浓度的铵根和较低质量浓度的甲酸、乙酸和乙醇酸。所得试验数据可以作为核电站二回路水化学控制参考依据。

核电厂主设备在地震加失水事故下的结构反应分析研究

核电厂主设备是核电厂的关键设备。对反应堆堆内构件、控制棒驱动系统、燃料组件和蒸汽发生器传热管等设备进行地震加失水事故联合作用下详细的动力分析与评定,是核电厂设计规范和安全审查的要求。 上海核工程研究设计院在主设备的地震加失水事故下反应分析和试验研究的基础上,将主设备作为一个总体进行分析,从而形成一个完整的分析和评定系统。该研究成果已应用于秦山、PC两座核电厂的设计分析和安全评审中,对我国自主开展百万级先进压水堆核电厂主设备在地震加失水事故下的设计和安全分析具有良好的推广和应用前景。

核电厂主管道手工焊与自动焊工艺对比分析

以M310核电机组主管道Z3CN20-09M奥氏体不锈钢为试验对象,研究手工焊与脉冲TIG自动焊在焊接收缩量、焊接接头组织、力学性能等方面的差异。研究结果表明,脉冲TIG自动焊焊接收缩量较小,焊缝组织分布更均匀,晶粒尺寸更细小,焊缝的强度、塑韧性和抗变形能力更优异。

显微硬度法分析核电站主管道热老化趋势

使用显微维氏硬度计和冲击试验机研究了核电站主管道材料Z3CN20.09M在400℃加速热老化10 000h前后的力学性能变化。结果表明,热老化导致试验材料的冲击吸收能下降;构成试验材料的铁素体相的显微维氏硬度上升,奥氏体相的显微维氏硬度基本保持不变。通过研究材料组织特征,剖析显微硬度与冲击韧性的关系,探索将显微硬度测试方法作为核电站主管道材料热老化趋势预测方法的可能性。

核电厂主管道材料低周疲劳寿命预测方法评价

采用总应变控制方法,对压水堆核电厂主管道国产材料Z3CN20.09M进行了室温与350℃温度下的低周疲劳试验研究,获得了材料的疲劳寿命演化规律。采用Manson-Coffin方程、单拉估算模型、拉伸滞后能寿命模型和三参数幂函数公式对该材料的低周疲劳数据进行了拟合。通过寿命预测结果比较发现,除单拉估算模型外,其他几种模型对350℃高温下疲劳寿命的预测结果分散性明显高于室温疲劳。在众多模型之中,单拉估算模型拟合效果较差且预测寿命偏于非保守,而室温下拉伸滞后能法预测精度相对较高,350℃下则采用三参数幂函数法获得的预测效果更好。

反应堆一回路装置的容积优化设计

在核动力装置的方案设计中,应用最优化设计理论,以一回路装置的容积作为性能评价指标,建立一回路系统中主要设备的容积评价模型;在对影响一回路主要设备容积的总体热工参数及设备结构参数进行敏感性分析的基础上,应用自主开发的改进复合形算法对核动力装置设计参数进行寻优,在满足功率要求和安全准则的前提下,获得使反应堆一回路装置容积最小的优化设计方案。与原始设计方案相比,优化设计方案的容积减少13.15%。