一个开放的时间序列模拟数据集，涵盖核电站的各种事故gydF4y2Ba

核能是人类历史上的一项伟大发现。自19世纪末人类发现核辐射以来，经过100多年的发展，核能已与人们的生活和工作息息相关gydF4y2Ba^1gydF4y2Ba．核电是人类利用核能促进经济发展、造福社会的主要形式之一。自20世纪50年代末，前苏联建立了第一个商业核电站(NPP)gydF4y2Ba^2gydF4y2Ba目前，全球已有450多台核电机组投入运行gydF4y2Ba^3.gydF4y2Ba．在此期间，在60多年的时间里，核电技术经历了迭代升级:从第一代原型反应堆到第二代商用反应堆，再到第三代先进的大功率核反应堆。此外，目前正在探索和试验比上述系统更安全、更经济的第四代核电系统gydF4y2Ba^4gydF4y2Ba．在当前全球工业智能化浪潮下，许多国家都开展了核电与人工智能技术融合的研究，特别是通过开发数字仪表与控制(I&C)系统，可以收集大量运行数据gydF4y2Ba^5gydF4y2Ba．然而，如此大的数据量的价值还没有被充分挖掘，智能核电仍然是一项未来有待开发的技术。gydF4y2Ba

历史上发生的前三次重大核事故的经验表明，仅依靠核电站操作人员进行事故早期诊断，会因人为失误造成严重后果gydF4y2Ba^6gydF4y2Ba．人工智能(AI)是指通过计算模型来表达类似人类智能的技术gydF4y2Ba^7gydF4y2Ba．人工智能系统可以管理复杂情况并有效处理多源信息，使其适用于快速准确诊断核电站事故的任务。因此，开发基于人工智能的核电站事故诊断技术已成为众多研究的热点。典型的AI应用，比如人脸识别gydF4y2Ba^8gydF4y2Ba还有自动驾驶gydF4y2Ba^9gydF4y2Ba，通过训练核算法(即人工神经网络gydF4y2Ba^10gydF4y2Ba，支持向量机gydF4y2Ba^11gydF4y2Ba，决策树gydF4y2Ba^12gydF4y2Ba)借助高性能计算处理海量数据。算法、数据和计算是人工智能的三大核心要素。其中，数据集的使用一直是直接影响AI模型在现实场景中最终性能的根本因素。高质量的数据集可以是验证或构建更好算法的良好起点。但是对于核电站来说，由于实际事故很少发生，所以很难获得真实的事故数据。此外，核电站的高安全要求使得从商业核电站实验获取数据变得不切实际。因此，核电站模拟器经常被用来获取大量的数据。gydF4y2Ba

核电厂仿真是一种利用数学和理论模型模拟系统特性的技术，已成为核电厂设计和表征的重要工具。据我们所知，目前还没有核电站事故诊断的开放数据集。大多数研究使用非开放的核电站模拟器来构建数据集，然后训练诊断模型来验证新算法的性能。比如，姚明gydF4y2Ba等gydF4y2Ba．利用RELAP5-HD模拟器获得了5个核电站事故数据，并比较了5种人工智能算法在核电站事故诊断中的性能gydF4y2Ba^13gydF4y2Ba．气gydF4y2Ba等gydF4y2Ba．利用三环压水堆模拟器验证了知识和数据驱动的混合人工智能算法gydF4y2Ba^14gydF4y2Ba．王gydF4y2Ba等gydF4y2Ba．利用压水堆(PWR)在线模拟器获取了7种类型的核电站事故数据，验证了混合AI算法的事故诊断性能gydF4y2Ba^15gydF4y2Ba．李gydF4y2Ba等gydF4y2Ba．利用另一种模拟器(3KEYMASTER)获取了十种类型的核电站事故数据，验证了卷积神经网络用于核电站事故诊断的可行性gydF4y2Ba^16gydF4y2Ba．杨gydF4y2Ba等gydF4y2Ba．研究了基于计算流体动力学(CFD)数据的各种人工智能算法对反应堆暂态分析的能力gydF4y2Ba^{17gydF4y2Ba，gydF4y2Ba18gydF4y2Ba，gydF4y2Ba19gydF4y2Ba}．此外,王gydF4y2Ba等gydF4y2Ba．开发了一个名为核蒸汽供应系统的模拟器，验证了长短期记忆神经网络在小型压水堆事故诊断方面的可行性gydF4y2Ba^20.gydF4y2Ba．综上所述，以往的研究通常基于私有数据集来开发和优化事故诊断算法。然而，非开放数据集存在几个问题。首先，由于缺乏通用的基准数据集，很难比较不同算法的性能。其次，在一些研究中使用的模拟器的数据质量可能没有得到足够的可靠性验证。第三，一些研究中构建的数据集大多不能全面覆盖事故类型。此外，研究人员在开发和优化算法时构建自己的数据集是一项重复的工作。gydF4y2Ba

为了解决上述问题，我们建立了一个开放数据集，核电站事故数据(NPPAD)，其中包含了涵盖核电站可能发生的各种事故的大量数据，以帮助开发和优化人工智能算法和其他应用程序。该数据集是基于核电站模拟软件PCTRAN构建的，PCTRAN是几乎所有类型核反应堆使用最广泛的桌面模拟器之一。PCTRAN是专门为不同类型的轻水装置设计的，如PWRgydF4y2Ba^21gydF4y2Ba沸水反应堆gydF4y2Ba^22gydF4y2Ba．自1998年起，该模型被国际原子能机构(IAEA)年度高级核电站模拟研讨会用作样本模型gydF4y2Ba^23gydF4y2Ba．基于pctran的工厂专用模型已在世界各地的核电站和机构中安装，用于培训、分析、概率安全评估和应急演习的实际应用。gydF4y2Ba

在本研究中，构建了压水堆核电厂最常见事故的开放数据集。构建的数据集可以被多个域使用。例如，人工智能专家可以了解核电站领域数据集，以开发适应的算法，而核电专家可以将其作为基准数据集，比较各种算法在核电站事故诊断中的性能。值得注意的是，在新兴的研究领域，龚gydF4y2Ba等gydF4y2Ba．提出了一种适用于核反应堆运行的数字孪生技术，同时也提出了对核电站事故数据集的迫切需求gydF4y2Ba^{24gydF4y2Ba，gydF4y2Ba25gydF4y2Ba，gydF4y2Ba26gydF4y2Ba}．gydF4y2Ba

在本文的其余部分，我们介绍了主要的NPP结构，PCTRAN的理论模型，用于生成所提议的数据集的方法，数据记录结构，以及技术验证的多个方面。gydF4y2Ba

在本节中，我们将描述用于创建NPPAD的方法gydF4y2Ba^27gydF4y2Ba，以及核电站的介绍、PCTRAN的理论模型，以及处理流程的概述。gydF4y2Ba

核电站的描述gydF4y2Ba

目前正在运行的核电站有多种反应堆类型，包括压水堆、沸水堆和快堆，其中三分之二是压水堆。因此，本研究构建的数据集是基于PCTRAN的。如图所示。gydF4y2Ba1gydF4y2Ba在美国，核电站的整体结构由三个主要回路组成。第一个回路是核反应堆回路，由反应堆压力容器、增压器、主泵、蒸汽发生器(第一个回路侧)和其他部件组成，所有这些部件都位于安全壳内。第二个回路由蒸汽发生器、冷凝水泵、涡轮机、蒸汽冷凝器和其他部件组成。第三个回路由辅助系统设备组成，包括发电机、冷却塔和其他辅助设备。第一个回路中的水被核裂变产生的热量加热，然后转移到蒸汽发生器中，在第二个回路中变成蒸汽。产生的蒸汽使涡轮机旋转，然后冷凝成水，水被泵送回加热，然后再次变成蒸汽。涡轮机驱动发电机，发电机发电。gydF4y2Ba

PCTRAN的理论模型gydF4y2Ba

PCTRAN是一种基于个人计算机操作的反应堆瞬态和事故模拟软件，它具有符合微软Windows环境规范的图形用户界面(GUI)。数据输入和输出均为MS Office的Access数据库格式(MDB格式)。PCTRAN提供了两个控制接口:主控制接口(图;gydF4y2Ba2gydF4y2Ba)和辐射剂量模拟界面(图;gydF4y2Ba3.gydF4y2Ba)．在主控制界面中，用户可以控制各种类型的泵、阀门、控制棒和其他设备，还可以可视化压力、温度、流量和其他运行条件的实时变化数据。PCTRAN在辐射剂量模拟界面中实时显示各区域的辐射剂量值和累积值的变化。gydF4y2Ba

PCTRAN由几个关键的模拟模块组成，包括一个反应堆动力学模块、一个反应堆冷却剂系统模块和一个蒸汽发生器模块。下面简要介绍每个模块的理论模型。gydF4y2Ba

反应堆动力学模块gydF4y2Ba

该模块通过描述中子密度和相关数量在瞬态过程中的变化来模拟核反应堆堆芯。它包括中子动力学gydF4y2Ba^28gydF4y2Ba，燃料动力学gydF4y2Ba^29gydF4y2Ba、蒸汽发生器动力学gydF4y2Ba^30.gydF4y2Ba，以及相关的反馈模型。如式所示。gydF4y2Ba1gydF4y2Ba而且gydF4y2Ba2gydF4y2Ba在美国，PCTRAN采用了一套经典的慢发射中子点反应堆模型gydF4y2Ba^31gydF4y2Ba．gydF4y2Ba

在哪里gydF4y2BangydF4y2Ba是中子密度，gydF4y2BaρgydF4y2Ba反应性，gydF4y2BaβgydF4y2Ba是延迟中子分数，gydF4y2BatgydF4y2Ba是中子寿命，gydF4y2BaλgydF4y2Ba衰变是常数吗gydF4y2BacgydF4y2Ba是前驱体浓度。gydF4y2Ba

反应堆冷却剂系统模块gydF4y2Ba

该模块模拟了反应堆冷却剂系统和核反应堆回路的增压器，基本数学模型基于质量和能量平衡第一原理，从而保证了模拟的可信度和真实性。如图所示。gydF4y2Ba4gydF4y2Ba，引入了将饱和两相流体(a)与过冷液体(B)隔开的流体边界。饱和两相流是增压器内的流体，而过冷流体是反应堆冷却剂系统的其余流体。在瞬态工作时，允许边界上下移动。上部两相流体的总体积gydF4y2BaVgydF4y2Ba_2gydF4y2Ba由一个蒸汽空间组成，它占据了一小部分gydF4y2BaαgydF4y2Ba的gydF4y2BaVgydF4y2Ba_2gydF4y2Ba一个饱和的流体空间。下段过冷流体的总体积为gydF4y2BaVgydF4y2Ba_1gydF4y2Ba．A和B液体是分开处理的。gydF4y2Ba

首先是饱和两相流体(A)模型gydF4y2Ba^32gydF4y2Ba．液体和蒸汽的比焓和体积表示为gydF4y2BahgydF4y2Ba_fgydF4y2Ba，gydF4y2BahgydF4y2Ba_ggydF4y2Ba而且gydF4y2BavgydF4y2Ba_fgydF4y2Ba，gydF4y2BavgydF4y2Ba_ggydF4y2Ba,分别。质量gydF4y2BaxgydF4y2Ba和平均混合焓gydF4y2BahgydF4y2Ba_米gydF4y2Ba是由下面的方程联系起来的gydF4y2Ba^33gydF4y2Ba：gydF4y2Ba

流出两相体积的流量用流量表示gydF4y2BaWgydF4y2Ba_22gydF4y2Ba和焓gydF4y2BahgydF4y2Ba_22gydF4y2Ba．gydF4y2BaWgydF4y2Ba_12gydF4y2Ba而且gydF4y2BahgydF4y2Ba_12gydF4y2Ba在无花果。gydF4y2Ba4gydF4y2Ba相应的表示了互连流程。然后，根据质量守恒，gydF4y2Ba

根据能量守恒原理，核核心热量就是在这个体积中产生的。gydF4y2Ba

在哪里gydF4y2BaUgydF4y2Ba为该体积内的总内能，表达式如下:gydF4y2Ba

在哪里gydF4y2Ba米gydF4y2Ba_2gydF4y2Ba是总质量，gydF4y2BaPgydF4y2Ba系统压力和gydF4y2BavgydF4y2Ba_米gydF4y2Ba是平均比体积。gydF4y2Ba

根据系统状态方程，gydF4y2Ba

方程组的解可以通过最终组合上述方程得到。gydF4y2Ba

二是过冷流体(B)模型gydF4y2Ba^34gydF4y2Ba．假设应急堆芯冷却系统(ECCS)的喷射流是该区域唯一的流动，且失稳事故的断流gydF4y2BaWgydF4y2Ba_LRgydF4y2Ba是过冷区净损失、质量守恒和能量平衡方程的结果吗gydF4y2Ba

在哪里gydF4y2BahgydF4y2Ba_sgydF4y2Ba，是过冷液体的比焓，是系统压力的函数gydF4y2BaPgydF4y2Ba和液体温度gydF4y2BaTgydF4y2Ba．同样地，过冷流体的状态方程表示为:gydF4y2Ba

根据质量守恒，gydF4y2Ba

最终将上述方程组合得到方程组的解。gydF4y2Ba

蒸汽发生器模块gydF4y2Ba

该模块包括热流传递模型、水位动态控制模型和压力模型、蒸汽阀控制模型gydF4y2Ba^35gydF4y2Ba．水位动态控制模型基于质量和能量守恒原理。根据给水流量，蒸汽流量保持动态稳定的水位。热通量传递模型，即第二环与第一环的换热方程为:gydF4y2Ba

在哪里gydF4y2BaugydF4y2Ba_wgydF4y2Ba为传热系数，gydF4y2BaTgydF4y2Ba_avggydF4y2Ba是反应堆主冷却剂的平均温度，gydF4y2BaTgydF4y2Ba_sggydF4y2Ba蒸汽发生器的二次饱和温度，和gydF4y2Ba一个gydF4y2Ba_wgydF4y2Ba是湿管的表面积。gydF4y2Ba

除了上述核心模块外，PCTRAN还包括一个核燃料模型、一个安全壳模型和一个辐射剂量模块gydF4y2Ba^36gydF4y2Ba其辐射剂量泄漏计算模块是PCTRAN特有的功能。gydF4y2Ba

工作流程概述gydF4y2Ba

在这项工作中，PCTRAN被用于产生核电站的事故数据。然而，模拟每个事故通常需要在各个步骤进行手动键/鼠标操作，例如初始化操作条件、选择事故类型、设置事故参数和结束事故模拟。其中，每次事故都是在核电站全功率运行的20s时刻插入，数据采样的时间步长为10 s，每次事故的平均模拟时间为~4000 s。在处理大量的事故场景时，复杂的人工操作变得非常繁琐和低效。在这项工作中，我们尝试开发脚本来自动化该过程，并操作PCTRAN以快速轻松地生成大量事故数据。使用自动化脚本，总共模拟了1217个样本(正常和异常操作条件)来生成整个数据集，在普通台式计算机上操作总共花费了1350多个小时。这些操作几乎不可能使用手动键/鼠标操作来执行。gydF4y2Ba

脚本中实现的生成核电站事故数据集的整体工作流如图所示。gydF4y2Ba5gydF4y2Ba．首先，PCTRAN软件是由一个自动化脚本启动的，它取代了手动的键/鼠标操作。一旦软件启动，核电站(100%功率运行)初始化。然后选择不同的操作条件。如果处理正常的运行条件，模拟器运行选定的时间以获得数据输出。对于异常工况(即事故)，如图。gydF4y2Ba6gydF4y2Ba，配置各种参数，包括事故类型、事故参数、模拟时间。然后输出仿真数据。表格gydF4y2Ba1gydF4y2Ba列出本工作中涉及的事故，其中几乎所有可能的核事故都是模拟的。这些事故中的每一个都有可能导致堆芯损坏，而它们最终是否会导致堆芯损坏取决于核电站事故缓解系统的成功响应。本工作中的数据集不包括缓解系统故障叠加在核电厂事故上的案例，因为这种叠加案例太多，无法涵盖。通过配置一组输入参数来执行事故模拟的详细过程如框1所示。如果一个事故涉及不同的严重级别，例如第一个循环中断的大小，则将其定义为“严重类型”，需要将其设置为严重性参数。最后，我们获得了数据集gydF4y2BaNPPAD.rargydF4y2Ba有正常和异常情况。gydF4y2Ba

数据集可在Figshare上获得gydF4y2Ba^27gydF4y2Ba．方框2说明了NPPAD中数据记录的一般结构，其中事故存储在单独的目录中。数据集的初始版本包含18种类型的操作条件，这些条件在三环压水反应堆NPP的全功率运行下是可能的。每个操作条件示例包含三个文件:两个为MDB格式，另一个为纯文本格式。MDB文件可以直接使用Microsoft Access打开。例如，如方框3所示gydF4y2Ba1. mdb（PlotData)表示状态参数以100 cm为1%的时间序列gydF4y2Ba^2gydF4y2BaLOCA中断。此外,gydF4y2BaPlotDatagydF4y2Ba类中的子表gydF4y2Ba1. mdbgydF4y2Ba文件。如方框6所示，另一个有用的子表是gydF4y2BaListPlotVariablesgydF4y2Ba中的缩写所对应的参数gydF4y2BaPlotDatagydF4y2Ba．如方框4所示，gydF4y2Ba1 dose.mdbgydF4y2Ba表示核电站中放射性核素的时间序列。除了MDB格式外，我们还在文件夹中提供了CSV格式gydF4y2BaOperation_csv_datagydF4y2Ba而且gydF4y2BaDose_csv_datagydF4y2Ba．如方框5所示，gydF4y2Ba1瞬态Report.txtgydF4y2Ba描述每次事故在模拟时间内核电站各子系统的动作，帮助用户了解核电站状态的变化。在其他操作条件下(例如:gydF4y2Ba1. mdbgydF4y2Ba，gydF4y2Ba2. mdbgydF4y2Ba)对应事故的严重程度，具体含义可由表格的“严重性”一栏确定gydF4y2Ba1gydF4y2Ba．上述数据集也存储在GitHub网站(gydF4y2Bahttps://github.com/thu-inet/NuclearPowerPlantAccidentDatagydF4y2Ba)．gydF4y2Ba

自1985年推出以来，PCTRAN一直在不断升级和扩展。当前软件的范围涵盖了多种类型的压水堆和沸水堆电站设计，包括第二代和第三代电站。PCTRAN模型通常都经过了详细的基准测试和验证。例如，在国际原子能机构(IAEA)的手册gydF4y2Ba^37gydF4y2Ba， PCTRAN用于模拟1979年3月28日凌晨4时发生的三里岛核事故，当时反应堆以97%的功率运行。事故的发生是由于二次冷却回路的一个相对较小的故障，导致一次冷却剂的温度升高。然后，反应堆自动关闭，大约需要一秒钟。在这一点上，安全阀没有关闭;然而，仪器并没有揭示这一事实。随后，大量的主冷却剂被排出，这样反应堆堆芯中的残余衰变热就不会被清除。因此，堆芯严重受损。TMI事故模拟分析长达6000秒，其中关键参数的变化，如蒸汽发生器的水位，反应堆冷却剂的温度和压力，以及燃料温度，都被准确地呈现出来。gydF4y2Ba

在本节中，进行了两个模拟，以证明PCTRAN模拟软件在核电站运行方面的准确性和可靠性。第一个模拟涉及模拟福岛核事故的演变，并将模拟结果与实测结果(事故报告数据)进行比较。第二次仿真模拟了两种核电站运行工况(甩负荷和大型LOCA)，并对模拟结果是否符合预期的物理现象进行了分析。gydF4y2Ba

使用福岛核事故进行验证gydF4y2Ba

PCTRAN模拟针对福岛第一核电站1号机组的事故进展进行了验证，如表所示gydF4y2Ba2gydF4y2Ba^{38gydF4y2Ba，gydF4y2Ba39gydF4y2Ba}．由于海啸的影响，1号机组的冷却能力全部丧失，在地震发生后的3、4小时内就陷入了严重的状况。直到第二天早上(3月12日)，东京电力公司(TEPCO)才可以向RPV注入水。3月12日14时30分，主安全壳(PCV)排气。之后，发生了氢气爆炸。gydF4y2Ba

事故模拟是使用PCTRAN进行的，假定边界条件从地震和海啸引起的场外电力损失开始，然后是超压密封装置的排气和随后的海水注入gydF4y2Ba^40gydF4y2Ba．结果如图所示。gydF4y2Ba7gydF4y2Ba- - - - - -gydF4y2Ba9gydF4y2Ba．数字gydF4y2Ba7gydF4y2Ba为反应堆水位变化，图。gydF4y2Ba8gydF4y2Ba，gydF4y2Ba9gydF4y2Ba显示反应堆压力容器(RPV)和主安全壳(PCV)的压力变化。真实的事故过程在图中标注。gydF4y2Ba7gydF4y2Ba- - - - - -gydF4y2Ba9gydF4y2Ba．可以注意到，由于事故对显示器的损坏，只能使用有限的测量gydF4y2Ba^41gydF4y2Ba．在本研究中，为了方便起见，我们将事故过程分为四个区间，并将每个区间的模拟结果与实测数据进行比较。gydF4y2Ba

从地震到海啸的到来gydF4y2Ba

由于地震导致的关闭，反应堆压力增加，两个隔离冷凝器(IC)系统自动启动。然后手动关闭两个IC系统，然后激活一个IC Subsystem-A。如图所示。gydF4y2Ba8gydF4y2Ba时，通过手动启动和关闭IC子系统a控制反应堆压力，使压力保持在一定水平。gydF4y2Ba

从海啸到来到反应堆水位下降gydF4y2Ba

所有的冷却能力，包括蒸汽驱动的冷却系统和电动泵，都因为失去了控制动力而失去了。反应堆内的水继续沸腾和蒸发，导致反应堆水位不断下降(图2)。gydF4y2Ba7gydF4y2Ba)．2011年3月11日大约16:42 - 17:00，由于部分直流电源临时恢复，反应堆水位可以测量一段时间。16:56时观察到，水位在燃料顶部(TOF) + 2,13 cm，尚未降至TOF。gydF4y2Ba

从反应堆水位下降到pcv压力升高gydF4y2Ba

3月11日20:07测得RPV压力为70 bar, 3月12日02:45测得RPV压力为9 bar(图。gydF4y2Ba8gydF4y2Ba)．3月11日~23:50测得PCV压力为6bar。gydF4y2Ba9gydF4y2Ba)．观察到，3月11日20:00后的某一时刻，RPV压力尽管下降，PCV压力却出现急剧上升，认为这是由于主蒸汽管道气体泄漏所致。gydF4y2Ba

从安全壳压力增加到安全壳排气操作gydF4y2Ba

3月11日~23:50,PCV压力为6 bar。然而，它随后增加并保持在7-8 bar附近，直到抑制室成功排气(图。gydF4y2Ba9gydF4y2Ba)．原因是熔化的燃料下降到反应堆容器的底部。然后进一步下降到PCV底部，从而进一步增加PCV压力。当熔化的燃料不能充分冷却时，PCV地板的混凝土被加热到熔点以上，堆芯-混凝土反应开始，产生不凝性气体，如氢气和一氧化碳，这对安全壳压力有显著影响。gydF4y2Ba

在所有区间内，仿真结果正确地反映了福岛第一核电站1号机组的控制逻辑和瞬态过程。对采用临时恢复供电方式获得的部分实测数据与仿真结果进行了比较。数据gydF4y2Ba7gydF4y2Ba- - - - - -gydF4y2Ba9gydF4y2Ba仿真结果与实测数据吻合良好。因此，所使用的PCTRAN数据的可靠性和质量得到了验证。gydF4y2Ba

使用两种操作条件进行验证gydF4y2Ba

选取两个具有代表性的核电站事故工况，对PCTRAN进行进一步的技术验证。gydF4y2Ba

正常运行，甩负荷gydF4y2Ba

汽轮机转速控制系统的故障或蒸汽管道阀门的错误关闭都可能引起负荷甩压，这种情况是核电站常见的事故之一。通过PCTRAN模拟，在20 s插入甩负荷事故后，堆芯功率和涡轮功率(负荷)的变化过程如图所示。gydF4y2Ba10gydF4y2Ba在这里，涡轮功率首次发生变化。然后，涡轮功率的降低导致第二环的热量不平衡，进而导致第一环的平均温度升高。如图所示。gydF4y2Ba10 bgydF4y2Ba时，温度的负反馈效应使堆芯功率开始下降。gydF4y2Ba

第一回路压力随着温度的升高而增大。然后，当喷雾系统和控制棒驱动系统开始工作时，两者都开始下降。如图所示。gydF4y2Ba11个gydF4y2Ba时，涡轮功率的下降也引起了第二回路的短暂压力升高。随着蒸汽通过大气旁通阀释放到外部，压力逐渐降低。如图所示。gydF4y2Ba11 bgydF4y2Ba时，由于蒸汽流量减少，蒸汽发生器(SG)水位暂时升高。之后，通过控制系统逐渐恢复正常。在此期间，振荡行为是由大气旁通阀的泄压引起的。gydF4y2Ba

上述仿真结果准确地展示了甩负荷事故的控制逻辑和暂态过程。gydF4y2Ba

大LOCA正常运行gydF4y2Ba

由于冷却剂管道破裂造成的冷却剂损失也是核电站中常见的事故之一。在全功率运转下，一个面积达2300厘米的大破口gydF4y2Ba^2gydF4y2Ba是假定。如图所示。gydF4y2Ba12个一个gydF4y2Ba时，大量冷却剂排放，反应堆冷却系统压力迅速下降。事故发生后，安全壳压力迅速上升，随着安全壳喷雾系统的运行，压力逐渐下降。gydF4y2Ba

如图所示。gydF4y2Ba12 bgydF4y2Ba时，高压喷射(HPI)系统、蓄能器和低压安全喷射(LPSI)系统依次投入运行，并将第一回路压力降低到各个阈值。数字gydF4y2Ba13 a、bgydF4y2Ba岩心经历了裸露和再淹没两个阶段，岩心水位先降低后逐渐升高。如图所示。gydF4y2Ba13 cgydF4y2Ba，在堆芯裸露阶段，燃料包层温度和峰值温度显著升高，但随着堆芯再淹，温度又开始下降。gydF4y2Ba

上述仿真结果正确地反映了某大型LOCA事故的控制逻辑和瞬态响应。gydF4y2Ba

数据集采用原始MDB格式，总大小约为15.1 GB。关于数据集的更详细描述和用于探索数据集的Python脚本可在数据集的GitHub页面(gydF4y2Bahttps://github.com/thu-inet/NuclearPowerPlantAccidentDatagydF4y2Ba)．用户可以使用本工作中描述的PCTRAN软件和自动化脚本重新生成数据集。但是，建议直接使用预构建的数据集，因为构建过程相当耗时。的gydF4y2Ba数据Processing.pygydF4y2Ba文件提供了将数据集的MDB格式转换为Excel的python代码。用户还可以使用我们的代码生成AI模型所需的数据集(例如，训练集和测试集)。此外，该代码还可用于绘制时间序列图。gydF4y2Ba