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AP1000核电厂大破口失水事故最佳估算分析建模与不确定性研究

倪超  
【摘要】:1988年NRC发布修订的10CFR50.46规定,在认证级失水事故(LOCA)分析中,保守LOCA分析方法和现实LOCA分析方法都可接受。目前我国的核电厂(NPPs)LOCA分析仍采用保守分析方法,而国外已经有相当一部分核电厂采用了现实LOCA(如最佳估算+不确定性,BEPU)分析方法。国际上关于最佳估算+不确定性的分析已经成为一种趋势,普遍认为,现实LOCA分析可提供更大的PCT裕量。 本文在最佳估算系统程序RELAP5/MOD3平台上,针对一回路主管道冷管段双端剪切断裂(DECLGB)的LB-LOCA分析,建立AP1000核电厂模型,并进行基于非参数统计的LB-LOCA最佳估算的PCT不确定特性初步研究。 首先建立基于RELAP5/MOD3最佳估算程序的AP1000核电厂LB-LOCA最佳估算分析模型,通过稳态调试与瞬态计算确立分析模型的适用性,并对输入模型与参数设置的敏感性进行了研究。 进一步地,在AP600以及已有电厂基础上,初步建立AP1000核电厂LB-LOCA现象识别与排序表(PIRT),在此基础上,选取对ECC验收准则中最重要参数——燃料包壳峰值温度(PCT)有较大影响的不确定输入参数,并确定各自取值范围与分布特征;基于非参数统计方法,针对不确定性与敏感性计算,分别利用简单随机抽样(SRS)方法及拉丁超立方抽样(LHS)方法产生计算的输入样本。 最后,对电厂状态参数与模型进行了AP1000核电厂LB-LOCA中PCT不确定特性与敏感性计算分析。并基于敏感性分析结果得到对AP1000 LB-LOCA PCT影响最大的参数,再次进行随机抽样及不确定性计算,并对两次不确定性计算得到的95%/95% PCT上限值及其分布进行了分析与对比,对其在不确定性分析过程中的不确定特性与影响进行研究。


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