核電站安全限值分析方法的比較研究及應(yīng)用.pdf

1、DNBR限值是核電站設(shè)計(jì)中的重要參數(shù),能夠反映核電站的安全水平。DNBR裕量增加有利于堆芯換料方案的改進(jìn),能夠?yàn)楹穗姀S的設(shè)計(jì)和運(yùn)行提供更大的靈活性。
　　鑒于全失流事故是一個(gè)對(duì)DNBR影響最劇烈的二類工況,本文選取此事故進(jìn)行分析。本文以300MW核電站為原型,利用系統(tǒng)程序RELAP5/MOD3建模模擬核電站全失流事故,同時(shí)利用子通道程序VIPRE建立堆芯子通道模型,模擬堆芯內(nèi)冷卻劑的流動(dòng)并計(jì)算堆芯DNBR限值。
　　核電廠事

2、故分析中,程序模型及電廠參數(shù)均具有一定不確定性。STDP方法采用最不利的不確定性。ITDP方法通過數(shù)學(xué)分析及靈敏度分析對(duì)輸入?yún)?shù)的不確定性進(jìn)行量化。非參數(shù)和參數(shù)統(tǒng)計(jì)方法通過對(duì)輸入?yún)?shù)抽樣計(jì)算,利用統(tǒng)計(jì)理論得到總體在一定概率水平和置信度下的容許限和單側(cè)置信限值。
　　本文應(yīng)用ITDP方法以及基于Wilks公式容許限的非參數(shù)和參數(shù)統(tǒng)計(jì)方法分析計(jì)算核電廠在全失流事故下的DNBR限值。選擇冷卻劑流量、堆芯旁通流量份額、反應(yīng)堆功率、冷卻劑平

3、均溫度、堆芯壓力、核焓升因子、工程焓升因子共七個(gè)與DNBR計(jì)算有關(guān)的電廠參數(shù),作為初始狀態(tài)輸入?yún)?shù)并考慮其不確定性。
　　針對(duì)全失流事故,基于系統(tǒng)程序RELAP5/MOD3和子通道程序VIPRE進(jìn)行模擬計(jì)算。計(jì)算結(jié)果表明:事故時(shí),ITDP方法的下ITDPDNBR為2.229,與采用STDP方法相比,獲得7.29％的DNBR裕量。由非參數(shù)統(tǒng)計(jì)理論,對(duì)輸入?yún)?shù)進(jìn)行了59組抽樣計(jì)算得到事故下的95/95DNBR非參數(shù)統(tǒng)計(jì),為2.163。

4、同時(shí),對(duì)59組DNBR進(jìn)行參數(shù)數(shù)理統(tǒng)計(jì)分析,通過χ2分布擬合檢驗(yàn)表明DNBR服從正態(tài)分布,得到在95%置信度下的95%DNBR單側(cè)置信下限值95/95DNBR為2.165。比較三種方法得到的DNBR限值可看出,95/95DNBR非參數(shù)統(tǒng)計(jì),<95/95DNBR