AP1000核電廠大破口失水事故最佳估算分析建模與不確定性研究.pdf

1、1988年 NRC發(fā)布修訂的10CFR50.46規(guī)定，在認(rèn)證級(jí)失水事故（LOCA）分析中，保守LOCA分析方法和現(xiàn)實(shí)LOCA分析方法都可接受。目前我國(guó)的核電廠（NPPs）LOCA分析仍采用保守分析方法，而國(guó)外已經(jīng)有相當(dāng)一部分核電廠采用了現(xiàn)實(shí)LOCA（如最佳估算+不確定性, BEPU）分析方法。國(guó)際上關(guān)于最佳估算+不確定性的分析已經(jīng)成為一種趨勢(shì)，普遍認(rèn)為，現(xiàn)實(shí)LOCA分析可提供更大的PCT裕量。
　　本文在最佳估算系統(tǒng)程序RELAP

2、5/MOD3平臺(tái)上，針對(duì)一回路主管道冷管段雙端剪切斷裂（DECLGB）的LB-LOCA分析，建立AP1000核電廠模型，并進(jìn)行基于非參數(shù)統(tǒng)計(jì)的LB-LOCA最佳估算的PCT不確定特性初步研究。
　　首先建立基于RELAP5/MOD3最佳估算程序的AP1000核電廠LB-LOCA最佳估算分析模型，通過(guò)穩(wěn)態(tài)調(diào)試與瞬態(tài)計(jì)算確立分析模型的適用性，并對(duì)輸入模型與參數(shù)設(shè)置的敏感性進(jìn)行了研究。
　　進(jìn)一步地，在AP600以及已有電廠基礎(chǔ)上

3、，初步建立AP1000核電廠LB-LOCA現(xiàn)象識(shí)別與排序表（PIRT），在此基礎(chǔ)上，選取對(duì)ECC驗(yàn)收準(zhǔn)則中最重要參數(shù)——燃料包殼峰值溫度（PCT）有較大影響的不確定輸入?yún)?shù)，并確定各自取值范圍與分布特征；基于非參數(shù)統(tǒng)計(jì)方法，針對(duì)不確定性與敏感性計(jì)算，分別利用簡(jiǎn)單隨機(jī)抽樣（SRS）方法及拉丁超立方抽樣（LHS）方法產(chǎn)生計(jì)算的輸入樣本。
　　最后，對(duì)電廠狀態(tài)參數(shù)與模型進(jìn)行了AP1000核電廠 LB-LOCA中PCT不確定特性與敏感性計(jì)