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文檔簡介
1、認證級LOCA分析是核電廠設計和安全分析的重要內(nèi)容之一。有關法規(guī)規(guī)定保守性分析和最佳估算加不確定性分析的評估方法均可用于核電廠認證級LOCA分析。本文采用目前較現(xiàn)實的技術路線,對基于先進最佳估算程序平臺+保守評價模型方法開發(fā)的有關認證級LOCA分析工具的保守性,進行了分離與整體試驗的評價與驗證,并結合有關整體試驗裝置,研究探討了以先進最佳估算程序平臺進行LOCA分析的三維效應。主要研究內(nèi)容包括: ㈠在介紹先進最佳估算程序平臺和1
2、0CFR50.46附錄K推薦的保守評價模型的基礎上,結合相關分離試驗結果,對基于先進最佳估算程序平臺+保守評價模型方法開發(fā)的有關認證級LOCA分析工具進行了詳細的保守性驗證;同時針對LOFT試驗裝置及其大破口失水事故的L2-5試驗數(shù)據(jù),對該LOCA分析程序的保守性進行了初步的整體試驗驗證。整體試驗驗證與分析結果表明,該LOCA分析工具的一維計算既可合理地模擬整個大破口失水事故的進程與趨勢,同時也能滿足認證級LOCA分析相關法規(guī)要求的保守
3、性。 ㈡利用分析工具的三維功能,建立了LOFT裝置壓力容器環(huán)形下降通道的三維模型?;贚OFT L2-5試驗的一維與三維計算結果比較,初步分析了有關三維效應及其對ECC旁通等應急堆芯冷卻過程以及燃料包殼峰值溫度(PCT)的影響。同時,對環(huán)形下降通道不同三維控制體劃分方案進行了初步敏感性分析,提出了對控制體各方向劃分進行優(yōu)化來合理反映三維效應的建議。文章認為,三維模型的應用為LOCA分析方法的發(fā)展,進一步挖掘LOCA分析中熱工裕量
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