保守分析與最佳估算相結(jié)合之LOCA認證分析方法論.pdf

1、自1988年USNRC在10CFR50.46修訂版中采用了一個性能導(dǎo)向的法規(guī)方法，采用更為真實物理模型的現(xiàn)實 LOCA分析方法在核工業(yè)界得到了廣泛的應(yīng)用。LOCA認證級安全分析評估模式主要有現(xiàn)實LOCA分析方法和保守LOCA分析方法?，F(xiàn)實LOCA分析方法使用最佳估算（BE）分析，并需給出充分的統(tǒng)計分析，以量化最佳估算的不確定性，保證計算結(jié)果在接受的準則之內(nèi)。本文提出采取基于附錄K保守評價模型與電廠狀態(tài)參數(shù)不確定性量化相結(jié)合的LOCA分析

2、方法。該方法既滿足相關(guān)認證法規(guī)要求，且相對于保守 LOCA分析，預(yù)期也可“挖掘”較大熱工裕度。該方法綜合了最佳估算程序、10CFR50附錄K評價模型，以及電廠狀態(tài)參數(shù)的不確定性分析。
　　程序與模型的不確定性，需對程序、模型、電廠物理特性描述等進行詳細分析，并結(jié)合大量相關(guān)分離效應(yīng)與整體試驗進行嚴格評估，分析需要大量的人力與資源。本文提出采用目前較現(xiàn)實的技術(shù)路線，即在最佳估算計算程序 RELAP5/MOD3平臺上，修改相關(guān)模型或關(guān)系

3、式，使其滿足有關(guān)法規(guī)（10CFR50附錄K）的保守評價模型要求，進而形成認證級LOCA分析工具，從而實現(xiàn)對LOCA分析中程序與重要模型等所引入的不確定性進行整體性保守評估。
　　對于電廠狀態(tài)參數(shù)的不確定性量化，本文根據(jù)現(xiàn)象識別和排序表（PIRT）和技術(shù)規(guī)范，篩選出對PCT有重要影響的過程和初始條件的相關(guān)重要參數(shù)，并確定其名義值或額定值及其概率密度分布，進行不確定性影響的統(tǒng)計與量化。本文提出采用非參數(shù)統(tǒng)計技術(shù)，針對電廠狀態(tài)參數(shù)通過直

4、接蒙特卡洛隨機抽樣，計算出以95％置信水平得到抽樣總體的包含95%PCT（或CWO，LMO）單側(cè)置信上限。
　　本文針對LOFT L2-5冷段雙端斷裂大破口冷卻劑喪失事故整體試驗進行了LOCA分析應(yīng)用實踐。首先通過程序模擬計算，對程序計算和LOFT L2-5試驗在反應(yīng)堆系統(tǒng)一次側(cè)重要熱工參數(shù)進行對比分析，并按照大破口冷卻劑喪失事故發(fā)生序列，對程序模擬瞬態(tài)過程進行了詳細分析，探討修改的RELAP5/MOD3程序一維模型對LOFT L

5、2-5試驗?zāi)M計算的適用性。然后，基于LOFT L2-5試驗對初始運行狀態(tài)參數(shù)進行了不確定性量化分析，根據(jù)非參數(shù)統(tǒng)計理論進行124組計算得到95/95PCT，并同完全保守假設(shè)計算PCT進行對比分析。同時對124組PCT進行參數(shù)數(shù)理統(tǒng)計分析，通過分布擬合優(yōu)度檢驗驗證其服從正態(tài)分布，并計算得到在95%置信水平下總體分布包含95%PCT單側(cè)置信上限值，從而對比兩種不同不確定性分析方法特點。計算結(jié)果表明：采用非參數(shù)統(tǒng)計技術(shù)計算所得 PCT95/