AP1000電廠狀態(tài)參數(shù)不確定性對(duì)LBLOCA影響的量化分析.pdf

1、AP1000是國(guó)家近年大力引進(jìn)的第三代新型核電廠,其非能動(dòng)安全系統(tǒng)代替了以往核電廠繁雜的安全設(shè)施,系統(tǒng)運(yùn)行的可靠性和核電廠的安全性、經(jīng)濟(jì)性大大提高。根據(jù)相關(guān)法規(guī)規(guī)定,使用現(xiàn)實(shí)的LOCA安全分析方法時(shí),需要采用最佳估算加不確定性分析,保證結(jié)果在接受的準(zhǔn)則范圍內(nèi)。參數(shù)不確定性分析是利用合理的方法來(lái)建立輸入?yún)?shù)不確定性和輸出結(jié)果不確定性之間的響應(yīng)關(guān)系,更加真實(shí)的模擬電廠狀態(tài),在兼顧安全性的前提下,提高電廠的經(jīng)濟(jì)性。
　　文章建立了AP1

2、000的RELAP5模型,針對(duì)較為重要的參數(shù),將穩(wěn)態(tài)調(diào)試與瞬態(tài)計(jì)算結(jié)果與西屋公司LBLOCA分析結(jié)果進(jìn)行比對(duì),以確立分析模型的實(shí)用性;在此基礎(chǔ)上,首先對(duì)模型節(jié)點(diǎn)數(shù)進(jìn)行靈敏度分析,得到保守的核電廠幾何模型,隨后對(duì)電廠狀態(tài)參數(shù)進(jìn)行靈敏度分析,得到包絡(luò)的大破口失水事故工況和燃料包殼峰值溫度(PCT)包絡(luò)值。
　　文章利用保守的AP1000核電廠幾何模型采用三種不確定性分析方法量化電廠狀態(tài)參數(shù)對(duì)AP1000LBLOCA的影響。分析結(jié)果表明

3、,隨機(jī)取樣統(tǒng)計(jì)方法、敏感性分析數(shù)值方法、傳統(tǒng)誤差傳遞分析方法均能夠提供較大的燃料包殼峰值溫度(PCT)安全裕量,對(duì)核電廠經(jīng)濟(jì)性提高過(guò)程中參數(shù)不確定性量化方法的選擇具有參考意義。此外,隨機(jī)取樣統(tǒng)計(jì)方法利用數(shù)理統(tǒng)計(jì)理論進(jìn)行分析,減少了分析過(guò)程中的保守性,因此在三種方法中可以提供最大的安全裕量。相較傳統(tǒng)的參數(shù)包絡(luò)分析方法,隨機(jī)取樣統(tǒng)計(jì)方法可額外提供的PCT裕度約為100K,而敏感性分析數(shù)值方法和傳統(tǒng)誤差傳遞分析方法額外提供的PCT裕度則約為5