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，在認證級失水事故（LOCA）分析中，保守LOCA分析方法和現(xiàn)實LOCA分析方法都可接受。目前我國的核電廠（NPPs）LOCA分析仍采用保守分析方法，而國外已經(jīng)有相當一部分核電廠采用了現(xiàn)實LOCA（如最佳估算+不確定性, BEPU）分析方法。國際上關于最佳估算+不確定性的分析已經(jīng)成為一種趨勢，普遍認為，現(xiàn)實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平臺上，針對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，并進行基于非參數(shù)統(tǒng)計的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，通過穩(wěn)態(tài)調(diào)試與瞬態(tài)計算確立分析模型的適用性，并對輸入模型與參數(shù)設置的敏感性進行了研究。
　　進一步地，在AP600以及已有電廠基礎上

3、，初步建立AP1000核電廠LB-LOCA現(xiàn)象識別與排序表（PIRT），在此基礎上，選取對ECC驗收準則中最重要參數(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)計方法，針對不確定性與敏感性計算，分別利用簡單隨機抽樣（SRS）方法及拉丁超立方抽樣（LHS）方法產(chǎn)生計算的輸入樣本。
　　最后，對電廠狀態(tài)參數(shù)與模型進行了AP1000核電廠 LB-LOCA中PCT不確定特性與敏感性計