基于抽样的敏感性分析方法在LBLOCA质能释放PIRT评级中的应用

基于随机抽样的非参量敏感性统计分析方法是一种有效的敏感性分析方法,通过计算热工水力分析程序多个抽样输入参数与输出参数之间的相关系数来评价各输入参数对输出参数影响的重要程度。通过耦合DAKOTA和WCOBRA/TRAC程序,开发了基于抽样的适用于非能动核电厂大破口失水事故质能释放的敏感性分析方法,该方法可全面定量评估各敏感性参数对计算结果的影响。计算结果表明:堆芯初始功率、燃耗、衰变热、安注箱初始水温、初始水体积、安注箱管道阻力系数、堆芯补水箱初始水温、喷放系数及破口阻力系数对破口质能释放具有显著影响。该分析结果可为大破口失水事故质能释放分析现象识别和重要度排序表评级提供定量依据。

水平窄缝内多孔介质传热特性研究

对面朝下加热水平窄缝内多孔介质的传热特性进行了实验研究,得到了不同工况下的沸腾曲线。通过比较各工况下的沸腾曲线得出:多孔介质的存在大幅提高了面朝下加热水平窄缝内传热的换热系数,尤其是沸腾段的换热得到了很大程度的强化;提高窄缝宽度,选用热导率高的固体微粒制作多孔介质等可提高多孔介质的换热能力。根据多孔介质传热的机理,拟合出了面朝下加热水平窄缝内多孔介质的自然对流传热与核态沸腾传热关联式。

基于抽样的不确定性及敏感性分析的方法在核电厂水膜蒸发试验误差分析中的应用

与传统的误差分析方法相比,基于抽样的不确定性及敏感性分析具有较大的优势。本工作通过耦合DAKOTA程序和水膜蒸发试验数据分析程序,开发了水膜热态试验误差分析方法,计算得到了试验目标参数水膜蒸发换热乘子的不确定性范围,并且分析了试验测量参数的不确定性对蒸发换热乘子不确定性的影响。计算结果表明,水膜入口流量、入口风速以及平板表面温度是主要的不确定性来源。这为优化试验测量系统,减小试验误差提供了定量支持。该方法可以用于其他试验误差分析以及参数重要性分析。

应用DAKOTA程序耦合WGOTHIC程序进行安全壳压力响应敏感性分析

安全壳压力响应分析是验证非能动安全壳冷却系统(PCS)设计的重要内容,需考虑PCS的传热传质等各种现象的影响。本文应用DAKOTA程序耦合WGOTHIC程序对大型先进压水堆非能动安全壳压力响应进行敏感性分析,通过偏相关系数,定量评价了重要现象识别和排序表(PIRT)中各种现象对安全壳压力的影响程度。研究结果表明:质能释放现象、安全壳内初始环境条件、冷凝/蒸发现象显著影响安全壳压力。该研究结果为安全壳设计、安全分析和安全审评提供技术支持。

适用于最佳估算事故分析方法的不确定性统计方法比较研究

最佳估算加不确定性(BEPU)事故分析方法能定量分析计算结果的不确定性,从而在保证核电厂安全性的前提下,释放出更多的裕量,进一步提高核电站的经济性。BEPU方法需要准确可靠通用的统计分析方法确定容忍区间上限。本文对适用于最佳估算方法的不确定性统计分析方法进行比较研究,使用DAKOTA程序针对标准正态分布函数随机抽样获得的不同容量样本,对比分析不同统计分析方法确定容忍区间上限时的优缺点,为最佳估算方法的开发和应用提供必要的统计分析方法和工具。分析结果表明,欧文因子法获得与理论值最为接近的容忍区间上限均值和最小方差。当样本分布未知且输入不确定性参数数量较大时,可采用非参量高阶WILKS公式计算容忍区间上限。

应用GOTHIC8.0程序模拟非能动安全壳冷却系统冷凝和蒸发现象的适用性研究

在非能动安全壳冷却系统(PCS)设计基准事故的排热过程中,安全壳内壁面蒸汽冷凝现象和安全壳外壁面水膜蒸发现象是两种非常关键的排热途径。本文应用GOTHIC8.0程序模拟了安全壳内壁面蒸汽冷凝和安全壳外壁面水膜蒸发传热过程,并通过蒸汽冷凝试验和水膜蒸发试验数据,对GOTHIC程序的模拟结果进行了分析和评价。研究结果表明:GOTHIC程序的蒸汽冷凝模型可较好地模拟蒸汽冷凝传热现象;水膜蒸发模型明显低估了水膜蒸发换热量,这对设计基准事故安全壳完整性分析是非常保守的,建议对GOTHIC程序进行适当开发,更好地模拟水膜蒸发换热过程。

基准事故后AP1000安全壳响应分析简化模型研究

针对先进的百万千万级非能动型压水堆(AP1000),提出一种简化的设计基准事故(DBAs)后安全壳响应分析模型,并将该简化模型分析结果和WGOTHIC程序模拟结果进行比较和评价。研究表明:两者吻合良好,简化模型能很好地模拟AP1000安全壳系统的传热传质过程。

乏燃料池丧失冷却后燃料操作区域温度压力的响应分析

在国产先进百万千瓦级非能动压水堆(CAP1000)核电厂乏燃料池冷却系统设计中,燃料操作区域墙体上部装有常闭的蒸汽释放面板。在乏燃料池丧失正常冷却后,饱和蒸汽从乏燃料池进入燃料操作区域。在一定温度下,固定蒸汽释放面板的机构熔断,面板自动打开,缓解燃料操作区域的增压过程。本文应用GOTHIC程序8.0版本分析事故后燃料操作区域的三维温度场和压力响应。研究结果表明:在事故后的不同时刻,燃料操作区域存在不同程度的温度分层现象;在事故后约7500 s时刻,可熔机构熔断,蒸汽释放面板开启,燃料操作区域压力迅速降低,此后维持在较低压力水平。