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。

安全壳内MSLB事故下的质能释放与安全壳行为分析

基于18个月换料的堆芯设计,利用THEMIS程序计算了大亚湾核电站1、2号机组在安全壳内发生主蒸汽管道断裂事故(MSLB)下的质能释放(MER)量;以此为边界条件,利用PAREO9程序对安全壳的响应做了分析。分析认为,在假想的MSLB事故下,安全壳的完整性有保障。

秦山核电二期工程长期质能释放计算

对大破口失水事故(LOCA)下的质能释放计算程序MEDUSE、PERSEE、REFLET,以及主蒸汽管道断裂事故(MSLB)下的质能释放计算程序THEMIS作了介绍,并对程序模型进行简要说明。对秦山核电二期工程的大破口失水事故和主蒸汽管道断裂事故工况下的质能释放进行计算分析。计算结果表明:对质能释放而言,主蒸汽管道断裂事故工况最恶劣。

统计不确定性方法在CAP1000核电厂MSLB质能释放分析中的应用研究

CAP1000核电厂MSLB质能释放分析一直采用保守的确定论方法。该方法使用大量的保守假设,如反应堆功率等参数均选取保守值。由于分析结果具有较大的保守性,因此,它可能会使后续的安全壳温度和压力响应分析裕量过小。文章将统计不确定性方法应用于CAP1000核电厂MSLB质能释放分析中,并将计算结果与应用确定论方法的计算结果进行比较,发现统计不确定性方法的结果更趋近真实情况,它可释放一定的裕量。此外,文章还引入Spcarman秩相关系数对影响MSLB质能释放结果的核电厂主要参数进行评价,发现蒸汽发生器初始水装量对于计算结果的影响较大。

主给水隔离方式对主蒸汽管道破裂事故质能释放与安全壳行为的影响分析

以秦山第二核电厂3、4号机组为对象,采用THEMIS程序分析了隔离给水管线上阀门和停运主给水泵2种给水隔离方式对主蒸汽管道破裂(MSLB)事故质能释放的影响,并采用PAREO9程序模拟了安全壳热工水力现象。结果表明,采用隔离阀门的方式能够更加有效地缓解MSLB的质能释放,采用停运主给水泵方式时提高浓硼箱中的硼浓度可以在一定程度上缓解MSLB的质能释放,避免安全壳超压。

华龙一号安全壳热工响应确定论现实方法研究

失水事故(LOCA)是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法(DRM)对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型。计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95%置信水平下、95%概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的。DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的。

基于一体化程序的安全壳热工水力响应研究

本文以压水堆安全壳作为研究对象,采用严重事故一体化分析程序,分析了冷段双端剪切断裂事故下安全壳热工水力响应,并和PAREO程序进行了对比,二者计算结果在大部分时间段符合较好,而由于二者喷淋模型的不同,在喷淋启动后的一段时间内,一体化程序计算的温度要低于PAREO中的结果。此外,对比了使用不同破口质能释放分配模型对计算结果的影响,结果表明:在事故发生早期阶段,将质能释放分配到气相和液相会得到更保守的安全壳压力和温度值,而在长期阶段,将质能释放全部分配在气相的结果更保守。