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大破口LOCA事故ASTRUM最佳估算分析方法优化研究 被引量:4
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作者 余建辉 张经瑜 郑利民 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第9期76-80,共5页
ASTRUM(Automated Statistical Treatment of Uncertainty Method)分析方法是美国西屋公司开发的能够自动执行不确定性计算的最佳估算方法。在该方法中,对于部分对大破口LOCA(Loss of Coolant Accident)事故计算结果具有重要影响的参数... ASTRUM(Automated Statistical Treatment of Uncertainty Method)分析方法是美国西屋公司开发的能够自动执行不确定性计算的最佳估算方法。在该方法中,对于部分对大破口LOCA(Loss of Coolant Accident)事故计算结果具有重要影响的参数,采用了参数保守性确认分析的办法,以确定其保守的取值组合。然后,在此基础上执行对其它参数抽样的ASTRUM最佳估算。这种做法对于不同的事故工况或抽样工况得到的保守性参数取值组合可能不同,具有一定的偶然性,在固定这些参数保守组合的基础上再对其余参数抽样进行最佳估算,可能会导致ASTRUM计算结果出现一定程度的偏差。本文取消了原ASTRUM方法中参数保守性确认分析这一环节,通过开发自编的BE_SAMPLE抽样程序,对原参数保守性确认分析中的重要参数进行抽样,执行了全参数的抽样统计分析,并给出了优化结论,它可以为后续ASTRUM方法的优化和研究提供参考。 展开更多
关键词 大破口失水事故 最佳估算 ASTRUM
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基于不同抽样方法的核电厂大破口失水事故BEPU分析
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作者 王洋洋 孙晓晖 石兴伟 《科技创新与应用》 2023年第36期1-6,共6页
采用最佳估算加不确定分析方法进行核电厂事故分析已成为国际流行趋势。基于特定的抽样方法对不确定性输入参数进行随机抽样是不确定性评估流程的重要环节,随机抽样参数作为最佳估算程序的输入,直接关系到响应参数的不确定性量化结果。... 采用最佳估算加不确定分析方法进行核电厂事故分析已成为国际流行趋势。基于特定的抽样方法对不确定性输入参数进行随机抽样是不确定性评估流程的重要环节,随机抽样参数作为最佳估算程序的输入,直接关系到响应参数的不确定性量化结果。目前,系统地基于不同抽样方法开展不确定性量化与敏感性分析的工作尚无。以百万千瓦级压水堆核电厂大破口失水事故为分析对象,基于简单随机抽样和拉丁超立方抽样对重要输入参数进行随机抽样,对关键安全参数进行不确定性量化和敏感性分析,评估2种随机抽样方法计算结果差异。结果表明,拉丁超立方抽样比简单随机抽样更能高效复现不确定性输入参数的分布特征;基于2种抽样方法得到的包壳峰值温度单侧统计容忍上限满足验收准则规定限值;采用Wilks非参数统计理论基于2种抽样方法计算得到包壳峰值温度较为接近;采用全局敏感性分析方法基于2种抽样方法识别出的包壳峰值温度主要影响参数一致。 展开更多
关键词 大破口失水事故 简单随机抽样 拉丁超立方抽样 不确定性量化 敏感性分析
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基于PSA的压水堆LBLOCA不确定性分析
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作者 邓坚 熊青文 +4 位作者 苟军利 刘余 鲍辉 沈丹红 周佳樾 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第5期188-194,共7页
为了结合确定论与概率论分析开展更加真实的核反应堆事故工况安全分析,提出了一种结合概率安全分析(PSA)和最佳估算加不确定性(BEPU)分析的方法,并以典型三环路压水堆冷管段双端断裂大破口失水事故(LBLOCA)的极限事故为对象,首先基于PS... 为了结合确定论与概率论分析开展更加真实的核反应堆事故工况安全分析,提出了一种结合概率安全分析(PSA)和最佳估算加不确定性(BEPU)分析的方法,并以典型三环路压水堆冷管段双端断裂大破口失水事故(LBLOCA)的极限事故为对象,首先基于PSA开展了应急堆芯冷却系统的事故失效分析,而后结合BEPU分析评估了事件树中各事故序列的包壳峰值温度(PCT)分布及条件堆芯损坏概率(CCDP),最终确定了压水堆在该事故工况中的堆芯损坏频率(CDF)。分析结果表明,压水堆在冷管段双端断裂工况中应急堆芯冷却系统能够保证反应堆的安全,且一列低压安注系统足以排出堆芯余热及保证反应堆安全。 展开更多
关键词 大破口失水事故(lbloca) 不确定性分析 概率安全分析(PSA) 风险指引
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新型非能动安全壳事故缓解方案设计与分析
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作者 祁祥杰 于方小稚 +3 位作者 孟兆明 孙中宁 张楠 丁铭 《哈尔滨工业大学学报》 EI CAS 2024年第12期155-161,共7页
中国核电机组“华龙一号”采用了双层钢筋混凝土安全壳和能动与非能动相结合的安全设计理念,核电系统的安全性得到大幅度提升,但其建设成本也明显高于二代机组,影响了其经济竞争力。为进一步提高核电的安全性,并解决好安全性和经济性这... 中国核电机组“华龙一号”采用了双层钢筋混凝土安全壳和能动与非能动相结合的安全设计理念,核电系统的安全性得到大幅度提升,但其建设成本也明显高于二代机组,影响了其经济竞争力。为进一步提高核电的安全性,并解决好安全性和经济性这一对矛盾,本研究基于华龙一号机组提出一种新型非能动安全壳事故缓解方案,在安全壳外侧设置一个多功能水池,该水池依据射流冷凝原理吸收壳内事故后产生的高温蒸汽从而起到抑压的作用,另外安全注射系统、堆腔注水系统和堆芯换料系统的水源均被集成至该水池中,这使得核电机组的系统和设备得到大量简化。通过严重事故分析程序评估了该方案应对大破口事故(LBLOCA)的性能表现。结果表明:通过合理配置多功能水池气空间容积,可以有效抑制壳内压力的上涨,相比于华龙一号,系统方案在保证安全性能不减弱的同时可以使得安全壳尺寸减小近47%,安全壳系统的总水装量减少约1 700 m^(3);多功能水池可以存储事故后壳内不凝性气体,对非能动安全壳热量导出系统(PCS)起到换热能力增强作用;堆芯能够得到充分的冷却,燃料包壳外表面峰值温度达到1 389 K,低于包壳的脆化失效温度1 477 K,反应堆堆芯的完整性得到了保证。 展开更多
关键词 非能动 事故缓解方案 安全壳 大破口失水事故 抑压系统 安全注射系统
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An old issue and a new challenge for nuclear reactor safety
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作者 F.D’AURIA 《Frontiers in Energy》 SCIE CSCD 2021年第4期854-859,共6页
Nuclear reactor safety(NRS)and the branch accident analysis(AA)constitute proven technologies:these are based on,among the other things,long lasting research and operational experience in the area of water cooled nucl... Nuclear reactor safety(NRS)and the branch accident analysis(AA)constitute proven technologies:these are based on,among the other things,long lasting research and operational experience in the area of water cooled nuclear reactors(WCNR).Large break loss of coolant accident(LBLOCA)has been,so far,the orienting scenario within AA and a basis for the design of reactors.An incomplete vision for those technologies during the last few years is as follows:Progress in fundamentals was stagnant,namely in those countries where the WCNR were designed.Weaknesses became evident,noticeably in relation to nuclear fuel under high burn-up.Best estimate plus uncertainty(BEPU)techniques were perfected and available for application.Electronic and informatics systems were in extensive use and their impact in case of accident becomes more and more un-checked(however,quite irrelevant in case of LBLOCA).The time delay between technological discoveries and applications was becoming longer.The present paper deals with the LBLOCA that is inserted into the above context.Key conclusion is that regulations need suitable modification,rather than lowering the importance and the role of LBLOCA.Moreover,strengths of emergency core cooling system(ECCS)and containment need a tight link. 展开更多
关键词 large break loss of coolant accident(lbloca) nuclear reactor safety(NRS) licensing perspectives basis for design of water cooled nuclear reactors(WCNR)
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