拉丁超立方抽样评估方法改进研究

为克服拉丁超立方抽样方法在均匀性方面的不足,对拉丁超立方抽样方法进行改进。引入均匀性评价参数G(L),给出了对于G(L)上限值的限定G_(max),并通过模拟试验的方式,对G_(max)与抽样维数N、样本数M进行了拟合,得到相应的函数关系。该方法满足了抽样均匀性的要求,并且可以保证样本均值与样本方差与原概率分布的均值与方差足够接近。     

多种影响因素下的设备易损性计算

抗震裕度评估是核电厂地震安全评估的方法之一,通过地震易损性分析计算高置信度低失效概率的抗震能力值是抗震裕度评估中很重要的一步。本文对于同时受到多种失效模式影响的设备易损性计算进行了研究,讨论了蒙特卡罗抽样方法和拉丁超立方分布抽样方法在设备易损性计算中的应用,对两种抽样方法的计算效率和准确度进行了评价。结果表明,在小样本抽样计算时拉丁超立方抽样方法有更好的计算效率和收敛速度,在1 000次样本数量时,两种抽样方法计算结果均可达到收敛。     

核电站严重事故后果估算的不确定度分析

本研究在对当前环境学及事故评价领域用于模式参数的不确定度分析和灵敏度分析所常用的方法进行概述的基础上，根据MACCS程序的特点，建立了用于分析模式预测后果不确定度的方法，即：首先采用拉丁超立方抽样方法对不确定性参数数值按其各自的概率分布进行抽样，将抽样获得的参数组合输入MACCS程序进行计算，这样得到估算结果的一个分布，从而进行事故后果的不确定度分析。最后采用通径分析方法对重要的参数进行灵敏度分析。     

DAKOTA法量化AP1000堆芯物理不确定性

应用DAKOTA程序中的超拉丁立方抽样方法开展AP1000堆芯物理关键参数的不确定性量化分析。分析结果表明:AP1000输入参数的不确定性对堆芯关键参数的不确定性影响较小,均未超过设计限值;全参数不确定性分析和敏感参数不确定性分析具有一定的等价性,可通过敏感性参数不确定性分析来获取AP1000堆芯关键参数的不确定性,提高分析计算效率。     

MACCS估算反应堆严重事故后果的不确定度分析

为了考察输入参数对MACCS程序估算结果的影响程度,以某反应堆全厂断电事故为例,用拉丁超立方抽样方法分析了MACCS程序估算严重事故后果的不确定度。由于参数变化的影响,事故导致的早期阶段个人有效剂量结果,在95%置信度下,不确定度因子约为2.9;长期个人有效剂量计算结果,95%置信度下,不确定度因子约为1.7。结果表明:由于参数的不确定性引起结果的不确定度在95%置信度下不超为3。     

~3H在地下水中迁移的灵敏度分析

为识别核素迁移数值模拟中的敏感参数,建立了基于拉丁超立方抽样和Spearman偏秩相关分析方法的全局参数灵敏度分析模型,定量计算了不同时刻3H在地下水中迁移的关键参数的灵敏度,分析了参数灵敏度的空间差异性和时间差异性,分析结果与物理规律相符,为进一步参数校准和不确定性分析奠定基础。     

拉丁超立方抽样在非能动系统可靠性分析中的应用与发展

拉丁超立方抽样(Latin Hypercube Sampling,LHS)方法具有较好的空间填充特性和良好的概率性质,广泛应用于计算机仿真领域,以解决复杂系统计算机仿真的巨大运算代价问题和复杂系统的精确替代模型建立问题。本文介绍了LHS方法在非能动系统可靠性分析中的优势,综述了LHS的改进方法、优化方法及样本扩展方法,给出LHS方法在核能领域的应用及存在的问题。最后,指出LHS方法应用于非能动系统可靠性分析中的发展趋势与方向。     

基于拉丁超立方抽样的某核岛厂房概率SSI分析研究

根据美国核电规范 ASCE4-1 6 关于概率土-结构相互作用 (SSI)分析的规定,对某核电厂反应堆厂房进行了基于抽样概念的概率 SSI分析研究,分析中主要考虑了地震输入、场地特性以及构筑物刚度和阻尼等关键变量的不确定性,采用 ASCE4-1 6 中建议的拉丁超立方抽样方法和数量,以及各关键变量的概率物理模型,将基于...     

孔隙介质中放射性核素迁移的不确定性和参数灵敏度分析

本文以低中水平放射性废物处置库库底释放的3H和90Sr两种核素为例，对7个水文地质和核素吸附方面的参数采用拉丁超立方抽样方法分析了孔隙介质中核素迁移解析解结果的不确定性，另外，利用Spearman偏秩相关分析方法对参数的灵敏度进行了分析。     

基于径向基代理模型与小生境遗传算法的铅铋反应堆堆芯智能优化

为解决铅铋反应堆多因素耦合影响下的复杂非线性多维优化问题,构建了基于径向基（RBF）代理模型预测、正交拉丁超立方抽样（OLHS）和小生境遗传算法（NGA）寻优的堆芯智能优化方法,开发了包含抽样、蒙卡程序耦合处理、堆芯参数预测寻优等功能的铅铋反应堆设计优化平台,并以堆芯最小燃料装载量为优化目标进行方案寻优验证。研究结果表明:RBF代理模型可准确快速地预测铅铋反应堆堆芯特性参数,与蒙卡程序计算值比较,其预测的堆芯有效增殖因子（k_eff）相对误差在±0.1%以内;该智能优化方法应用于铅铋反应堆堆芯优化是可行的,能找到多因素共同变化约束下的最优目标方案,且极大缩减了设计方案的搜索计算时间。本研究建立的堆芯智能优化方法可为铅铋反应堆多物理、多变量、多约束耦合影响的优化设计提供思路。      

燃耗信任制下燃耗计算对临界计算的偏差及不确定度的研究

为量化燃耗信任制中燃耗计算传递给临界计算的不确定度,本文基于参数统计法对燃耗计算的核素偏差及偏差不确定度展开分析,并以蒙特卡罗（MC）抽样方法计算的kinf不确定度为基准,比较不同抽样方法对临界计算不确定度的影响。结果表明,核素偏差与偏差不确定度是随样品燃耗变化的分段函数。对于临界计算,拉丁超立方抽样（LHS）方法与MC抽样方法的kinf不确定度计算结果吻合较好,且LHS方法可考虑参数间的相关性,计算结果更真实,可进一步提升电厂的经济性。     

不确定度分析方法探讨

详细讨论了燃料元件不确定度分析的数学方法,对FUA程序的数值求解过程作了一些补充,扩充的IFUA程序的数值求解过程可分为3个阶段,在每一阶段都增加了新的数学处理方法供用户选择。新引入的数学处理方法为:(1)超拉丁方抽样;(2)逐步回归;(3)用Pearson概率分布族求解概率密度函数。完成的例题表明,IFUA程序使用方便、灵活。     

α径迹法用于分辨高浓铀和Pu微粒的方法研究

擦拭样品微粒分析技术是核保障环境样品分析的一种主要手段,从大量灰尘颗粒中识别并定位含高浓铀（HEU）或含Pu微粒是微粒分析首先需要解决的问题。本文以HEU和Pu微粒为研究对象,建立了用于微粒α径迹测量的样品制备方法,采用CR-39固体径迹探测器为α径迹探测器,测量了不同蚀刻时间2种微粒产生的α径迹星的径迹参数。结果表明：可通过测量径迹短轴与曲率直径并作图来分辨HEU和Pu微粒,该方法对于蚀刻时间大于10 h的微粒径迹星,均能明显分辨,对于径迹非常密集的径迹星,也能准确分辨。     

面向协方差矩阵抽样的快堆不确定性分析方法研究

基于传统统计学抽样的不确定性分析方法由于算法简单、程序容易实现及同时考虑高阶效应受到国内外广泛关注,但上述方法通常需要大量样本才能保证响应量计算精度。研究发现,产生以上现象的原因是抽样样本质量不高。通过改进抽样方法,面向协方差矩阵抽样时小样本量可以保证较高的计算精度。文中首先从理论上证明了面向协方差矩阵抽样方法的可行性,用简单测试题对其进行验证。在此基础上,使用自主开发的快能谱反应堆敏感性和不确定性分析程序SUFR,选取国际快堆基准装置ZPR-6/7,计算多个核素不同反应类型的核截面引起的有效增殖因子（k_eff）的不确定度,并与使用确定论方法计算的不确定度进行对比。结果表明,使用面向协方差矩阵抽样的情况下,样本量为50时,2种方法计算的不确定度偏差均低于1.3%。由此说明,面向协方差矩阵抽样方法可以很好地解决传统抽样方法计算不确定度时存在的问题,且SUFR程序面向协方差矩阵抽样功能的开发是正确的,该方法是对传统抽样方法的进一步发展。      

最佳估算方法中不确定度评估关键问题分析

应用最佳估算+不确定度（BEPU）分析方法对核电厂进行事故分析或安全评审已成为国际发展趋势。本文对最佳估算分析中基于输入传递的统计类不确定度评估的流程进行了总结,并对其关键步骤进行了分析和研究。分析认为,评估流程可分为确定目标参数、确定重要输入参数及其分布、抽样、模型分析和目标参数分析5步,其中现象识别和重要度排序表（PIRT）是一种适用的重要输入参数确定方法,输入参数的分布需根据试验数据或专家判断确定;抽样方法上,可采用参数抽样或非参数抽样,后者可大幅减小抽样数量;不确定度评估所用模型须经过充分试验或分析证明其适用性;通过对目标参数进行统计,可获得不确定度范围及输入参数的敏感性。     

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。     

高钚含量样品中α能谱法分析~(237)Np的可行性研究

通过对244 Cm的α实验谱进行拟合得到单能峰的峰形参数,采用随机抽样技术表征谱计数的统计涨落,建立了一种模拟半导体α能谱的方法。利用该方法模拟238Pu和243Am的α能谱,与实验谱基本吻合,证明了方法的可靠性。在此基础上,研究了239Pu对237Np的α能峰的影响,结果表明,当239Pu与237Np的活度比A(239Pu)/A(237Np)≤10时,通过解谱得到的A(239Pu)/A(237Np)与设定值的相对偏差≤2.0%。对于A(239Pu)/A(237Np)约为3 000的样品,如果对钚的去污系数达到300以上,则可由α能谱法测量样品中的237 Np。     

放射性土壤样品采集不确定度的全程质量控制(SAX)评定方法探讨

采样过程的不确定度是辐射环境监测结果不确定度的一个重要来源,但长期以来,由于采样过程不确定度难以量化,目前辐射环境监测结果的不确定度大都只考虑了分析过程,没有考虑采样过程。利用全程质量控制方法(SAX方法)进行辐射环境监测采样的设计,并采用稳健方差分析方法,可得到采样过程的方差,从而实现对采样过程不确定度的量化。利用该方法进行了一次实际的辐射环境监测,并对土壤样品的结果进行了方差分析,得到了采样不确定度。对监测结果及其不确定度进行了分析,认为SAX方法可以用于指导辐射环境监测,能够进一步优化辐射环境监测方案设计,提高监测质量。     

核电厂严重事故下氢气源项的不确定性分析

基于LHS（拉丁超立方体抽样）方法及Pearson和Spearman相关系数,通过MELCOR程序对600 MW级核电厂开展了全厂断电（SBO）严重事故下氢气源项的不确定性量化及参数重要度分析。选取电厂热功率、碎片床孔隙度、包壳中存在未完全氧化的锆合金时燃料棒能维持几何形状的最高温度、熔融物烛流过程最大流速作为不确定输入变量,经过对100组输入集的计算,最终得到了95%置信度下压力容器内氢气产量的统计分布及各参数的影响程度。结果表明：压力容器内的氢气产量在239～424 kg范围内,相当于34.5%～61.2%锆 水反应产生的氢气量,且符合正态分布;碎片床孔隙度对压力容器内氢气产量有显著正相关影响。