地震载荷下反应堆系统的不确定性量化

反应堆结构力学分析中,由于设计变更、制造安装、计算偏差等因素的影响,会导致力学分析关键输入参数存在一定的不确定性,这种不确定性将直接影响到动力响应、载荷分配与最终的力学评价结果。为量化参数不确定性对载荷计算的影响,本文采用不确定性量化的方法,以反应堆系统为研究对象,开展了地震载荷下系统关键结构参数对系统动力响应与载荷分配的不确定性量化研究。首先依据关键参数的基本特性,利用最大熵原理,建立了描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度函数。随后,应用马尔科夫链蒙特卡罗采样技术对系统关键参数进行采样,并通过有限元瞬态计算获得了输入输出数据池。最后,以样本数据为基础,考察了不确定性参数对部件动力响应统计分布的影响,开展了名义模型的可靠性与不确定性量化分析。研究发现,结构参数不确定性对系统响应的影响在不同部位、不同频域内呈现不同的分布。在考察名义模型的可靠性时应根据响应具体形式有针对性地进行量化。本文所提出的不确定性量化方法对核动力装置其他系统和设备的动力分析具有推广价值。     

反应堆系统地震载荷下动力响应计算的不确定性分析

反应堆结构在地震载荷下的动力分析是反应堆系统安全设计的重要环节。反应堆系统的关键参数由于计算误差、制造工艺和安装过程中的随机和其他不可控误差影响,通常存在一定的不确定性。本文开展了反应堆系统中结构参数不确定性对地震载荷下系统动力响应的影响研究。应用最大熵原理,建立描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度分布函数。应用马尔科夫链蒙特卡洛采样（MCMC）技术,对系统关键参数进行采样,建立不同参数下地震响应的输入输出数据池,基于数据池考察反应堆系统不同位置和部件的动力响应分布。研究表明,上、下堆芯板附近的动力响应的不确定性存在不同分布。本文所述研究对评价反应堆系统地震分析模型的鲁棒性和动力响应结果的可靠性提供了定量分析手段。      

反应堆冷却剂系统动力分析关键参数的敏感性分析

反应堆冷却剂系统(RCS)在极端事故工况下的动力响应计算是评估核电厂安全的重要技术手段。定量考察系统结构的关键参数对系统动力响应的敏感性,是可靠评价系统响应的重要方面。本文通过全局敏感性和相关性分析,对一种堆型蒸汽发生器(SG)支承刚度对地震条件下主系统载荷分配的敏感性进行了研究。研究表明,支承刚度对SG局部范围内主系统载荷分配影响度较高,对距离较远的反应堆压力容器影响度较低。此外,还建立了描述关键参数到载荷分配的输入输出关系,并通过神经网络对输入输出关系进行了回归建模。该神经网络模型能够快速准确地对发生支承结构设计变更后的主系统地震载荷分配进行评估。     

模态应变能在反应堆及一回路系统动力分析中的应用

为对系统级模型中不同部件和设备动力贡献程度进行量化考察，提出了一种基于模态应变能的计算方法。应用该方法对2个工程案例进行了分析。首先对某堆型反应堆冷却剂系统波动管支吊架位置变更导致的地震响应较大变化的原因进行了分析。分析发现，波动管局部主导模态由于支吊架位置变化而发生变化，主导频率所对应的输入地震响应谱位置相应变化，进而影响了波动管附近的地震响应。然后，本文对同堆型环路模型动力分析中蒸汽发生器主蒸汽管是否能从环路模型中解耦进行了论证。分析发现，根据USNRC SRP 3.7.2解耦准则的第二条，主蒸汽管满足解耦条件，可在动力分析中单独进行处理。本文所提出的分析方法可定量反映部件和设备在系统模型中的动力贡献程度，模态应变能的计算仅应用了系统级模型的质量和刚度信息，无需对整个系统进行时程瞬态分析。      

基于CFD程序的物理热工耦合计算不确定性分析

基于计算流体力学（CFD）程序FLUENT的用户自定义函数（UDF）,耦合中子动力学计算模型、燃料棒热传导计算模型、不确定性分析程序SIMLAB,开发了物理热工耦合计算不确定性分析平台CFD/PFS,并开展了小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10的无保护超功率（UTOP）事故的不确定性量化,最后对计算结果进行不确定性分析和敏感性分析。研究表明,CFD/PFS平台的物理热工耦合计算具有良好的可靠性、精确性;总反应性峰值、功率峰值等瞬态安全参数的名义值均处于95/95双侧容忍限值内,且名义值与限值相对偏差小于3.95%;燃料多普勒系数是主要不确定性来源,对反应堆安全影响最大。     

非能动安全系统可靠性评估方法初步研究

非能动安全系统可靠性的分析是广泛采用非能动设计的新一代核电厂概率安全评价(PSA)的重要内容,其量化分析需根据非能动安全系统可靠性评估对象,确定影响系统运行的关键参数,结合事件序列对非能动系统进行研究。本文以AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)设计阶段的可靠性研究为例,结合丧失主给水事故,根据燃料包壳完整性以及系统稳定性的功能准则,确定影响PRHRS的关键参数和设计参数。采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用RELAP5/MOD3程序进行不确定性传递计算,进行关键参数对系统功能敏感性评价与确认,进行系统功能可靠性分析,为AP1000概率安全评价提供PRHRS可靠性估计。     

反应堆系统动力响应的敏感性分析

输入参数对反应堆系统动力响应的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆系统关键部位的接触刚度和间隙为输入变量，利用Sobol法开展了关键输入参数对地震条件下系统动力响应的敏感性分析，得到了全局敏感性系数及输入参数的重要度排序，此外，还采用K-S测度敏感性分析法对结果进行了检验。分析表明:燃料组件地震响应对2个部位的接触刚度变化较敏感，3个部位切向载荷极值均对所在部位接触刚度的变化最敏感。相关方法与分析流程可推广至反应堆冷却剂系统及其他主设备，为优化设计参数的选取提供定量分析手段与数据支持。      

静默式热管反应堆热工水力特性不确定性分析

基于不确定性分析软件DAKOTA和自编程热管反应堆单通道热工分析程序HEART,对静默式热管反应堆(NUSTER)稳态热工水力特性进行了不确定性分析。根据热管反应堆相关实验数据，选取运行功率、燃料热导率、气隙宽度、包壳厚度、热管蒸发段长度和基体厚度6个关键热工参数并确定其基准值与概率密度分布，通过大量重复性计算，获得了95%置信水平下热管蒸发段温度、热管冷凝段温度、燃料峰值温度、包壳峰值温度及基体温度的统计分布，并对各参数的不确定性对热管反应堆安全性的影响进行了分析。分析结果表明：热管蒸发段及冷凝段温度有0.67%的概率超过热管温度限值；由于热管反应堆堆芯为固态堆芯，传热以纯导热为主，输入变量的不确定性对不同目标参数的影响相同，燃料热导率的不确定性对5个目标参数的影响最为显著，且为负相关。本研究获得的结果可为热管反应堆的优化及其后续发展提供方向指引。     

中国铅基研究堆非能动余热排出系统可靠性分析

铅冷快堆是第四代核能系统推荐堆型之一,世界上多个铅冷快堆采用非能动余热排出系统。非能动系统中作为驱动的自然力与阻力在数量级上接近,由周边环境、材料参数的变化引起的波动不可忽略,因此需要研究非能动系统可靠性。改进了常用的响应面分析法,并应用于中国铅基研究堆反应堆容器空气冷却系统(Reactor Vessel Air Cooling System,RVACS)中。分析中使用流体计算软件Fluent模拟中国铅基研究堆RVACS系统的余热排出过程,研究了输入参数的不确定性对系统可靠性及反应堆安全产生的影响。在大量模拟数据的基础上结合神经网络法建立了输入参数不确定性和结果不确定性之间的映射关系,并以此分析RVACS非能动失效概率。分析结果表明在全厂断电的情况下,RVACS四组并联排热管中的两组也能够可靠地导出反应堆余热。     

核数据敏感性与不确定性分析及其在目标精度评估中的应用

核数据作为反应堆物理计算不确定性的重要来源,量化由核数据引入的不确定性,是反应堆不确定性分析的重要内容。另一方面,降低核数据的不确定性,有利于提高反应堆计算结果的可靠性,对于反应堆的经济性和安全性的提升有重要意义。基于敏感性与不确定性分析的目标精度评估,是给出核数据精度要求,从而降低计算结果不确定性的重要途径。本文提出了两步法的敏感性计算策略,针对快堆基准题BN-600,进行了有效增殖因数的敏感性分析,并量化了其不确定性的主要来源。通过建立目标精度评估问题对应的优化问题数学模型,采用差分进化算法,给出了有效增殖因数的目标精度为0.3%时核数据应达到的不确定性要求。     

不确定性对于非能动系统性能的影响

通常认为，非能动安全系统比能动安全系统更可靠，因为其没有机械运动部件或其他能动部件，非能动安全系统能够显著地降低硬件故障的概率。然而，对于非能动系统，有必要引入功能故障的概念，例如，存在这样的可能性，即在可靠性物理构架中，可能发生负荷超过其容量的情况。本文中，我们分析了气冷快中子反应堆的非能动冷却，利用了重要性抽样的蒙特卡洛技术来分析不确定性，并计算功能故障概率。结果表明：功能故障对系统的故障概率具有重要的影响，因此，功能故障应该包括在概率风险评价中。同时，还对非能动设计和一个替代的能动设计进行了比较。结果表明，对于这种特殊的应用，能动系统的可靠性可以比非能动系统的可靠性更好。     

基于HFR的核动力装置非能动系统敏感性分析方法研究

敏感性分析应用于反应堆非能动系统热工水力过程的不确定性分析和可靠性分析,能够定量识别对系统热工水力行为具有重要影响的不确定性输入参数。基于混合随机均衡-傅里叶幅度敏感性测试（HFR）方法,以某型核动力装置非能动余热排出试验系统作为算例进行全局敏感性分析研究,仿真结果证明了HFR方法的可行性与正确性。敏感性分析给出了系统输入参数重要度随时间的变化规律以及系统稳定运行时输入参数的重要度排序,分析结果有助于指导系统的设计优化及运行管理。      

核电厂电气厂房地震响应敏感性分析

利用人工地震波生成算法,探讨考虑土壤-结构相互作用的核电厂电气厂房地震响应动力分析模型和计算方法。通过比较楼层反应谱,研究岩土材料参数和载荷的不确定性对结构响应的影响。结果表明:岩土材料参数对核电厂电气厂房地震响应的影响更大,单一岩土材料参数下计算得到的拓宽后的楼层反应谱不能完全包络参数变化带来的地震响应差别。即使最终的反应谱大于或等于各种不同岩土参数下的楼层反应谱,仍有必要对不同岩土参数下的楼层反应谱做包络。     

基于非能动系统功能可靠性的IVR-ERVC保温层几何优化与可靠性评估

针对CPR1000在严重事故条件下实施熔融物堆内滞留 压力容器外部冷却(IVR ERVC)方案的保温层几何参数优化设计需求,按设计参数及关键参量可能范围及分布,采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用Relap5/Mod3程序进行不确定性传递计算。根据计算结果,进行参数对ERVC功能及行为的敏感性分析;基于提出的ERVC相关功能可靠性准则与统计分析,进行CPR1000一类非能动ERVC保温层设计参数名义值的初步选取。进一步在确定保温层结构参数基础上,进行ERVC功能可靠性分析,为CPR1000概率安全评价提供ERVC系统可靠性估计。     

灵敏度分析方法在非能动系统可靠性研究中的应用

在研究核电站安全时,热工水力非能动系统的可靠性研究基于所建立的热工水力学数值模型。模型通常极其复杂,具有多个输入参数,且输入参数具有不确定性,对模型输出的不确定性的影响又各不相同。灵敏度分析的目的是将各参数对模型输出的不确定性的影响进行排序,找出显著的影响参数。本文首先描述灵敏度分析的方法,然后应用秩转换回归分析方法计算HTR-10余热排出系统模型各参数的灵敏度,找出关键影响因素,将模型简化,并对简化模型应用响应面方法计算了失效概率。简化模型算得的失效概率与原模型的很接近。     

数字化核测量系统反应堆倍周期计算的敏感性分析

反应堆倍周期是核反应堆工程中的一个重要参数。在反应堆启动和功率提升过程中,操纵员可通过反应堆倍周期来了解反应堆的运行状态,并据此控制反应性。数字化核测量系统通过对与反应堆功率成正比的电压信号进行采样和处理,计算得到反应堆倍周期。在实际的应用中,电压信号往往包含测量噪声,对计算结果带来较大的不确定性。针对数字化核测量系统的倍周期计算问题,对其敏感性进行了分析,并给出相应的算例。     

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。     

防断组件及其支承柱高周疲劳分析

反应堆堆内构件是反应堆冷却剂系统中的重要设备,其设计结构要求在全寿期内保持高度可靠性。在国内外核电厂运行过程中,曾发生堆内构件因流致振动而出现故障和损坏事件,直接影响了反应堆的安全运行和经济效益。本文以堆内构件防断组件及其支承柱(SCSS)为研究对象,研究其在流致振动载荷和泵致振动载荷下的动态响应,并对结构进行谱分析和谐响应分析。最后根据ASME锅炉及压力容器规范对防断组件及其支承柱各部件进行高周疲劳评定,计算结果表明各部件交变应力强度满足规范限值的要求。     

反应堆冷却剂流量测量不确定性分析研究

反应堆冷却剂流量是压水堆核电厂设计和运行重点关注的热工安全参数及运行监测参数之一。论文介绍了弯管流量计法和热平衡法两种测量CPR1000核电机组反应堆冷却剂流量的数学物理模型，根据不确定性分析数学原理分别建立了两种方法的完整反应堆冷却剂流量不确定性分析模型，结合CPR1000核电机组数据对反应堆冷却剂流量的不确定性进行了对比分析及敏感性研究。本文模型可用于反应堆冷却剂流量测量不确定性的量化评估，还可用于确定影响反应堆冷却剂流量测量不确定性的关键因素以及优化流量测量系统设计。     

可移动式熔盐冷却高温堆(TFHR)热工水力特性不确定性分析

基于不确定分析软件DAKOTA、反应堆热工水力最佳估算程序RELAP5,编写程序耦合接口,对新型20 MWth棱柱式熔盐冷却高温堆稳态热工水力特性进行不确定性分析。选取关键热工参数(如功率、物性、几何尺寸)作为变量输入,基于现有实验堆安全运行经验,指定各参数概率密度分布,经过大量重复性计算,最终得到在95%置信水平下燃料峰值温度的统计分布,进而分析反应堆安全特性。统计结果表明:传热系数和燃料气隙的不确定性对燃料峰值温度影响最为显著且为负相关;燃料峰值温度有0.5%的概率超过燃料稳态运行极限,现有反应堆设计方案需进一步优化。