最佳估算加不确定性分析方法及其应用研究

最佳估算加不确定性方法能够消除常用方法所导致的过度保守性。基于RELAP5程序的最佳估算加不确定性分析方法,在充分吸收不确定性分析方法经验基础之上,考虑了初始条件、边界条件以及模型不确定性,以统计方法得到满足概率要求的结果。并将该方法应用于再淹没试验NEPTUN数据的分析,证明各不确定性参数的选取及评价的正确性。     

压水堆失水事故最佳估算方法研究

传统使用的失水事故分析模型和方法被公认是极度保守的,它带来不必要的过量裕度,限制了运行核电厂和新建核电厂的功率提高,并限制了运行的灵活性。最佳估算方法的发展和应用为消除这些不必要的限制提供了可能。本文介绍了压水堆失水事故最佳估算方法的进展;叙述了最佳估算方法及评价方法,特别是不确定性分析方法,介绍了目前已获使用的最佳估算程序。     

大破口LOCA事故ASTRUM最佳估算分析方法优化研究

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。     

新型不确定性分析容忍限估计方法

Uncertainty analysis methods based on WILKS formula is most generally applied for its advantages in reducing the calculation amount. However, the high resolution calculation is required in the nuclear reactor design and safty evaluation , which demand the uncertainty analysis methods with higher efficiency. This paper provides a new method to evaluate the tolerance limit, which is based on the same mathmatical principal of WILKS formula method but with improvements. Compared to WILKS formula method, this new method is capable to decrease the minimum sample size for evaluating the tolerance limit.     

示范快堆一回路主管道断裂事故最佳估算分析研究

与安全裕量有关的研究一直是反应堆安全设计与安全分析的重点和难点问题。本文针对池式示范快堆CFR600的设计特点,对主热传输系统中的重要现象进行了分析,并建立了最佳估算模型,基于Wilks方法对CFR600一回路主管道断裂事故进行了不确定性量化计算。最佳估算分析结果表明,CFR600在一回路主管道断裂事故下,包壳最高温度95%/95%上限为851?6 ℃,相较于保守分析结果具有约91?8 ℃裕量,低于包壳破损验收准则。     

小破口失水事故最佳估算的不确定性和敏感性分析

本文采用RELAP5最佳估算程序对我国建造的先进热工水力试验（ACME）台架进行了小破口失水事故模拟,并开展了不确定性定量化评估,包括输入不确定性参数的选取、Wilks非参数统计方法的应用以及基于SNAP平台的不确定性传播计算,最后对计算结果进行了不确定性和敏感性分析。计算得到关键参数的95/95不确定性包络带,其中最小堆芯液位的下限仍保持在堆芯活性区以上,表明堆芯有95%的置信度未发生裸露。通过敏感性分析判别出对最小堆芯液位影响较大的输入不确定性参数。     

耦合程序技术在核电站最佳估算安全分析中的应用

在轻水反应堆（LWR）的设计、安全和运行中，热工水力学和中子物理学问题仍然具有挑战性。由于缺乏对这些问题相互作用复杂机理的充分理解，不得不采取保守的安全限制。这阻碍了核电站的优化设计，结果导致经济性的损失。 随着计算机技术的不断发展，程序的能力大大增强，从而使得以前不能实现的先进安全评估方法和优化设计成为可能。事实上,在过去几十年里，最佳估算（BE）中子物理和热工水力计算是独立进行的，它们之间的联系很少，而现在利用耦合程序技术开发新一代计算工具成为可能。对于堆芯中子物理与一回路热工水力间存在强烈耦合作用的事故，特别是在堆芯不对称过程导致局部空间功率变化的情况下，必须采用耦合程序分析。在本研究中，强调了在核电站复杂假想事故中，堆芯三维行为计算模拟已达到成熟水平的事实，并概括给出了耦合程序技术的典型应用及其主要特点和限制。     

最佳估算方法在核临界安全分析的应用研究

最佳估算方法可以同时对多个参数按概率分布进行抽样,从而模拟系统真实的物理状况,计算结果的容忍区间及置信水平与抽样数目有关。本文将最佳估算方法应用于压水堆核电站乏燃料贮存格架和燃料运输容器的临界安全分析,采用非参数抽样统计方法,多参数同时抽样,并对各抽样参数的敏感度进行分析。抽样计算的结果统计分析表明,最佳估算方法更接近真实值,证明原逐参数单独进行敏感性分析方法的保守性并得到相应的保守裕量;对于特定研究对象参数的敏感性排序是稳定的,主要取决于参数自身的敏感性,参数的范围及分布的影响较小,应在相关设备的设计与制造中重点关注敏感度高的参数。     

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。     

VVER机组LBLOCA始发严重事故工况下堆芯出口温度BEPU分析

最佳估算加不确定性（BEPU）方法目前广泛应用于核电厂设计基准事故（DBA）的分析。考虑到严重事故现象复杂及不确定性较大,BEPU方法在严重事故领域应用较少。堆芯出口温度（CET）是核电厂安全运行的重要监测参数,本文以VVER1000压水堆核电厂为研究对象,采用BEPU方法对大破口失水事故（LBLOCA）始发严重事故工况下包壳破裂对应的CET进行不确定性分析,并对输入参数进行敏感性分析。计算结果表明：气隙释放对应CET的单侧统计容忍限值（95/95）为430.85 ℃;CET对输入参数中的衰变热系数和包壳厚度较为敏感。     

COBRA-Ⅳ对8×8棒束计算的不确定性分析

综合现有不确定性分析方法的原理及特点，采用Wilks公式确定需要计算的最小次数，研究针对子通道程序不确定性的分析方法，并编写程序。运用该程序对8×8棒束的出口空泡份额实验的子通道计算进行了不确定性分析与研究，得到了每个子通道出口空泡份额的计算预测值，以及满足容忍限的不确定性上、下限。计算结果表明：边角子通道的计算不确定性较小，约为±5.5%；而水棒周围不规则形状的子通道的不确定性较大，约为±9%。堆芯热工水力问题中最关注的高空泡子通道的出口空泡份额，其不确定性为-5.5%～6%。     

钴调节棒更换后RFSP-IST程序通量计算不确定性分析

在中核核电运行管理有限公司秦山第三核电厂（简称秦山三核）调节棒组件变更设计的物理分析中,用于堆芯计算程序RFSP-IST的钴调节棒增量截面由DRAGON产生,它的方法模型与秦山三核安全分析报告RFSAR（2007版）所采用的超栅元计算程序MULTICELL不完全相同,因此有必要对调节棒组件变更前后RFSP-IST程序通量计算不确定性进行分析。基于秦山三核1、2号机组的相关历史运行数据,采用95/95单边上限不确定性分析方法,对调节棒组件变更前后RFSP-IST程序通量计算不确定性进行分析。数值计算结果表明,调节棒组件变更设计及超栅元增量截面计算程序变更未对RFSP IST程序通量计算不确定性产生影响。     

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。     

基于抽样方法的特征值不确定度分析

核数据是反应堆物理计算的基础数据,研究其不确定度对反应堆物理计算引入的不确定度,对提高反应堆的安全性和经济性具有重要意义。本文基于抽样理论研究了反应堆物理计算不确定度分析的方法,研发了不确定度分析程序UNICORN。基于ENDF/B-Ⅶ.1评价数据库,使用NJOY程序开发了多群协方差数据库。采用UNICORN程序和多群协方差数据库对三哩岛燃料棒和基准题RB31的k∞进行了不确定度分析,得到核数据库中各分反应道截面的不确定度对k∞造成的不确定度。结果表明:238 U(n,γ)截面对三哩岛燃料棒k∞造成的不确定度最大,相对不确定度达0.4%左右;协方差数据库的不同来源会对不确定度分析结果造成一定影响。     

多种参数不确定性分析方法在AP1000 LBLOCA中的适用性研究

参数不确定性分析是利用合理的方法来建立输入参数不确定性和输出结果不确定性之间的响应关系,以能更真实地模拟电厂状态,在兼顾安全性的前提下,提高电厂的经济性。本文通过对AP1000 LBLOCA分析,发现随机取样统计方法、敏感性分析数值方法、传统误差传递分析方法均能提供较大的燃料包壳峰值温度（PCT）安全裕度,对核电厂经济性提高过程中参数不确定性量化方法的选择具有参考意义。此外,随机取样统计方法利用数理统计理论分析,减少了分析过程中的保守性,故在3种方法之中可提供最大的安全裕度。相较传统的参数包络分析方法,随机取样统计方法可额外提供的PCT裕度约100 K,而敏感性分析数值方法和传统误差传递分析方法额外提供的PCT裕度则约50～60 K。     

Statistical Uncertainty Analysis Applied to Fuel Depletion Calculations

In this paper, we present an uncertainty methodology based on a statistical approach, for assessing uncertainties in lattice code predictions of fuel composition changes with burnup due to uncertainties in the fuel geometric configuration, initial enrichment, and depletion conditions. The methodology has been applied to depletion calculations with CASMO-4 and experimental data from the ARIANE Programme to estimate the calculation uncertainties in nuclide concentration and other neutronic parameters at any time during the irradiation history. Results have shown that important information on the quality of the code's predictions can be obtained by analyzing the comparison of the code's estimates and their associated uncertainties, in the form of tolerance intervals, with experimental data and their reported errors.     

基于抽样方法的燃耗计算核素积存量不确定度分析

基于抽样基本原理研究了应用于燃耗计算的不确定度分析方法,并开发了燃耗计算不确定度分析程序。基于评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0的裂变产额标准差和衰变常量标准差计算得到了衰变常量协方差矩阵和带相关性的裂变产额协方差矩阵,并结合SCALE6.2程序包的56群反应截面协方差数据库,对Takahama-3压水堆组件基准题中SF95-4样品进行不确定度分析。计算了反应截面、衰变常量和裂变产额不确定度引起的核素积存量的不确定度。计算结果表明,反应截面的不确定度是锕系核素积存量不确定度的主要来源,裂变产额和衰变常量的不确定度对部分裂变产物的积存量会引入较大的不确定度。但考虑裂变产额相关性后,裂变产额引起的不确定度显著降低。     

适用于核电厂BEPU的高效全局敏感性分析方法开发及应用

最佳估算加不确定性（BEPU）分析是IAEA推荐用于核电厂事故安全分析的方法,该方法中一个关键步骤为评估输入参数对目标输出的影响大小,即定量敏感性分析。传统BEPU分析中常使用基于线性或单调假设的局部敏感性分析方法,其难以适用于复杂的核反应堆系统,而全局敏感性分析则由于计算成本过高而难以在实际工程中应用。本研究中针对矩独立全局敏感性分析方法开展了优化研究,使用高阶模型表示、高斯求积公式等方法降低矩独立敏感性度量的计算成本,得到了一种高效的敏感性分析方法。使用了多个例题对优化方法的可靠性进行了验证,并将其应用于LOFT（loss of fluid test）大破口事故的敏感性分析。结果表明,该高效敏感性分析方法能准确识别核反应堆事故工况中的重要参数,并能对参数重要度进行定量排序。