核电站最佳估算安全分析中的不确定度评估方法分析

不确定度评估是核电站最佳估算安全分析中的重要一环。本文对不确定度的来源和不确定度评估方法进行了概述,将不确定度评估方法分为统计类和确定类两种,总结了统计类不确定度评估方法的一般流程。从计算代价和计算准确度等方面对各种不确定度评估方法进行了比较。分析结果表明,目前非参数抽样结合复杂热工水力模型的方法是不确定度评估最佳选择,该方法在满足"95/95准则"的前提下易实现,且计算代价较小。     

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。     

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。     

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。     

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。     

水中氚放射性活度分析的不确定度评定

首先给出核分析不确定度评定的步骤为:不确定度来源分析,分析不确定度涉及哪些参数;给出参数的数值;相关参数的不确定度;标准合成不确定度;报告结果及其不确定度。然后以电解浓缩-液体闪烁法分析水中氚活度为例,分别计算电解浓缩倍数、测量水样的重量、净计数率、标准氚水活度、标准氚水净计数率的标准不确定度,进行合成,得出水中氚活度的不确定度。     

铀标准溶液不确定度分析

摘要：分析了由八氧化三铀配置标准溶液过程中有关参数信息。如天平、吸量管、容量瓶、滴定管等因素对铀标准溶液测量不确定度的影响,这些因素反映了测量系统不确定性的基本特征,实际上是误差源引起的测量系统不确定度的主要原因,考虑误差源对合适指标特征的不确定度评定,计算出铀标准溶液合成不确定度与扩展不确定度结果为{ 0.44% }。铀标准溶液测量结果表示为（25.29±0.44）Bq/mL     

不确定度分析方法的改进及实际应用

以不确定度分析作为确定型程序的分析补充，可以获得更丰富更全面的信息。讨论了燃料元件确定型分析程序输出响应不确定度的分析方法及其具体应用，编制了ＩＦＵＡ程序，并用它分析了秦山核电厂稳态满功率运行情况下燃料元件输出响应的不确定度。     

非参数统计方法在DNBR限值计算中的应用

非参数统计方法是一种不依赖某种特定分布的统计推断方法,它通过抽样计算得到总体在一定概率水平和置信度下的容许限。DNBR裕量是核电站设计中的重要参数,能够反映核电站的安全水平。本文应用基于Wilks公式容许限的非参数统计方法及VIPRE-01程序计算300MW核电厂在全失流事故(LOFA)下的DNBR设计限值,并与ITDP方法得到的DNBR限值相比较,以期获得一定的DNBR裕量。结果表明,相对于ITDP方法,非参数统计方法获得了2.96%的DNBR裕量,该方法由于减少了分析过程中的保守性,能够提供更大的DNBR裕量,而DNBR裕量增加有利于堆芯换料方案的改进。     

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。     

大破口失水事故分析方法GSM的开发与应用

中广核确定论统计方法（GSM）是介于保守评价模型和最佳估算评价模型之间的失水事故（LOCA）分析方法。在该方法中,程序模型采用确定论现实方法（DRM）惩罚模型进行保守方法处理,对电厂模型采用保守假设,对电厂重要状态参数采用统计方法量化确定不确定性范围和分布,并对统计抽样计算得到的目标参数分别采用参数统计和非参数统计处理以得到包壳峰值温度的双95%值上限值。将该方法应用于CPR1000核电厂大破口LOCA分析,与传统DRM相比可挖掘约9%的LOCA裕量。     

逐项迭代法在ID-ICP-MS测定~(239)Pu不确定度合成中的应用

阐述了不确定度评估中一种不确定度合成方法——逐项迭代法,即将数学模型中的中间量用单一参数代替,分别合成中间量的不确定度,逐步迭代,直至获得测量结果的总不确定度。与传统的合成方法相比,逐项迭代法运算简便、逻辑性强、可比较性好,适用于复杂数学模型中独立分量的快速合成。采用该方法对ID-ICP-MS测定239Pu的不确定度进行了合成和评估。结果表明,R239/242m(即m239/m242测量值)的不确定度及242Pu稀释剂中239Pu杂质含量的不确定度是造成分析结果不确定度的主要因素,实际测量中应尽量提高仪器的短期稳定性,选用较纯的稀释剂或准确标定稀释剂中239 Pu的含量以降低分析结果的不确定度。     

基于确定性抽样的过冷沸腾边界条件不确定性分析

本文使用Fluent软件构建数学物理模型,对DEBORA过冷沸腾基准实验进行了数值模拟,并采用确定性抽样方法对模拟沸腾流动的边界条件不确定性进行分析,计算得到了主要径向参数分布的期望值和置信区间,分析了边界条件不确定性的影响趋势。此外,还计算得到了不确定性源对部分径向参数的影响权重。结果表明,流体入口温度和壁面热流密度的不确定性对径向空泡份额的影响较大,而运行压力和流体入口温度的不确定性是影响径向液体温度计算的主要因素。     

Uncertainty Analysis for Unprotected Accidents in Sodium-Cooled Fast Reactors

Reactor safety analyses often utilize a deterministic approach where in addition to performing best estimate calculations, uncertainty is accommodated by performing calculations with pessimistic values for input parameters that are important to safety. Here, a stochastic approach is considered for explicitly including uncertainty in safety parameters by applying Monte Carlo sampling coupled with established deterministic reactor safety analysis tools. The Monte Carlo approach yields frequency distributions for reactor safety metrics (e.g., peak temperatures) that can be compared to performance limits, allowing for an improved determination of the safety margin and a clear determination of which safety parameters are most important to the transient response. Because the approach enables the estimation of probabilities for violating safety boundaries, it should be useful in a risk-based regulatory environment. It has the advantage of not requiring any substantial rewriting of existing safety analysis computer codes.     

考虑有效共振积分不确定度的抽样方法研究

在核反应堆物理计算中,核数据库中的截面是影响计算结果的重要因素,研究其不确定度对结果的影响具有重要意义。本文基于3个核评价数据库,利用NJOY程序制作了70种主要锕系核素和部分裂变产物的69群协方差数据库。开发了不确定性分析程序SUACL,该程序利用上述协方差数据库和国际原子能机构制作的69群WIMSD数据库,基于随机抽样的方法产生微扰后的多个核数据库样本;然后利用DRAGON程序对NEA/OECD基准中的PWR栅元进行了计算,计算结果表明,~(235)U和~(238)U两种核素裂变-裂变、辐射俘获-辐射俘获和弹性散射-弹性散射参数对对栅元k∞的相对不确定度与其他程序的吻合良好,验证了程序和理论方法的正确性。同时利用随机抽样方法对5个制作参数的不确定度进行了研究,发现包壳厚度的不确定性对无限增殖因数有较大影响,主要原因是其本身的相对不确定度较大。     

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。