全厂断电事故下非能动核电厂系统响应及敏感性研究

福岛核事故发生以后,全厂断电事故成为了关注的热点。为了研究核电厂在全厂断电事故后的系统响应,文章采用系统分析程序针对非能动核电厂的系统、设备建立系统级模型,并开展计算分析。获得了主回路系统、安全系统关键参数的瞬态响应,得出如下结论：全厂断电事故后,非能动核电厂依靠蒸汽发生器（SteamGenerator,SG）和非能动余热排出系统（PassiveResidualHeat Removal system,PRHR）能够及时带出堆芯衰变热;PRHR启动的早晚影响SG二次侧冷却剂进行堆芯余热的带出,但对反应堆冷却能力的影响并不大;堆芯补水箱（CoreMakeupTanks,CMT）向主回路注入冷却剂的质量和速率对主回路温度、压力、稳压器液位的影响很大,可考虑调节CMT注入管线的阻力,使CMT注入流量在合理的水平,防止稳压器发生满溢。     

多群核数据不确定性对堆芯物理计算的影响

核数据不确定性是造成反应堆物理计算结果不确定性的重要因素之一。基于所需抽样核数据的协方差矩阵开发了随机抽样模块(Stochastic Sampling,SAMP),在此基础上利用SCALE(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation)软件包实现了混合法和随机抽样法两种不确定性分析方法,以研究多群核数据不确定性对堆芯物理计算的影响。以3×3假想堆芯为对象,对两种方法进行了验证,然后应用于国际原子能机构(International Atomic Energy Agency,IAEA)燃料管理基准题中的Almaraz核电厂首循环堆芯。分析结果表明,两种方法结果符合良好,Almaraz核电厂堆芯keff不确定性约为0.5%,堆芯径向和轴向功率的最大不确定性分别为1.9%和0.45%。     

事故容错燃料包壳和芯块材料中子学分析

分别使用SCALE软件包和两种近似方法进行组件和堆芯中子学分析,进而对SiC、先进铁合金和钼等事故容错包壳材料以及U_3Si_2、U~(15)N和U-Mo等芯块材料进行中子经济性评价。结果表明:除了SiC外,金属包壳均有显著的中子惩罚,需通过提高燃料富集度或减少包壳厚度进行补偿;高密度芯块如U_3Si_2通常能够提高中子经济性,但由于过高的~(238)U含量,U~(15)N无明显经济性优势。     

ARCON96模型计算行为研究及其与高斯模型在大气弥散因子估计中的比较

ARCON96模型是NRC推荐用于核电站主控室可居留性评价的大气弥散因子计算模型。相比于以往的模型，ARCON96模型根据场地实验修正了近距离和静风条件下的扩散参数,使其估计结果更符合实际。本工作研究了ARCON96模型在大气弥散因子估计中的计算行为，并与经典高斯模型进行了比较。随着距离的增加，ARCON96模型估计的大气弥散因子与风速的函数关系逐渐由钟形曲线过渡到近似高斯模型的曲线。同时，随着距离的增加，大气弥散因子最大值所对应的气象条件也逐渐由非静风转变为静风。在各个距离下，ARCON96模型所估算大气弥散因子均小于高斯模型。     

贝叶斯推断法标定核燃料裂变气体释放模型

针对模型参数不确定性影响裂变气体释放(FGR)机理模型预测精度的问题,构建了一套贝叶斯标定方法。利用FGR实验测量数据标定晶内气体扩散系数等模型参数并推断其后验概率分布,采用Kriging模型和主成分分析法提高贝叶斯推断效率。分析结果表明,标定后模型FGR计算结果的准确性显著提高,总体均方根误差降低约70%;5个模型参数后验分布标准差相比先验分布均有所减小,进而降低了FGR预测值的不确定度。