保守分析與最佳估算相結(jié)合之LOCA認(rèn)證分析方法論.pdf

1、自1988年USNRC在10CFR50.46修訂版中采用了一個(gè)性能導(dǎo)向的法規(guī)方法，采用更為真實(shí)物理模型的現(xiàn)實(shí) LOCA分析方法在核工業(yè)界得到了廣泛的應(yīng)用。LOCA認(rèn)證級(jí)安全分析評(píng)估模式主要有現(xiàn)實(shí)LOCA分析方法和保守LOCA分析方法?，F(xiàn)實(shí)LOCA分析方法使用最佳估算（BE）分析，并需給出充分的統(tǒng)計(jì)分析，以量化最佳估算的不確定性，保證計(jì)算結(jié)果在接受的準(zhǔn)則之內(nèi)。本文提出采取基于附錄K保守評(píng)價(jià)模型與電廠狀態(tài)參數(shù)不確定性量化相結(jié)合的LOCA分析

2、方法。該方法既滿足相關(guān)認(rèn)證法規(guī)要求，且相對(duì)于保守 LOCA分析，預(yù)期也可“挖掘”較大熱工裕度。該方法綜合了最佳估算程序、10CFR50附錄K評(píng)價(jià)模型，以及電廠狀態(tài)參數(shù)的不確定性分析。
　　程序與模型的不確定性，需對(duì)程序、模型、電廠物理特性描述等進(jìn)行詳細(xì)分析，并結(jié)合大量相關(guān)分離效應(yīng)與整體試驗(yàn)進(jìn)行嚴(yán)格評(píng)估，分析需要大量的人力與資源。本文提出采用目前較現(xiàn)實(shí)的技術(shù)路線，即在最佳估算計(jì)算程序 RELAP5/MOD3平臺(tái)上，修改相關(guān)模型或關(guān)系

3、式，使其滿足有關(guān)法規(guī)（10CFR50附錄K）的保守評(píng)價(jià)模型要求，進(jìn)而形成認(rèn)證級(jí)LOCA分析工具，從而實(shí)現(xiàn)對(duì)LOCA分析中程序與重要模型等所引入的不確定性進(jìn)行整體性保守評(píng)估。
　　對(duì)于電廠狀態(tài)參數(shù)的不確定性量化，本文根據(jù)現(xiàn)象識(shí)別和排序表（PIRT）和技術(shù)規(guī)范，篩選出對(duì)PCT有重要影響的過程和初始條件的相關(guān)重要參數(shù)，并確定其名義值或額定值及其概率密度分布，進(jìn)行不確定性影響的統(tǒng)計(jì)與量化。本文提出采用非參數(shù)統(tǒng)計(jì)技術(shù)，針對(duì)電廠狀態(tài)參數(shù)通過直

4、接蒙特卡洛隨機(jī)抽樣，計(jì)算出以95％置信水平得到抽樣總體的包含95%PCT（或CWO，LMO）單側(cè)置信上限。
　　本文針對(duì)LOFT L2-5冷段雙端斷裂大破口冷卻劑喪失事故整體試驗(yàn)進(jìn)行了LOCA分析應(yīng)用實(shí)踐。首先通過程序模擬計(jì)算，對(duì)程序計(jì)算和LOFT L2-5試驗(yàn)在反應(yīng)堆系統(tǒng)一次側(cè)重要熱工參數(shù)進(jìn)行對(duì)比分析，并按照大破口冷卻劑喪失事故發(fā)生序列，對(duì)程序模擬瞬態(tài)過程進(jìn)行了詳細(xì)分析，探討修改的RELAP5/MOD3程序一維模型對(duì)LOFT L

5、2-5試驗(yàn)?zāi)M計(jì)算的適用性。然后，基于LOFT L2-5試驗(yàn)對(duì)初始運(yùn)行狀態(tài)參數(shù)進(jìn)行了不確定性量化分析，根據(jù)非參數(shù)統(tǒng)計(jì)理論進(jìn)行124組計(jì)算得到95/95PCT，并同完全保守假設(shè)計(jì)算PCT進(jìn)行對(duì)比分析。同時(shí)對(duì)124組PCT進(jìn)行參數(shù)數(shù)理統(tǒng)計(jì)分析，通過分布擬合優(yōu)度檢驗(yàn)驗(yàn)證其服從正態(tài)分布，并計(jì)算得到在95%置信水平下總體分布包含95%PCT單側(cè)置信上限值，從而對(duì)比兩種不同不確定性分析方法特點(diǎn)。計(jì)算結(jié)果表明：采用非參數(shù)統(tǒng)計(jì)技術(shù)計(jì)算所得 PCT95/