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 被引量：1

1

作者 王章立 王喆 +5 位作者 王国栋 扈本学 唐国锋 张今朝 杨萍 刘鑫 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期98-104,共7页

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... 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。 展开更多

关键词 最佳估算加不确定性 DAKOTA程序 容忍区间 不确定性分析 WILKS公式

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示范快堆一回路主管道断裂事故最佳估算分析研究

2

作者 叶尚尚 刘一哲 +3 位作者 杨红义 杨军 王晓坤 齐少璞 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第4期646-657,共12页

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... 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。 展开更多

关键词 示范快堆 一回路主管道断裂事故 热工水力 最佳估算 不确定性

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核电站最佳估算安全分析中的不确定度评估方法分析 被引量：8

3

作者 陈炼 房芳芳 +1 位作者 邓程程 崔成鑫 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第7期1237-1242,共6页

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... 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。 展开更多

关键词 最佳估算 不确定度 统计方法 CSAU

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最佳估算方法中不确定度评估关键问题分析 被引量：7

4

作者 陈炼 胡啸 +1 位作者 邓程程 黄挺 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第5期851-858,共8页

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... 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。 展开更多

关键词 最佳估算 不确定度 统计方法 敏感性

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最佳估算方法在核临界安全分析的应用研究 被引量：3

5

作者 陈添 霍小东 +1 位作者 杨海峰 易璇 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第4期619-627,共9页

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... 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。 展开更多

关键词 最佳估算方法 临界安全分析 非参数抽样统计方法 参数敏感性分析 乏燃料贮存格架 燃料运输容器

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基于TRACE程序的大破口BEPU分析方法在独立审核计算中的应用 被引量：1

6

作者 孙微 庄少欣 +1 位作者 安婕铷 靖剑平 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第7期1225-1231,共7页

我国某大功率非能动压水堆首次采用标准设计的方法。本文基于TRACE程序,采用最佳估算及不确定性分析方法对该电厂大破口失水事故开展了独立审核计算,并探讨了该方法在核安全审评中的应用。最佳估算结果表明,该压水堆大破口失水事故下包... 我国某大功率非能动压水堆首次采用标准设计的方法。本文基于TRACE程序,采用最佳估算及不确定性分析方法对该电厂大破口失水事故开展了独立审核计算,并探讨了该方法在核安全审评中的应用。最佳估算结果表明,该压水堆大破口失水事故下包壳峰值温度低于验收准则限值。该计算结果可作为独立审核计算的重要部分应用于核电厂安全审评中。 展开更多

关键词 LBLOCA 最佳估算及不确定性分析 TRACE程序 独立审核计算

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压水堆核电站热工水力系统程序的研发现状与趋势 被引量：12

7

作者 刘志弢 秦本科 +1 位作者 解衡 王炳华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第11期966-972,共7页

比较分析了目前世界上典型的压水堆核电站热工水力系统程序的研发历程、发展现状、应用范围,着重指出了最佳估算、程序耦合、程序评估在热工水力系统程序研发中的重要作用,阐述了各国热工水力系统程序研发模式对我国自主创新的借鉴意义。

关键词 热工水力 核电站 最佳估算 计算程序 核安全

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BEPU分析方法在CNP600弹棒事故中的应用

8

作者 万海霞 徐治龙 +5 位作者 邵静 孙征 李龙 吴晓春 王洋洋 曹欣荣 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第1期58-63,共6页

最佳估算加不确定性(BEPU)事故分析方法同传统的保守性事故分析方法相比,可获取现实的分析结果和安全裕量,在保证核电厂安全性的前提下,提高核电厂的经济效益和运行灵活性。针对CNP600的设计特点,利用最佳估算程序RELAP5-3D建立热态满功... 最佳估算加不确定性(BEPU)事故分析方法同传统的保守性事故分析方法相比,可获取现实的分析结果和安全裕量,在保证核电厂安全性的前提下,提高核电厂的经济效益和运行灵活性。针对CNP600的设计特点,利用最佳估算程序RELAP5-3D建立热态满功率(HFP)和热态零功率(HZP)条件下的弹棒事故(REA)分析模型。通过弹棒事故现象识别分级表(PIRT)识别事故瞬态下重要的过程和现象,筛选出对关键安全参数有重要影响的输入参数。利用DAKOTA程序对重要不确定性输入参数进行拉丁超立方抽样(LHS),通过非参数统计方法计算关键安全参数的单侧容忍上限。计算结果显示:两种弹棒条件下,REA瞬态过程中的最大芯块平均焓值、芯块峰值温度、包壳峰值温度、系统峰值压力均满足弹棒事故验收准则;利用非参数统计方法计算的核功率峰值单侧容忍上限结果合理,最大芯块平均焓值单侧容忍上限计算值同传统弹棒事故保守计算值相比具有可观的安全裕量。 展开更多

关键词 最佳估算加不确定性 CNP600 弹棒事故 单侧容忍上限 安全裕量

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套管式直流蒸汽发生器稳态特性分析 被引量：7

9

作者 刘建阁 彭敏俊 +1 位作者 张志俭 黎华 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第7期757-762,共6页

新型核动力装置采用结构紧凑的双面加热型套管式直流蒸汽发生器,单相一次侧流体在中心管及环形通道外的空间内由上而下流动;二次侧流体在环形狭窄流道内由下而上流动,经过相变在出口处变为过热蒸汽.由于套管式直流蒸汽发生器工作原理与... 新型核动力装置采用结构紧凑的双面加热型套管式直流蒸汽发生器,单相一次侧流体在中心管及环形通道外的空间内由上而下流动;二次侧流体在环形狭窄流道内由下而上流动,经过相变在出口处变为过热蒸汽.由于套管式直流蒸汽发生器工作原理与自然循环蒸汽发生器有着本质的不同,为保证其安全可靠的运行,需要研究其稳态和动态运行特性,解决启停过程和升降负荷过程所可能遇到的问题以及水动力不稳定性、脉动问题,基于此,采用最佳估算程序RE-LAP5/SCDAP/MOD3.4分析了单台套管式直流蒸汽发生器有效传热区的稳态运行特性和规律,从而为启停特性分析、动态特性分析以及控制方案的制定提供稳态参考. 展开更多

关键词 双面加热 套管式直流蒸汽发生器 稳态特性 最佳估算程序

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AP1000主给水泵组的设计选型分析 被引量：5

10

作者 王保田 《现代电力》 2009年第4期65-70,共6页

对第三代先进型压水堆AP1000首堆工程主给水泵组的设计选型进行了分析,对选择一回路最佳估算流量下的接口参数作为二回路主给水泵组的设计输入进行了论述,阐述了主给水泵组的流量、扬程、电机功率等性能参数的设计选择过程,供后续AP100... 对第三代先进型压水堆AP1000首堆工程主给水泵组的设计选型进行了分析,对选择一回路最佳估算流量下的接口参数作为二回路主给水泵组的设计输入进行了论述,阐述了主给水泵组的流量、扬程、电机功率等性能参数的设计选择过程,供后续AP1000堆型二回路主给水泵组的设计选型借鉴和参考。 展开更多

关键词 AP1000 主给水泵组 最佳估算流量 性能参数 设计

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对SGTR事故基于征兆的处理策略分析 被引量：2

11

作者 易珂 高超 苏收 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第2期263-267,共5页

电厂正常运行时发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,考虑到燃料棒破损,反应堆冷却剂被裂变产物污染。由于该事故使放射性冷却剂从一回路向二回路系统泄漏,进而导致二回路系统放射性增加,另外如果破损蒸汽发生器发生满溢将对环境造成严... 电厂正常运行时发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,考虑到燃料棒破损,反应堆冷却剂被裂变产物污染。由于该事故使放射性冷却剂从一回路向二回路系统泄漏,进而导致二回路系统放射性增加,另外如果破损蒸汽发生器发生满溢将对环境造成严重影响。本文基于SGTR事故征兆及后果等分析,确定适用于国内某百万千瓦级核电厂的基于征兆的SGTR事故处理策略,并通过最佳估算模型计算,分析评估基于征兆的SGTR事故处理策略的效果并最终确定该事故处理策略。 展开更多

关键词 事故处理策略 蒸汽发生器传热管破裂(SGTR) 最佳估算(BE)

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VVER机组LBLOCA始发严重事故工况下堆芯出口温度BEPU分析

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作者 陈仁宗 王辉 孙晓晖 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第4期660-665,共6页

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... 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。 展开更多

关键词 大破口失水事故 最佳估算加不确定性方法 不确定性分析 敏感性分析

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