本文關鍵詞：大破口失水事故重要模型不確定性評價及應用

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【摘要】：在對大破口失水事故進程和物理現(xiàn)象進行深入剖析的基礎上,確定了事故中對包殼峰值溫度有重要影響的現(xiàn)象及對應的RELAP5/MOD3.3流動傳熱模型:臨界熱流密度模型、膜態(tài)沸騰傳熱模型和臨界流模型。通過文獻調研獲得了對應流動傳熱模型的實驗數(shù)據(jù)。將模型計算值和實驗數(shù)據(jù)進行對比,對這3個模型的不確定性進行評價,并應用正交序列法得到模型不確定范圍和概率分布。最后將概率評價結果應用于LOFT LP-02-6大破口失水事故的不確定性分析中,分析結果表明,對RELAP5流動傳熱模型的概率評價合理。
【作者單位】： 西安交通大學核科學與技術學院;
【關鍵詞】： 大破口失水事故 不確定性范圍 概率分布 正交序列法
【分類號】：TL364.4
【正文快照】： 自1988年對10CFR50.46管理導則進行修訂以來,大破口失水事故(LBLOCA)的分析計算廣泛采用最佳估算加不確定性分析方法(BEPU)。常用的不確定性分析方法分為3種,即程序輸入不確定性傳播方法(如CSAU、GRS、ASTRUM)[1]、程序輸出不確定性傳播方法(如UMAE)[2]以及基于前兩種方法的混

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2 喻章程;解衡;;聚變-裂變混合堆冷管段大破口失水事故分析[J];原子能科學技術;2014年07期

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4 黨高健;黃代順;魯劍超;高穎賢;單建強;;超臨界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析[J];核動力工程;2013年01期

5 孫吉良;大破口失水事故的DRM分析方法介紹[J];核動力工程;2002年02期

6 ;[J];;年期

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1 駱邦其;孫吉良;;CPR1000核電廠大破口失水事故分析[A];中國核科學技術進展報告（第二卷）——中國核學會2011年學術年會論文集第3冊（核能動力分卷（下））[C];2011年

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本文編號：844800