本文關鍵詞：最佳估算加不確定性分析方法在我國核安全審評中的應用

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【摘要】：目前核電廠安全分析用計算機程序多是基于保守方法開發(fā)的,給核電廠的設計和分析帶來了過量裕度,增加了核電廠優(yōu)化和改進的難度,使用最佳估算加不確定性分析方法可以減少或消除這些不必要的限制。在AP1000和CAP1400的審評過程中,國家核安全局采用最佳估算加不確定性方法對大破口失水事故進行了審查。本文介紹了四種最佳估算加不確定性分析方法,對不確定性的來源和不確定性統(tǒng)計方法進行了論述�；贏STRUM方法,利用RELAP5程序對AP1000核電廠大破口失水事故進行了獨立審核計算,經(jīng)59組抽樣計算后,最大的燃料包殼溫度值為1070℃,滿足驗收準則要求。
【作者單位】： 環(huán)境保護部核與輻射安全中心;
【基金】：大型先進壓水堆及高溫氣冷堆核電站國家科技重大專項“CAP1400安全審評技術及獨立驗證試驗”(2011ZX06002-010)和“CAP1400安全審評關鍵技術研究”(2013ZX06002001)
【分類號】：TM623.8
【正文快照】： 在過去的三十多年中,與核安全相關的現(xiàn)實環(huán)境一直在演變,人們對于事故進程和物理現(xiàn)象方面的知識以及相應的模擬能力也一直在進步。與此同時,計算機的運算能力也取得了革命性的發(fā)展,這給計算分析者提供了更高的能力和更多的功能。美國核管會在1989年5月發(fā)布了RG1.157。依據(jù)導則

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本文編號：1177110