核能發(fā)電作為國家未來能源供給的重要組成部分,對其安全性的評估隨著科學(xué)技術(shù)的發(fā)展不斷得到改進(jìn)。早期的核電站安全評價(jià)體系基于足夠保守的確定論的研究方法,針對設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(Design Basis Accidents,DBA),挑選出始發(fā)事件,并給以足夠保守的初始條件、邊界條件及系統(tǒng)運(yùn)行模型假設(shè),若最終計(jì)算結(jié)果符合法規(guī)標(biāo)準(zhǔn),則認(rèn)為設(shè)計(jì)足夠安全,并把計(jì)算值與法規(guī)值之差作為運(yùn)行安全裕度。在即將公布的10CFR 50.46a法規(guī)中,大破口失水事故(Large Break Loss of Coolant Accident,LBLOCA)將會被歸類為非設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(Beyond Design Basis Accidents,BDBA),同時(shí)該法規(guī)要求以風(fēng)險(xiǎn)告知的方法評估電廠包殼峰值溫度(Peaking Cladding Temperature,PCT)安全裕量。風(fēng)險(xiǎn)告知的安全裕度量化處理方法(Risk Informed Safety Margin Characterization,RISMC)綜合最佳估算+不確定性量化分析方法(Best Estimate Plus Uncertainty,BEPU)及...

【文章頁數(shù)】：85 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【部分圖文】：

圖1-1概率后果圖

圖1-1概率后果圖.1-1Therelationshipbetweenprobabilityandconsequ電廠業(yè)主長期積累的運(yùn)行數(shù)據(jù)庫以對核電廠及評價(jià)，而不僅僅知識聚焦于事故發(fā)生的后來全面透徹的分析核電站在運(yùn)行過程可能遇量化核電站發(fā)生事故的概率，給出核電站....

圖2-2BEPU方法與保守評價(jià)方法對比

上海交通大學(xué)碩士學(xué)位論文最終計(jì)算結(jié)果的保守；算+不確定性分析方法技術(shù)的發(fā)展，過度保守性的方法雖然能保證核電站的安全足進(jìn)一步對核反應(yīng)堆更加精確的安全分析的要求，于是開性分析的方法(BestEstimatePlusUncertainty，BEPU)[49]更加貼近真實(shí)情況的計(jì)算....

圖2-5RISMC方法下的LBLOCA安全分析負(fù)載譜

核電廠模型核電廠計(jì)算整體試驗(yàn)裝置(ITF)ITF計(jì)算ITF數(shù)據(jù)相似度評價(jià)準(zhǔn)確度量化不確定帶量化圖2-4UMAE具體步驟Fig.2-4theprocedureofUMAEmethodology2.2RISMC方法中誤差來源及處理在設(shè)計(jì)核反應(yīng)堆之初，需要考慮....

圖3-3概率承載譜平移示例

相關(guān)LBLOCA事故序列的基于BEPU方法論的名義PCT已計(jì)CA時(shí)序的最佳估算承載譜�；赗ISMC方法論思想，下一步需PCT的認(rèn)知不確定性。計(jì)算中利用DRHM[63]作為合理處理認(rèn)知eterministic-realistichybridmethodology....

本文編號：3978302