本文關(guān)鍵詞：最佳估算加不確定性分析方法在我國(guó)核安全審評(píng)中的應(yīng)用

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【摘要】：目前核電廠安全分析用計(jì)算機(jī)程序多是基于保守方法開(kāi)發(fā)的,給核電廠的設(shè)計(jì)和分析帶來(lái)了過(guò)量裕度,增加了核電廠優(yōu)化和改進(jìn)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(píng)過(guò)程中,國(guó)家核安全局采用最佳估算加不確定性方法對(duì)大破口失水事故進(jìn)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(duì)不確定性的來(lái)源和不確定性統(tǒng)計(jì)方法進(jìn)行了論述�；贏STRUM方法,利用RELAP5程序?qū)P1000核電廠大破口失水事故進(jìn)行了獨(dú)立審核計(jì)算,經(jīng)59組抽樣計(jì)算后,最大的燃料包殼溫度值為1070℃,滿足驗(yàn)收準(zhǔn)則要求。
【作者單位】： 環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心;
【基金】：大型先進(jìn)壓水堆及高溫氣冷堆核電站國(guó)家科技重大專項(xiàng)“CAP1400安全審評(píng)技術(shù)及獨(dú)立驗(yàn)證試驗(yàn)”(2011ZX06002-010)和“CAP1400安全審評(píng)關(guān)鍵技術(shù)研究”(2013ZX06002001)
【分類號(hào)】：TM623.8
【正文快照】： 在過(guò)去的三十多年中,與核安全相關(guān)的現(xiàn)實(shí)環(huán)境一直在演變,人們對(duì)于事故進(jìn)程和物理現(xiàn)象方面的知識(shí)以及相應(yīng)的模擬能力也一直在進(jìn)步。與此同時(shí),計(jì)算機(jī)的運(yùn)算能力也取得了革命性的發(fā)展,這給計(jì)算分析者提供了更高的能力和更多的功能。美國(guó)核管會(huì)在1989年5月發(fā)布了RG1.157。依據(jù)導(dǎo)則

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本文編號(hào)：1177110