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技術的發(fā)展不斷得到改進。早期的核電站安全評價體系基于足夠保守的確定論的研究方法,針對設計基準事故(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)運行模型假設,若最終計算結(jié)果符合法規(guī)標準,則認為設計足夠安全,并把計算值與法規(guī)值之差作為運行安全裕度。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)將會被歸類為非設計基準事故(Beyond Design Basis Accidents,BDBA),同時該法規(guī)要求以風險告知的方法評估電廠包殼峰值溫度(Peaking Cladding Temperature,PCT)安全裕量。風險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)主長期積累的運行數(shù)據(jù)庫以對核電廠及評價，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方法與保守評價方法對比

上海交通大學碩士學位論文最終計算結(jié)果的保守；算+不確定性分析方法技術的發(fā)展，過度保守性的方法雖然能保證核電站的安全足進一步對核反應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]更加貼近真實情況的計算....

圖2-5RISMC方法下的LBLOCA安全分析負載譜

核電廠模型核電廠計算整體試驗裝置(ITF)ITF計算ITF數(shù)據(jù)相似度評價準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計核反應堆之初，需要考慮....

圖3-3概率承載譜平移示例

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

本文編號：3978302