高级检索

留言板

尊敬的读者、作者、审稿人, 关于本刊的投稿、审稿、编辑和出版的任何问题, 您可以本页添加留言。我们将尽快给您答复。谢谢您的支持!

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

本构模型不确定性评价结构化方法开发及应用

熊青文 苟军利 杜鹏 邓坚 刘余 陈伟 党高健

熊青文, 苟军利, 杜鹏, 邓坚, 刘余, 陈伟, 党高健. 本构模型不确定性评价结构化方法开发及应用[J]. 核动力工程, 2022, 43(4): 147-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0147
引用本文: 熊青文, 苟军利, 杜鹏, 邓坚, 刘余, 陈伟, 党高健. 本构模型不确定性评价结构化方法开发及应用[J]. 核动力工程, 2022, 43(4): 147-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0147
Xiong Qingwen, Gou Junli, Du Peng, Deng Jian, Liu Yu, Chen Wei, Dang Gaojian. Development and Application of Structural Method for Uncertainty Evaluation of Constitutive Models[J]. Nuclear Power Engineering, 2022, 43(4): 147-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0147
Citation: Xiong Qingwen, Gou Junli, Du Peng, Deng Jian, Liu Yu, Chen Wei, Dang Gaojian. Development and Application of Structural Method for Uncertainty Evaluation of Constitutive Models[J]. Nuclear Power Engineering, 2022, 43(4): 147-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0147

本构模型不确定性评价结构化方法开发及应用

doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0147
详细信息
    作者简介:

    熊青文(1995—),男,工程师,现主要从事热工水力安全分析研究,E-mail: qingwenxiong@foxmail.com

  • 中图分类号: TL364

Development and Application of Structural Method for Uncertainty Evaluation of Constitutive Models

  • 摘要: 最佳估算加不确定性(BEPU)方法被国际原子能机构(IAEA)推荐用于核电厂安全分析,目前已成为核电厂执照申请的主流方法。典型BEPU方法依赖于最佳估算程序将输入参数的不确定性传播至输出,而程序本构模型的不确定性则往往没有得到适当考虑。本研究提出了一种结构化方法用于评价程序本构模型的不确定性,基于该方法对本构模型按照特征进行分类,针对不同模型类型采用不同评价方法。本研究使用的模型评价方法包括前向方法中的非参数曲线估计法以及反向方法中的贝叶斯校准法和覆盖率校准法,此外还包含替代模型的构建方法。使用该结构化方法量化了失水事故中重要模型的不确定性,并将量化的模型不确定性通过抽样计算传播至包壳峰值温度。结果表明,抽样计算值和实验值均小于保守计算值,考虑了模型不确定性后的传播计算结果能够很好地包络实验值,且考虑模型不确定性后能够有效增加安全裕量。

     

  • 图  1  独立模型和非独立模型示意图

    Figure  1.  Schematic Diagram of Independent Model and Dependent Model

    图  2  结构化方法流程

    Figure  2.  Flow Chart of Structural Method

    图  3  替代模型构建示意图

    Figure  3.  Schematic Diagram of Alternative Model Construction       

    图  4  LOFT工况保守参数输入计算结果

    Figure  4.  Calculation Results of Conservative Parameter Input for LOFT Condition

    图  5  LOFT工况考虑所有输入不确定性计算结果

    Figure  5.  Calculation Results for LOFT Condition with All Input Uncertainties Considered

    图  6  LOFT工况不考虑模型不确定性计算结果

    Figure  6.  Calculation Results for LOFT Condition without Model Uncertainties Considered

    表  1  LOCA重要本构模型不确定性评价总结表

    Table  1.   Summary of Uncertainty Evaluation of LOCA Important Constitutive Model

    编号模型不确定性乘子修正参数乘子95%区间乘子分布
    1 包壳氧化模型 氧化层厚度 (0.6392, 1.0850) 正态
    2 CHF模型 AECL-UO查询表计算CHF (0.7735, 1.6703) 正态
    PG-CHF关系式计算CHF (0.6353, 1.1159) 正态
    3 膜态沸腾换热模型 膜态沸腾液相换热系数 (0.5911, 2.4546) 对数正态
    膜态沸腾气相换热系数 (0.4741, 1.8750) 对数正态
    4 再淹没模型 再淹没膜态沸腾液相换热系数 (1.1011, 1.7496) 对数正态
    再淹没膜态沸腾气相换热系数 (0.4051, 0.9007) 对数正态
    再淹没两相界面阻力系数 (0.4784, 1.0050) 对数正态
    5 夹带模型 夹带液滴份额 (0.6696, 1.6230) 正态
    6 CCFL模型气相截距 Wallis-Kutateladze关系式系数 (0.64, 0.88) 均匀
    7 相界面冷凝模型 相界面冷凝换热系数 (0.5167, 2.1949) 正态
    8 临界流模型 Henry-Fauske模型计算临界流量 (0.7607, 1.2559) 正态
    9 燃料棒储热模型 温度小于1800 K时UO2体积热容 (0.98, 1.02) 正态
    温度大于1800 K时UO2体积热容 (0.87, 1.13) 正态
    温度小于2000 K时UO2热导率 (0.9, 1.1) 正态
    温度大于2000 K时UO2热导率 (0.8, 1.2) 正态
    10 衰变热模型 衰变功率或衰变功率曲线 (0.92, 1.08) 正态
    11 气隙导热模型 气隙导热模型等效气隙尺寸 (0.8, 1.2) 正态
    12 破口背压模型 最佳估算安全壳程序计算值 (0.9, 1.1) 均匀
    实验测量曲线 (0.85, 1.15) 均匀
    下载: 导出CSV
  • [1] 单建强, 廖承奎, 苟军利, 等. 压水堆核电厂瞬态安全数值分析方法[M]. 西安: 西安交通大学出版社, 2016: 24-28.
    [2] FLETCHER C D, Schultz R R. RELAP5/MOD3 code manual: DC 20555[R]. United State: Nuclear Regulatory Commission, 1992: 4-6.
    [3] BAJOREK S. TRACE V5.0 theory manual, field equations, solution methods and physical models: DC 20555-0001[R]. Washington, DC: United States Nuclear Regulatory Commission, 2008:7-9.
    [4] GEFFRAYE G, ANTONI O, FARVACQUE M, et al. CATHARE 2 V2.5_2: a single version for various applications[J]. Nuclear Engineering and Design, 2011, 241(11): 4456-4463. doi: 10.1016/j.nucengdes.2010.09.019
    [5] TESCHENDORFF V, AUSTREGESILO H, LERCHL G. Methodology, status and plans for development and assessment of the code ATHLET: NUREG/CP-0159[R]. Washington, DC: US Nuclear Regulatory Commission (NRC), 1997: 7-8.
    [6] BOYACK B, DUFFEY R, WILSON G, et al. Quantifying reactor safety margins: Application of code scaling, applicability, and uncertainty evaluation methodology to a large-break, loss-of-coolant accident: NUREG/CR-5249[R]. United State: Nuclear Regulatory Commission, 1989: 3-5.
    [7] D'AURIA F S, DUSIC M, DUTTON L M, et al. Deterministic safety analysis for nuclear power plants[Z]. IAEA Specific Safety Guide SSG-2, 2009: 5-7.
    [8] ZHANG J Z, DETHIOUX A, KOVTONYUK A, et al. Development of a pragmatic approach to model input uncertainty quantification for BEPU applications[J]. Nuclear Technology, 2019, 205(1-2): 140-152. doi: 10.1080/00295450.2018.1516055
    [9] VINAI P, MACIAN-JUAN R, CHAWLA R. A statistical methodology for quantification of uncertainty in best estimate code physical models[J]. Annals of Nuclear Energy, 2007, 34(8): 628-640. doi: 10.1016/j.anucene.2007.03.003
    [10] 李冬. 最佳估算模型的不确定性量化方法研究及再淹没模型评估的应用[D]. 上海: 上海交通大学, 2017: 6-12.
    [11] JIN R, CHEN W, SIMPSON T W. Comparative studies of metamodelling techniques under multiple modelling criteria[J]. Structural and Multidisciplinary Optimization, 2001, 23(1): 1-13. doi: 10.1007/s00158-001-0160-4
    [12] GILKS W R, RICHARDSON S, SPIEGELHALTER D. Markov chain Monte Carlo in practice[M]. Cambridge: Chapman and Hall, 1995: 21-54.
    [13] FELL J, MODRO S M. An account of the OECD LOFT project: OECD/LOFT-T-3907[R]. U. S. Department of Energy, 1990: 11-13.
  • 加载中
图(6) / 表(1)
计量
  • 文章访问数:  359
  • HTML全文浏览量:  99
  • PDF下载量:  42
  • 被引次数: 0
出版历程
  • 收稿日期:  2021-05-31
  • 修回日期:  2021-07-12
  • 刊出日期:  2022-08-04

目录

    /

    返回文章
    返回