Uncertainty Analysis and Application of Source Term under Bypass Release Accident of HPR1000
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摘要: 核电厂严重事故放射性源项分析是核安全领域关注的焦点问题,而源项分析具有很大的不确定性。本文基于最佳估算加不确定性(BEPU)分析方法,采用严重事故一体化分析程序建立华龙一号严重事故分析模型,首次从整个事故进程角度出发,开发出适用于华龙一号严重事故源项不确定性分析的流程,并采用该方法对安全壳旁通释放类进行源项不确定性分析。本文研究内容丰富了华龙一号严重事故源项分析的工作,也为华龙一号三级概率安全分析(PSA)技术的发展奠定了基础。Abstract: The radioactive source term analysis of serious accidents in nuclear power plants is the focus of attention in the field of nuclear safety, and the source term analysis has great uncertainty. In this paper, based on the best estimate plus uncertainty (BEPU) analysis method, HPR1000 serious accident analysis model is established by using the integrated serious accident analysis program. For the first time, from the point of view of the whole accident process, a process suitable for source term uncertainty analysis of HPR1000 serious accident is developed, and this method is used to analyze the source term uncertainty of containment bypass release category. The research content of this paper enriches the source term analysis of the serious accident of HPR1000, and also lays a foundation for the development of the three-level probabilistic safety analysis (PSA) technology of HPR1000.
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Key words:
- HPR1000 /
- Bypass release category /
- Source term /
- Uncertainty analysis
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表 1 95/95单侧统计容忍区间上限计算次数表
Table 1. Calculation Times of Upper Limit of 95/95 One-sided Statistical Tolerance Interval
阶数 计算次数 阶数 计算次数 1 59 6 208 2 93 10 311 3 124 15 434 4 153 39 1000 5 181 N ∞ 表 2 不确定性参数分布
Table 2. Distribution of Uncertainty Parameters
序号 阶段 参数 参数含义 参考值 分布 范围 1 — — SG传热管破损根数 — 离散 1,2$,\cdots, $10 2 压力容器内
事故进程FFRICX 堆芯与上腔室自然循环摩擦系数 0.25 对数三角 0.25~0.45 3 FFRICR 0.1 三角 −0.71~0.71 4 TCLMAX 包壳破裂温度/K 2500 三角 2200~2700 5 FZORUP 包壳最低氧化份额 0.7 三角 0~1.0 6 LMCOLx 堆芯坍塌的LMP参数 53 三角 48~54 7 EPSCUT 堆芯孔隙率截断值 0.1 三角 0~0.15 8 FACT 堆芯节点水力直径计算系数 0.3 三角 0.1~1.0 9 TSPFAL 堆芯支撑板失效温度/K 1650 对数三角 1000~3113 10 FAOX 锆包壳外表面面积系数 1.0 三角 1.0~2.0 11 FQUEN 下封头碎片床平板CHF系数 0.2 对数三角 0~1.0 12 ECREPF 压力容器的失效应变 0.2 三角 0~1.0 13 XGAP0 碎片与下封头贯穿件内表面的初始间距/μm 100 对数三角 1~300 14 ENT0 下封头水池内熔融物夹带份额 0.045 对数三角 0.025~0.06 15 压力容器外
事故进程HTCMCR 熔融物向底部的传热系数/(W·m−2·℃−1) 3500.0 对数三角 500~10000 16 HTCMCS 熔融物向侧边的传热系数/熔融物向侧边的传热系数/(W·m−2·℃−1) 对数三角 500.0~10000.0 500~10000 17 HTCMCU 熔融物向顶部的传热系数/(W·m−2·℃−1) 3000.0 对数三角 18 ENT0C 安全壳水池内熔融物夹带份额 0.045 三角 0.025~0.06 19 HTFB 熔融物与水池间膜态沸腾传热系数/(W·m−2·℃−1) 300.0 三角 100~400 20 安全壳行为 — 安全壳泄漏率/(%/d) 0.3 对数三角 0.02~0.30 21 气溶胶行为 FPRAT 裂变产物模型选取参数 ±6 离散 ±1,±2,±3,±4,±5,±6,±7 22 FFPREL 裂变产物释放速率系数 1.0 三角 0.01~1.0 23 FCSIVP CsI、CsOH的蒸汽压力的计算系数 1.0 三角 −100~100 24 FCSHVP 0.1 对数三角 0.01~1.0 25 FVPREV 1.0 对数三角 0.01~2.0 26 XRSEED 吸湿性气溶胶的初始粒径/μm 0.3 对数三角 0.1~1 27 FAERDC 气溶胶质量/稳态气溶胶下的质量 8.0 三角 1~100 28 GSHAPE 气溶胶形状因子 2.5 对数三角 1~10 29 CSHAPE 1 对数三角 1~15 30 FE0 气溶胶碰撞效率 0.33 三角 0.33~1.0 31 FEFFDR 安全壳喷淋对气溶胶的捕获效率 0.02 三角 0.01~0.05 32 XRDB 碎片床内气溶胶粒径/μm 0.01 对数三角 0.01~1.0 33 FDFDB 碎片进入水池的去污因子系数 1.0 对数三角 1.0×10−4~1.0×102 34 FDFBS SG二次侧去污因子系数 1.0 对数三角 1.0×10−4~1.0×102 表 3 敏感性分析结果
Table 3. Result of Sensitivity Analysis
序号 参数名 参数值(惰性气体) 参数名 参数值(CsI) 1 SG破损根数 0.845 SG破损根数 0.632 2 CSHAPE 0.229 FDFBS −0.560 3 FFPREL 0.176 CSHAPE 0.214 4 FPRAT −0.162 ENT0 −0.149 5 GSHAPE −0.105 FFPREL 0.092 6 FFRICR −0.085 FPRAT −0.088 7 FAERDC 0.076 FAOX −0.075 8 FACT −0.058 FQUEN −0.075 -
[1] MATTIE P, GAUNTT R, ROSS K, et al. Uncertainty analysis of the unmitigated long-term station blackout of the peach bottom atomic power station[R]. Washington: U. S. Nuclear Regulatory Commission, 2016. [2] ROSS K, BIXLER N, WEBER S, et al. Uncertainty analysis of the unmitigated short-term station blackout of the Surry power station[R]. Draft Report, 2016. [3] GAUNTT R O, BIXLER N E, WAGNER K C. An uncertainty analysis of the hydrogen source term for a station blackout accident in Sequoyah using MELCOR 1.8. 5[R]. Albuquerque: Sandia National Lab. , 2014. [4] TIBORCZ L, HOLLANDS T. Uncertainty and sensitivity analysis of the Phébus FPT3 test[J]. Nuclear Engineering and Design, 2021, 380: 111315. doi: 10.1016/j.nucengdes.2021.111315 [5] PARK S, AHN K I, SONG Y M, et al. Uncertainty analysis of the potential hazard of MCCI during severe accidents for the CANDU6 plant[J]. Science and Technology of Nuclear Installations, 2015, 2015: 462941. [6] 郎明刚,高祖瑛. 压水堆部分堆芯参数敏感性分析[J]. 核科学与工程,2002, 22(2): 104-107. doi: 10.3321/j.issn:0258-0918.2002.02.002 [7] 郭连城,曹学武. 核电厂大LOCA始发严重事故下氢气源项的敏感性分析[J]. 核动力工程,2007, 28(5): 69-74,108. doi: 10.3969/j.issn.0258-0926.2007.05.016 [8] 张亮,黄庆勇,张琪彬,等. MACCS估算反应堆严重事故后果的不确定度分析[J]. 核动力工程,2016, 37(S1): 93-95. [9] 冉旭,吴丹,陈炳德,等. 最佳估算加不确定性分析方法及其应用研究[J]. 核动力工程,2013, 34(3): 120-123. doi: 10.3969/j.issn.0258-0926.2013.03.027