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华龙一号旁通释放类事故源项的不确定性分析与应用

常愿 石雪垚 王贺南 王辉

常愿, 石雪垚, 王贺南, 王辉. 华龙一号旁通释放类事故源项的不确定性分析与应用[J]. 核动力工程, 2022, 43(5): 70-75. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0070
引用本文: 常愿, 石雪垚, 王贺南, 王辉. 华龙一号旁通释放类事故源项的不确定性分析与应用[J]. 核动力工程, 2022, 43(5): 70-75. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0070
Chang Yuan, Shi Xueyao, Wang Henan, Wang Hui. Uncertainty Analysis and Application of Source Term under Bypass Release Accident of HPR1000[J]. Nuclear Power Engineering, 2022, 43(5): 70-75. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0070
Citation: Chang Yuan, Shi Xueyao, Wang Henan, Wang Hui. Uncertainty Analysis and Application of Source Term under Bypass Release Accident of HPR1000[J]. Nuclear Power Engineering, 2022, 43(5): 70-75. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0070

华龙一号旁通释放类事故源项的不确定性分析与应用

doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0070
基金项目: 国家科技部重点研发计划资助项目(2019YFE0194200)
详细信息
    作者简介:

    常 愿(1987—),女,博士研究生,现主要从事热工水力和严重事故相关研究,E-mail: game601@126.com

  • 中图分类号: TL334

Uncertainty Analysis and Application of Source Term under Bypass Release Accident of HPR1000

  • 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。

     

  • 图  1  不确定性分析框架

    Figure  1.  Framework of Uncertainty Analysis

    图  2  堆芯节点划分

    Figure  2.  Core Node Division

    图  3  安全壳控制体划分

    1—堆坑;2—环路1主泵;3—环路2主泵+SG;4—环路3主泵+SG;5—稳压器;6—波动管;7—卸压箱;8—下部设备间;9—安全壳内置换料水箱隔间;10—上部环廊;11—下部环廊;12—CIS水箱;13—热交换器隔间;14—换料水池;15—大空间;16—环路1 SG;17—环形空间;18—PCS水箱

    Figure  3.  Containment Control Volume Division

    图  4  惰性气体的释放份额

    Figure  4.  Release Fraction of Noble Gas

    图  5  CsI的释放份额

    Figure  5.  Release Fraction of CsI

    图  6  不确定性分析结果与工程数据的对比

    Figure  6.  Comparison of Uncertainty Analysis Result and Engineering Data

    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
    1596208
    29310311
    312415434
    4153391000
    5181N
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    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
    1SG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
    3FFRICR0.1三角−0.71~0.71
    4TCLMAX包壳破裂温度/K2500三角2200~2700
    5FZORUP包壳最低氧化份额0.7三角0~1.0
    6LMCOLx堆芯坍塌的LMP参数53三角48~54
    7EPSCUT堆芯孔隙率截断值0.1三角0~0.15
    8FACT堆芯节点水力直径计算系数0.3三角0.1~1.0
    9TSPFAL堆芯支撑板失效温度/K1650对数三角1000~3113
    10FAOX锆包壳外表面面积系数1.0三角1.0~2.0
    11FQUEN下封头碎片床平板CHF系数0.2对数三角0~1.0
    12ECREPF压力容器的失效应变0.2三角0~1.0
    13XGAP0碎片与下封头贯穿件内表面的初始间距/μm100对数三角1~300
    14ENT0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
    16HTCMCS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500.0~10000.0500~10000
    17HTCMCU熔融物向顶部的传热系数/(W·m−2·℃−1)3000.0对数三角
    18ENT0C安全壳水池内熔融物夹带份额0.045三角0.025~0.06
    19HTFB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
    22FFPREL裂变产物释放速率系数1.0三角0.01~1.0
    23FCSIVPCsI、CsOH的蒸汽压力的计算系数1.0三角−100~100
    24FCSHVP0.1对数三角0.01~1.0
    25FVPREV1.0对数三角0.01~2.0
    26XRSEED吸湿性气溶胶的初始粒径/μm0.3对数三角0.1~1
    27FAERDC气溶胶质量/稳态气溶胶下的质量8.0三角1~100
    28GSHAPE气溶胶形状因子2.5对数三角1~10
    29CSHAPE1对数三角1~15
    30FE0气溶胶碰撞效率0.33三角0.33~1.0
    31FEFFDR安全壳喷淋对气溶胶的捕获效率0.02三角0.01~0.05
    32XRDB碎片床内气溶胶粒径/μm0.01对数三角0.01~1.0
    33FDFDB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
    34FDFBSSG二次侧去污因子系数1.0对数三角1.0×10−4~1.0×102
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    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)
    1SG破损根数0.845SG破损根数0.632
    2CSHAPE0.229FDFBS−0.560
    3FFPREL0.176CSHAPE0.214
    4FPRAT−0.162ENT0−0.149
    5GSHAPE−0.105FFPREL0.092
    6FFRICR−0.085FPRAT−0.088
    7FAERDC0.076FAOX−0.075
    8FACT−0.058FQUEN−0.075
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    [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.
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    [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
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出版历程
  • 收稿日期:  2021-10-18
  • 修回日期:  2022-01-20
  • 刊出日期:  2022-10-12

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