应用抽样统计方法计算DNBR限值

应用根据Wilks公式发展的抽样统计方法及VIPRE-W程序计算DNBR和出口含汽率的参数不确定性,再结合模型与DNB关系式不确定性,得到DNBR的设计限值为1.220。与RTDP方法得到的DNBR限值进行比较,得出此方法能得到更多的DNBR裕度。     

部分参数统计方法在30万kW核电厂应用的初步研究

偏离泡核沸腾(DNB)设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,需确定堆芯偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值。本文研究了使用统计学方法确定不确定性的部分参数统计方法原理,并应用该方法和堆芯子通道分析程序对30万kW核电厂DNBR设计限值进行计算。计算结果表明,反应堆冷却剂流量全部丧失事故最小DNBR分析采用部分参数统计较STDP额外获得了约5%的裕量。本文结果为DNBR设计基准的验证提供了关键判据。     

RTDP方法在大型先进压水堆热工设计中的应用初步研究

偏离泡核沸腾（DNB）设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,首先需确定堆芯偏离泡核沸腾比（DNBR）设计限值。本工作详细论述了使用统计学方法确定运行参数及核设计参数等不确定性的RTDP原理,并应用该方法和堆芯子通道分析程序对大型先进压水堆DNBR设计限值及含汽率限值进行计算并给出结论,为DNBR设计基准的验证提供了关键判据。     

统计法及其在堆芯热工水力设计中的应用

在堆芯热工水力设计中,传统的确定论法把各种不利因素按最不利方向考虑,所得结果偏保守.全统计法(MSG)将电站系统参数不确定性、热通道因子不确定性和DNB关系式的不确定性进行统计处理,根据每个参数的名义值和际准偏差以及它的分布规律,进行蒙特卡罗抽样,对每个随机工况进行DNBR计算,最后得到DNBR设计准则.这种方法可以获得更多的可利用裕量.本文介绍了全统计法,并给出了该方法在大亚湾核电站中的应用实例.     

基于最小DNBR点法和BO点法的棒束CHF预测研究

分别采用最小偏离泡核沸腾比（DNBR）点法和烧毁（BO）点法开发了与子通道分析程序ATHAS匹配的临界热流密度（CHF）关系式—ACC（ATHAS CHF CORRELATION）关系式，对比分析了这2种方法的数据分布和预测率，并分别利用Owen准则确定了其DNBR限值，结果表明:相比于最小DNBR点法，BO点法基于真实的CHF发生位置的数据，具有相对的保守性和较高的预测率。      

CNP1500核电站的DNBR与DNBR热工裕量分析

通过使用FLICA—IV程序对CNP1500核电站进行具有包络性的DNBR与DNBR裕量分析。在稳态DNBR分析中，使用确定论的DNBR验收准则值，在失流和落棒事故分析中，使用全统计法的DNBR验收准则值。尽管在CNP1500核电站的稳态、失流和落棒事故分析中具有包络性的焓升因子值1．7被使用，但DNBR仍然满足验收准则的要求，说明CNP1500核电站的堆芯是安全的。除落棒事故的DNBR裕量不满足15％的热工裕量外，稳态和失流事故的DNBR热工裕量满足15％的URD要求。     

基于抽样统计的CPR1000全失流事故分析

CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险。本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用GINKGO进行系统分析、LINDEN根据系统分析结果进行子通道分析后确定偏离泡核沸腾比(DNBR)达到最小值的时刻,并在该时刻使用抽样统计方法对部分相关输入参数进行不确定性分析,同时考虑系统程序、子通道程序以及CHF关系式的不确定性,最终得到满足双95下的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)。结果表明:CPR1000全失流事故进程中,并未发生DNB,且具有较大裕量,同时也证明将抽样统计应用到CPR1000全失流事故分析中是可行的。     

非参数统计方法在DNBR限值计算中的应用

非参数统计方法是一种不依赖某种特定分布的统计推断方法,它通过抽样计算得到总体在一定概率水平和置信度下的容许限。DNBR裕量是核电站设计中的重要参数,能够反映核电站的安全水平。本文应用基于Wilks公式容许限的非参数统计方法及VIPRE-01程序计算300MW核电厂在全失流事故(LOFA)下的DNBR设计限值,并与ITDP方法得到的DNBR限值相比较,以期获得一定的DNBR裕量。结果表明,相对于ITDP方法,非参数统计方法获得了2.96%的DNBR裕量,该方法由于减少了分析过程中的保守性,能够提供更大的DNBR裕量,而DNBR裕量增加有利于堆芯换料方案的改进。     

AP1000全失流事故DNBR计算分析

AP1000反应堆冷却剂强迫流动全部丧失事故(简称全失流事故)可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)。使用美国核安全管制委员会(NRC)的TRACE程序和法国子通道分析程序FLICAⅢ-F,对AP1000电厂系统和堆芯进行建模,使用TRACE程序给出的全失流事故瞬态参数作为FLICAⅢ-F程序的输入条件,进行全失流事故DNB分析。计算结果表明:在瞬态过程中,堆芯内偏离泡核沸腾比(DNBR)数值始终高于安全分析限值,满足DNB设计基准。通过与安全分析报告中的计算数据进行对比,证明本文用TRACE和FLICAⅢ-F程序建立的DNB分析计算模型是合理的,能够用于AP1000电厂的工程设计。     

大亚湾核电站18个月换料堆芯热工水力设计

大亚湾核电站从第九循环开始由年换料向18个月换料转换，使得原堆芯热工水力设计不再适用18个月换料的热工水力设计采用法马通新开发的临界热流密度（CHF）关系式－－FC关系式，并用全统计法代替原来的确定论方法确定DNBR设计限值。由于在过渡循环中AFA 2G和AFA 3G燃料组件混装，使混合堆芯的最小DNBR小于均匀堆芯的最小DNBR。本文确定了一个包络的混合堆芯DNBR亏损规律。并在此基础上得到了过渡循环和平衡循环的堆芯物理限值线。以及新的超温ΔT超功率ΔT保护定值。     

临界热流密度关系式与DNBR热工裕量

采用不同的临界热流密度关系式、不同的DNBR子通道分析程序、不同的DNBR限值、不同的DNBR验收准则和DNBR热工裕量计算方法。得到的DNBR和DNBR热工裕量是不相同的，通过使用最新的子通道分析程序。利用EC-2000和WRB-2M临界热流密度关系式对CNP1000核电厂277MW、2895MW和3150MW热功率堆芯进行了DNBR和DNBR裕量分析。DNBR值满足验收准则的要求，反应堆是安全的。     

FLICA-Ⅲ子通道程序的DNBR分析与轴向节点划分

FLICA-Ⅲ子通道程序在进行稳态最小DNBR值分析时。首先要进行与轴向节点长度相关的轴向规-化功率分布因子计算。当轴向节点划分得越多时，轴向规-化功率分布因子就越小，得到的最小DNBR值也就越小．通过3种不同的反应堆燃料元件的轴向节点的划分，得到3种不同的最小DNBR值,只有适当的轴向节点划分，才能够得到比较合适的最小DNBR值．     

受DNB限制的压水堆运行工况的优化

压水反应堆中蒸汽发生器的更换要求新蒸汽发生器的变更性能同要求的额定运行工况相匹配。为了补偿蒸汽发生器更换的费用，常常通过对蒸汽发生器的热交换性能做重大的改进，以及修改汽轮机控制阀的位置使得提升电站的功率成为可能。该文讨论由Tractebel提出的方法，该方法用于解决受DNB（偏离泡核沸腾）限制的现代压水堆的这类问题。已开发并认证了一个程序，该程序已用于准备更换蒸汽发生器比利时的多伊尔（Doel)3号蒂昂热（Tihanqe)1两台机组。该程序基于这样一个基本准则，即对大部分的二类事故，最大反应堆功率和进口温度都不会违背超功率限值（目前是118％的额定功率），在该事故过程中，也不会违背DNBR限值。该程序可用于设计者评价各种关键的安全参数以及评估热工水力设计所必须的基本假定对运行工况的影响。该文给出了这种研究的例子，重点放在热工水力设计程序、电站主要的热工水力参数以及新蒸汽发生器的特点上。DNBOPT程序的研制也是期望完成监查、敏感性计算、以及确认由蒸汽发生器供货商完成的计算。     

SUDO临界热流密度关系式在柱状燃料元件程序中的应用探讨

SUDO临界热流密度关系式适用于在低温低压状态下使用板状燃料元件的反应堆。如果SUDO临界热流密度关系式被应用到非低温低压状态和柱状燃料元件模型的(包括瞬态)计算机程序进行DNBR分析时，首先必须对该程序进行以满足几何条件要求的修改，以达到SUDO临界热流密度关系式要求的相关使用条件．同时必须进行与SUDO临界热流密度关系式实验数据相关的DNBR限值计算，使程序的计算值尽可能地与实验值保持一致．否则计算得到的最小DNBR值可能带来较大的误差．     

BP神经网络在DNBR计算中的应用

在压水堆事故分析中,通常采用系统分析程序、热流密度计算程序和子通道分析程序分步计算堆芯偏离泡核沸腾比(Departure from Nucleate Boiling Ratio,DNBR)。利用该方法计算的堆芯DNBR结果准确性较好,但是计算过程繁琐、费时。对于系统分析程序自带的堆芯DNBR简化计算模型,由于其根据堆芯限制线偏微分近似得到,适用范围较窄,准确性也难以保证。利用神经网络中的误差反向传播(Back Propagation,BP)算法,基于堆芯核功率、入口温度、流量和压力4个变量对应的一系列DNBR值,选取部分数据进行训练并建立模型,以达到快速和准确地预测堆芯DNBR的目的。根据误差分析,建立的计算模型具有较好的准确性,而且在部分失流事故和汽机停机事故下可较好地预测堆芯DNBR。     

CHF关系式开发与DNBR限值确定方法研究

对反应堆内临界热流密度(CHF)关系式开发中的关键问题(如冷壁效应、非均匀加热因子、数据统计处理等)进行研究,并以公开发表的CHF试验数据为基础,完成自主化CHF关系式初步拟合和关系式限值确定。在对计算结果进行详细统计分析的基础上,建立了一套严密的统计处理方法以确定CHF关系式DNBR限值。     

三菱高热工性能格架的发展2—开发和DNB试验结果的综述

在PWR（压水堆）燃料组件热工性能方面，定位格架有着重要的发展。具有高热工性能的定位格架给堆芯提供更大的偏离泡核沸腾（DNB）裕度。三菱（Mitsubishi) 已开发出一种具有高热工性能的原型锆合金格架。本文介绍了开发的过程和DNB试验结果。     

非参数化方法在DNB传递分析中的应用

采用蒙特卡罗方法进行偏离泡核沸腾（DNB）传递分析中一个最基本的工作是确定燃料棒内压的概率分布。通常假设燃料棒的内压服从正态分布即传统的参数化方法。但燃料棒的内压不总是满足正态分布或与正态分布相差较远。为克服这一不足,本工作采用一种新的方法即非参数化的方法计算燃料棒内压的概率分布。通过对压水堆核电厂燃料棒内压数据的非参数化处理,得到燃料棒内压的概率分布并进行DNB传递分析。由计算结果得出：在DNB传递分析中,相较于参数化方法,采用非参数化方法所得的棒内压概率分布具有普遍适用性及大样本下的良好精度,分析结果更为保守、安全。     

岭澳核电站落棒事故DNBR限值计算

在岭澳核电站的安全分析报告第15章事故分析中，落棒事故的DNBR限值计算是采用半统计方法进行分析的，但仅给出了限值计算假设及结果．本文对该限值进行了半统计方法的分析计算，以验证安全分析报告给出的限值是否正确，同时，从另一方面证明本文采用的分析过程、方法的正确性．     

WWER机组堆内仪表系统DNBR异常分析及对策研究

为分析国内某水冷却水慢化动力堆（WWER）机组在首次热试升功率期间出现堆内仪表系统（ICIS）上、下层软件指示的偏离泡核沸腾比（DNBR）不一致的原因,通过研究WWER机组热工水力设计和事故分析程序采用的临界热流密度（CHF）关系式,并采用WWER机组事故分析程序DINAMIKA-97模拟50%、75%和90%功率平台工况,计算其DNBR并与热工水力测量试验的测量值进行比较,判断差异产生原因为ICIS上、下层软件采用了不同的CHF关系式;对100%功率平台的DNBR进行预测,与后续下层软件热工水力测量试验测量值符合得良好,进一步证实了以上判断。因此,建议对ICIS上、下层软件采用的CHF关系式进行修改,统一采用保守的CHF关系式,以取得保守的DNBR。