核電廠彈棒事故不確定性分析方法
【技術(shù)領(lǐng)域】
[0001] 本發(fā)明涉及核電廠系統(tǒng)模擬仿真和安全分析技術(shù)領(lǐng)域，更具體地涉及一種核電廠 彈棒事故不確定性分析方法。
【背景技術(shù)】
[0002] 彈棒事故（REA)定義為由于位于壓力容器頂端的棒束控制組件（RCCA)驅(qū)動機構(gòu) 耐壓殼體機械損壞引起的。RCCA組件在冷卻劑高壓作用下從反應(yīng)堆芯中彈出。彈棒事故 (REA)發(fā)生后，正反應(yīng)性的快速引入將導(dǎo)致堆芯功率快速增長，堆芯功率分布不平衡，可能 導(dǎo)致局部燃料棒破損和燃料熔化。彈棒事故初期，燃料溫度上升引起的多普勒負反饋效應(yīng) 會抑制堆芯核功率的激增。隨后，通過反應(yīng)堆緊急停堆完成對瞬態(tài)的控制，高中子注量率信 號（低整定值和高整定值）或中子注量率正變化率高信號會觸發(fā)緊急停堆保護系統(tǒng)動作， 驅(qū)動控制棒下落。超溫ΔT和超功率ΛT信號起到次級保護作用。
[0003] 上述RCCA彈出事故屬于RCC-P工況IV類事件，即極限事故，該事故后果應(yīng)滿足下 列驗收準則：（1)熱點處燃料芯塊平均焓值低于限值（對于沒有被輻照過的燃料必須低于 942J/g，對于輻照過的燃料必須低于837J/g) ;(2)熱點處燃料熔化的份額必須限制在燃料 體積的10%以內(nèi)；（3)熱點處的包殼平均溫度必須低于防止包殼脆化的安全限值（在包殼 未被氧化或輕微氧化時該值取1482°C ); (4)發(fā)生DNB的燃料棒占堆芯全部燃料棒的份額 必須低于10% ; (5)冷卻劑壓力峰值必須低于使應(yīng)力超過事故工況應(yīng)力限值的壓力值。此 外，對于高燃耗組件（平均燃耗高于或者等于某一定值的組件，例如在寧德18個月?lián)Q料專 項中，高燃耗組件定義為平均燃耗高于或等于47000MWd/tU的組件），上述保守的安全準則 (1)至（5)都必須滿足。此外，根據(jù)實驗，還需滿足下列準則：(6)安全準則：確保燃料沒有 散布到反應(yīng)堆冷卻劑中，該準則要求燃料平均焓值的變化小于239J/g; (7)實驗準則：必須 滿足確定上述焓值的實驗條件；(8)燃料包殼溫度必須保持低于700°C ; (9)核功率脈沖寬 度必須大于30ms。
[0004] 目前，常用的彈棒事故分析方法為保守的方法，如法國阿?，m公司和美國西屋公 司采用的保守的彈棒事故分析方法。具體的，阿?，m對CPR1000核電廠的分析中引入了很 多保守的假設(shè)條件、電廠參數(shù)和運行參數(shù)，如初始功率、一回路溫度、壓力考慮不確定性；考 慮最保守的彈棒時間，控制棒在〇. Is內(nèi)彈出堆芯；不考慮控制系統(tǒng)的緩解作用；考慮地震 情況下（SSE)的最大落棒時間，保守假設(shè)緊急停堆的延遲時間；包絡(luò)的燃料循環(huán)和燃耗；考 慮最惡劣的氙分布，氙分布向堆芯下部傾斜，從而使軸向功率分布向堆芯上部傾斜，通常這 樣的假設(shè)使彈出棒的價值最大；極限棒位組合；假設(shè)最小的有效緩發(fā)中子份額；多普勒溫 度系數(shù)：取最小包絡(luò)值（絕對值）；慢化劑溫度系數(shù)：取最小包絡(luò)值（絕對值）；燃料-包殼 間隙傳熱系數(shù)：最大（最?。┲涤糜谛緣K（包殼）溫度計算。而西屋對于AP1000核電廠的分 析中，也引入了很多保守的假設(shè)條件、電廠參數(shù)和運行參數(shù)，如考慮控制棒插入極限，計算 最不利的彈棒后果；包絡(luò)的循環(huán)和燃耗；考慮功率峰值懲罰和不利氙分布的影響；初始功 率考慮不確定性；保守的慢化劑溫度系數(shù)；緩發(fā)中子份額取整個壽期中的最小值；多普勒 功率虧損取壽期初（BOL)和壽期末（EOL)時最小的多普勒功率虧損；彈棒時間為0. ls，相 對最大插入深度和最大壓差下預(yù)期〇. 15s的彈出時間是保守的；中子注量率高停堆保護： 熱態(tài)滿功率工況（HFP)下取高定值118% (在核電廠現(xiàn)場設(shè)定值109%的基礎(chǔ)上考慮9%的 不確定性），熱態(tài)零功率工況（HZP)下取低定值35 % (在核電廠現(xiàn)場設(shè)定值25 %的基礎(chǔ)上 考慮10%的不確定性），停堆信號延遲0. 9s ;不考慮控制系統(tǒng)的緩解作用；多普勒反饋權(quán)重 因子（DWF)由彈棒后的功率分布計算得到；停堆棒下落時間2. 7s ;停堆反應(yīng)性的保守值為： HFP4% Ak/k;HZP 2% Ak/k，其中已考慮一束棒卡在堆外（HZP下不包括彈出棒的所有棒 價值最大者，通常在緊靠彈出棒位置）和一束棒彈出的保守假設(shè)；氣隙熱傳導(dǎo)系數(shù)，DNB計 算時用高值56782. 6W/m2 · °C (1000BTU/hr · ft2 · ° F)使熱流達到最大，對于熱點計算，采 用較小值2839. 13W/m2 · °C (500BTU/hr · ft2 · ° F)使熱點溫度最高，以保證輸出參數(shù)的保 守性。
[0005] 然而，由于分析時引入了較多保守的假設(shè)條件、電廠參數(shù)和運行參數(shù)，故上述阿海 琺公司和西屋公司計算分析得到的結(jié)果（如燃料芯塊平均焓值、燃料熔化的份額、包殼平 均溫度、發(fā)生DNB (偏離泡核沸騰）的燃料棒份額、冷卻劑壓力峰值等）具有明顯的保守性， 這樣的輸出參數(shù)值較為偏離現(xiàn)實，不能反映最真實的輸出參數(shù)值；同時，上述傳統(tǒng)方法對這 些保守假設(shè)和數(shù)據(jù)同時進行疊加考慮，使得計算結(jié)果更趨于安全限值，輸出參數(shù)值相對驗 收準則值的裕量非常小。

【發(fā)明內(nèi)容】

[0006] 本發(fā)明的目的在于提供一種核電廠彈棒事故不確定性分析方法，以量化彈棒事故 輸出參數(shù)的不確定性、提升彈棒事故的裕量、使計算結(jié)果更為真實。
[0007] 為實現(xiàn)上述目的，本發(fā)明提供了一種核電廠彈棒事故不確定性分析方法，包括：
[0008] (1)設(shè)置彈棒事故的輸出參數(shù)；
[0009] (2)設(shè)置多個輸入?yún)?shù)并獲取所述輸入?yún)?shù)的期望值和不確定性；
[0010] (3)針對所述輸入?yún)?shù)和所述輸出參數(shù)進行多次彈棒事故計算，并根據(jù)計算結(jié)果 獲取各所述輸入?yún)?shù)對所述輸出參數(shù)的敏感性因子；
[0011] (4)根據(jù)所述輸入?yún)?shù)的期望值、不確定性以及各所述敏感性因子計算所述輸出 參數(shù)在95%置信水平下95%概率的輸出值。
[0012] 與現(xiàn)有技術(shù)相比，本發(fā)明核電廠彈棒事故不確定性分析方法首先獲取各個輸入?yún)?數(shù)的期望值和不確定性，然后針對輸入?yún)?shù)和輸出參數(shù)進行多次彈棒事故計算，并根據(jù)計 算結(jié)果獲取各個輸入?yún)?shù)對輸出參數(shù)的敏感性因子，最后根據(jù)各輸入?yún)?shù)的期望值、不確 定性以及敏感性因子計算輸出參數(shù)在95%置信水平下95%概率的輸出值，而對各個輸入 參數(shù)考慮不確定性，相比采用保守的輸入?yún)?shù)，得到的輸出值更為真實可靠；同時，通過敏 感性因子來表示各個輸入?yún)?shù)對輸出參數(shù)的影響程度，并在敏感性因子的基礎(chǔ)上統(tǒng)計計算 輸出參數(shù)，使輸出值更加合理、現(xiàn)實，不會過于趨于安全限值，具有更大裕量。
[0013] 較佳地，所述輸出參數(shù)為熱點處燃料芯塊平均焓值、熱點處包殼平均溫度、發(fā)生 DNB的燃料棒占堆芯全部燃料棒的份額、熱點處燃料熔化份額、高燃耗組件燃料芯塊焓升、 冷卻劑壓力峰值或核功率脈沖寬度。
[0014] 較佳地，所述輸入?yún)?