最佳估算加不确定性分析方法在我国核安全审评中的应用
目前核电厂安全分析用计算机程序多是基于保守方法开发的,给核电厂的设计和分析带来了过量裕度,增加了核电厂优化和改进的难度,使用最佳估算加不确定性分析方法可以减少或消除这些不必要的限制.在AP1000和CAP1400的审评过程中,国家核安全局采用最佳估算加不确定性方法对大破口失水事故进行了审查.本文介绍了四种最佳估算加不确定性分析方法,对不确定性的来源和不确定性统计方法进行了论述.基于ASTRUM方法,利用RELAP5程序对AP1000核电厂大破口失水事故进行了独立审核计算,经59组抽样计算后,最大的燃料包壳温度值为1070℃,满足验收准则要求.
最佳估算、不确定性分析、核安全审评、AP1000、LOCA
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TL99
大型先进压水堆及高温气冷堆核电站国家科技重大专项“CAP1400安全审评技术及独立验证试验”2011ZX06002-010;“CAP1400安全审评关键技术研究”2013ZX06002001
2017-04-18（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）
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