核电厂最佳估算加不确定性分析方法研究综述

核电厂最佳估算加不确定性分析方法研究综述

【摘 要】在核反应堆确定论安全分析中，利用热工水力程序对核电厂在事故下的瞬态响应进行预测，以评价其安全性。这是自20世纪50年代核反应堆系统投入运行以来，热工水力安全分析研究领域的主要议题。最佳估算加不确定性分析方法为国际原子能机构所推荐的安全分析方法，是核电厂执照申请安全分析技术的发展趋势，本文综述性的描述了最佳估算加不确定性分析方法的开发背景，发展历史和各类不确定性分析方法及其优缺点比较，为下阶段开发国内自主化的最佳估算加不确定性分析方法奠定基础。

【关键词】事故分析；最佳估算；不确定性分析 Overview in the Development of Best Estimate Plus Uncertainty Safety Analysis

RAN Xu ZHANG Xiao-hua LI Jie YANG Fan WU Peng （Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory， Chengdu Sichuan 610213， China） 【Abstract】In the deterministic safety analysis of nuclear power plant， the transient response of the nuclear power plant is predicted by the thermal-hydraulic code. It is the main issue in the nuclear thermal-hydraulic field from the first operation of

nuclear power plant in 50’ last centuary. Best Estimate plus uncertainty analysis is recommended by IAEA and is the safety analysis technology tendency. In this paper， the historical development variable methods of uncertainty analysis are described， which is the base for future development of our own uncertainty analysis method.

【Key words】Accident analysis； Best estimate； Uncertainty analysis 0 背景

在核反应堆确定论安全分析中，利用热工水力程序对核电厂或核动力装置在事故下的瞬态响应进行预测，以评价其安全性。这是自20世纪50年代核反应堆系统投入运行以来，热工水力安全分析研究领域的主要议题。

热工水力安全分析程序作为事故安全分析的主要手段和工具，其重要性不言而喻。从20世纪60年代初期直至现在，随着对反应堆热工水力现象的不断认识和计算机技术的巨大发展，安全分析程序发生了深刻的变化，逐渐从保守粗放的评价模型程序（EM）发展到真实精细的最佳估算程序（BE）。其中，著名的最佳估算程序如RELAP5（美国），TRAC（美国），ATHLET（德国）和CATHARE（法国）等，上述程序体系庞大，源程序多达10万行，描述了反应堆系统各个部分的70多种不同的热工水力现象，已广泛应用于各国

核电厂或核反应堆装置的设计和事故安全分析中。 尽管现阶段的热工水力安全分析程序已达到相当高的成熟度，由于目前的科学认知水平以及程序在模型和数值计算近似等方面的局限性，不可能期望计算机程序对于核电厂响应进行完全准确的模拟。一般来讲，程序预测的结果总是与试验数据存在一定的偏差。产生偏差的原因来自于模型偏差，数值计算近似，节点划分效果，初始条件和边界条件描述的不充分等。因此，有必要对结果的不确定性以及最重要参数的敏感性进行研究。事实上，最佳估算程序加不确定性分析是核电厂安全分析技术发展的重要方向和热门问题，也是核电厂安全评审的趋势。

1 不确定性分析方法的发展历史

在核反应堆大破口失水事故分析的初期，采用符合NRC颁布的美国联邦法规导则（CFR）第50部分规定的保守评价模型方法，然而，通过大量试验对失水事故的认识不断深入，发现评价模型计算得到的最高包壳峰值温度比最佳估算结果高出400-500K，评价模型太过保守，而大破口失水事故是核电厂设计最为限制性的设计基准事故，过于保守的分析结果将限制核电厂提升功率以及运行灵活性。因此，美国在长达约十年、投入约100亿美元的试验及理论研究基础上，在核工业界、研究机构以及NRC的共同推动下，1989年NRC修改了其管理导则[1]，其重要特点为：允许在应急堆芯冷却

系统（ECCS）分析中使用最佳估算模型，同时必须量化计算结果的不确定性。这就促使开发了用于最佳估算程序分析失水事故的不确定性分析方法。为支持和配合修订后的ECCS导则，由来自NRC、国家实验室、大学和工业界的9名专家组成一个技术小组，在著名热工水力和安全研究专家N.Zuber的领导下，率先提出并建立了著名的程序缩比模拟、应用及不确定性评价方法（CSAU[2]），引起了全球核工界广泛的关注和讨论。

1996年，经过三年时间严格的审查，西屋公司提供的LB LOCA最佳估算（WCOBRA/TRAC）加不确定性分析方法（CSAU）首次得到NRC的批准，取得执照申请的资格。 随后，在国际经合组织/核能署/核设施安全委员会（OECD/NEA/CSNI）的大力倡导下，各个国家在20世纪90年代初期开发了不同的不确定性分析方法，主要方法如下：AEAW[3]（英国），ENUSA[4]（西班牙），IPSN[5]（法国），GRS[6]（德国）和UMAE[7]（意大利）。 CSNI下的热工水力系统研究小组（TGTHSB）于1994年召开了一个专题会议对以上不同的方法进行了讨论。会议一致认为：所探讨的不确定性分析方法能够为安全分析程序的预测能力提供有用的和必要的信息。会议确立开展不确定性方法研究（UMS），通过比较和讨论选取了LSTF SB-CL-18（ISP 26）小破口失水事故（SBLOCA）实验作为对象进行不确定性分

析方法的研究，共五个组织参与该项目。

1998年，NEA发表了UMS报告，对五种方法（AEA，UMAE，GRS，IPSN，ENUSA）的基本思想进行了概述，分步骤详细对比了五种方法，包括不确定性的定义，试验数据的选择，重要不确定性参数确定，方法的验证，不确定性的传递、外推，及对整体试验数据的检验等，最后给出了各方法的分析结果，并对不确定性方法的使用和选择给出建议。 2000和2004年，USNRC组织召开了最佳估算会议BE-2000和BE-2004，广泛地讨论了BE程序中的不确定性分析方法和应用情况。这两次会议中，越来越多的国家发展了自己的不确定性分析方法。

2005年，事故管理和分析工作小组（GAMA）开展了庞大的最佳估算方法-不确定性和敏感性评价研究（BEMUSE），其目的在于全面评估最佳估算程序和不确定性方法的功能、实用性及其可靠性，并向核安全当局和工业界建议和推广这些方法。

BEMUSE研究分为两大阶段：

阶段1：失水试验LOFT L2-5的最佳估算和不确定性评价。

阶段2：真实核电厂ZION大破口失水事故的最佳估算敏感性研究和不确定性评价。

共有来自11个国家，13个机构组织的14个参与者参与，

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