典型文献
小型自然循环铅铋快堆无保护超功率事故不确定性分析研究
文献摘要：
典型瞬态事故对铅铋快堆安全运行具有极大挑战,将不确定性量化分析方法应用于瞬态事故计算,可降低瞬态安全参数的"不确定带",更精确地评估反应堆安全特性.基于自主开发的快堆分析程序CFD/PFS,采用非参数统计法开展了小型自然循环铅铋快堆无保护超功率事故(Unprotected Transient Overpower,UTOP)的不确定性分析.首先,通过文献资料以及工程经验判断,考虑了三类不确定性输入参数:热工水力模型参数、中子物理模型参数以及燃料制造公差;然后,采用拉丁超立方对输入参数进行抽样,对瞬态安全参数进行不确定性量化分析,并通过相关系数分析法评估输入参数对瞬态安全参数的敏感度.分析结果表明:包壳、燃料峰值温度等目标参数的不确定带均能包络名义值;燃料峰值温度容忍上限值为2757.25 K,包壳峰值温度容忍上限值为1208.66 K;稳态燃料平均温度以及反应性反馈系数是最主要的不确定性来源.
文献关键词：
铅铋快堆;CFD/PFS;无保护超功率事故;不确定性分析;敏感性分析
中图分类号：
作者姓名：
余清远;漆静雯;赵鹏程;赵亚楠;于涛
作者机构：
南华大学核科学技术学院 衡阳 421001
文献出处：
引用格式：
[1]余清远;漆静雯;赵鹏程;赵亚楠;于涛-.小型自然循环铅铋快堆无保护超功率事故不确定性分析研究)[J].核技术,2022(08):89-98
A类：
无保护超功率事故,Overpower
B类：
自然循环,铅铋快堆,不确定性分析,瞬态,不确定性量化,安全参数,反应堆安全,安全特性,自主开发,分析程序,CFD,PFS,非参数统计,统计法,Unprotected,Transient,UTOP,输入参数,热工水力模型,中子,物理模型,制造公差,拉丁超立方,相关系数分析法,包络,名义,容忍,上限值,包壳峰值温度,平均温度,反应性,反馈系数
AB值：
0.298522
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