基于不确定分析的CPR1000核电厂大破口事故研究

杨 江，罗汉炎，刘仲昊，崔旭阳，陈韵茵

（中国广核集团中广核研究院有限公司，广东深圳 518000）

大破口失水事故（Large Break Loss of Cool⁃ant Accident，LB LCOA）作为RG 1.70、ANS 18.2和EJ/T 312中划分的Ⅳ类工况（极限事故），是后果最恶劣的设计基准事故之一。LB LCOA直接制约了核电厂可接受的最高线功率，进而很大程度上限制了核电厂经济性的提升。

LB LOCA的现象机理复杂、输入参数繁多，其分析结果受分析方法的影响很大。在传统的LB LOCA事故分析中，采用了保守的分析方法，即采用保守的软件模型，以及保守的核电厂状态参数（初始状态参数和边界条件参数），从而得到非常保守的分析结果，所以，传统的LB LO⁃CA事故分析中安全裕量均很小。在国内CPR1000核电厂当前执照申请中，LB LOCA关键验收准则包壳峰值温度（Peak Cladding Tem⁃perature，PCT）的裕量仅为1%~2%［1］。保守的LB LOCA分析方法不但不利于核电厂的高经济性，并且有可能错误的扭曲事故瞬态和现象。

美国核设施联邦法规10 CFR 50.46，对轻水堆应急堆芯冷却系统验收准则和分析方法做出了规定，即规定了LOCA验收准则和保守的分析方法。1988年美国核管会（Nuclear Regulatory Commission，NRC）对10 CFR 50.46进行修订，允许采用最佳估算叠加不确定性方法（Best Esti⁃mate Plus Uncertainty，BEPU），该方法基于最佳估算程序、同时对结果的不确定性进行量化分析。此后，BEPU方法在国外被广泛研究和运用［2-4］，比如AP1000核电厂在采用BEPU方法以后，其LB LOCA的PCT的安全裕量为15.4%［5］。

2006年中国核安全局发布的核安全导则HAD 102-17《核动力厂安全评价与验证》，对LOCA分析方法进行了相关规定：“应用最佳估算程序与初始和边界条件作现实假设相结合的方法也可接受。该方法应该基于在规定的高可信度条件下相应的考虑了核动力厂工况和程序模型的统计组合的不确定性后以规定的高可信度，使计算结果满足验收准则。……