最近的帖子

严重事故(II级)不确定性分析

张贴者 The 福斯克Team 15年7月21日

Robert W. Reeves, Director, 行动计划 4 Maintenance, 福斯克& Associates, LLC

严重核事故和与之相关的各种现象(蒸汽爆炸,堆芯残留物在船上的滞留,熔融的堆芯混凝土相互作用,氢燃烧等)的研究远非确切的科学。 “不确定性分析”的使用是量化复杂分析可能结果范围的过程。 该过程包括执行大量的数值分析,并调查在不确定性范围内各种输入的影响,以确定结果的“范围”。 不确定性分析可用于减少分析中的保守性并提供更现实的计算。 此外,许多核监管机构现在都要求进行不确定性分析并提出。

进行不确定性分析的过程涉及对实验证据和文献的审查,以确定这些不确定性参数和不确定性输入的范围 参数。确定不确定性参数之后,进行随机分析,以通过分析模型传播不确定性,以计算输出范围。 下图举例说明了腔蚀的影响(反应堆容器下方反应堆腔中混凝土材料的侵蚀) depth on the time de将核心碎片浸没在水池中。

Molten_Core _-_ Concrete_Interaction

福斯克and Associates, LLC (FAI) has a long history of performing uncertainty analysis for phenomena involved in 严重核事故 包括氢燃烧,熔融核-混凝土相互作用,源项计算和船内滞留。  

FAI是原始的严重事故管理(SAM)技术基础报告(TBR)(FAI / 91-19第1卷和第2卷,也称为EPRI TR-101869)的主要作者。 该报告提供了当时PWR业主小组(西屋(WOG),燃烧工程(CEOG)和巴布科克(Babcock)& Wilcox (B&WOG)开发了通用的严重事故管理指南(SAMG)支持材料,该材料用作每个公用事业的工厂特定SAMG程序的框架。

在之后 福岛 事故中,EPRI委托对原始TBR进行更新,而FAI再次是该更新的主要作者。 除了来自 福岛 事故中,TBR更新还包含了大量的研究和实验信息,这些信息早于原始TBR,因此在技术基础上是不存在的。

有关更多信息,请通过reeves.fauske.com或630-887-5220与Bob Reeves联系, www.yqlife.cn

订阅FAI的"核技术公报"

结构模态分析技术公告:"使用共平方和全局最小二乘法获得模态形状"

话题: 严重事故

cta-bg.jpg

我的灰尘可燃吗?

帮助您决定的流程图
现在就下载