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压水堆燃料组件核热耦合的不确定性分析研究

摘要

采用最佳估算加不确定性分析的方法，可以量化反应堆关键参数的容忍区间上下限和

各个不确定性输入参数的敏感性大小。相较于传统的分析方法，该方法可提高反应堆的经

济性，减少不必要的保守性。同时反应堆是一个典型的核热耦合系统，采用单一物理场模

型进行解耦求解时，假设的边界条件不可避免地引入不确定性。因此本文建立压水堆3×3

棒束通道的核热耦合模型，并对该模型进行不确定性分析。通过与子通道模型进行对比，

研究耦合模型对不确定性输入参数传播的影响，同时研究耦合模型的径向划分方式和轴向

划分方式对不确定性输入参数传播的影响。基于上述结论对压水堆17×17完整组件的核

热耦合模型进行不确定性分析。本文的主要工作和结论如下：

（1）利用中子输运程序和子通道程序建立核热耦合模型。通过外耦合方式实现两个程

序之间的数据交互。在径向上采用面积加权的方式进行映射，在轴向上采用长度加权的方

式进行映射，并利用伪材料法实现对中子输运程序的温度反馈。同时以功率不确定性作为

收敛准则以判断耦合程序是否收敛。基于上述耦合策略建立3×3棒束通道和17×17完整

组件的核热耦合模型，并于其他文献的结果进行对照，验证了所开发程序的正确性。

（2）利用Python语言开发不确定性分析程序。本文所使用的抽样方法为拉丁超立方

抽样方法，不确定性量化方法为基于Wilks公式的非参数统计法，敏感性分析方法为

Spearman方法，并利用PySide2开发图形界面。同时，利用相关算例，验证了所开发的抽

样方法、不确定性量化方法和敏感性分析方法的正确性。

（3）以压水堆3×3棒束通道为研究对象，研究耦合模型和划分方式对不确定性输入

参数传播的影响。所选取的输入参数包括入口流速、入口温度、压力、功率、燃料热导率、

包壳热导率、对流换热系数和搅浑系数，输出参数包括冷却剂温度、燃料棒温度和DNBR。

结果表明，耦合模型对不确定性分布规律影响较大，划分方式影响较小。

（4）基于压水堆3×3棒束通道的影响规律，将其应用在完整组件上。选择压水堆17

×17完整组件的标准核热耦合模型进行不确定性分析。所选取的不确定性输入参数与3×

3棒束通道的参数一致，研究冷却剂温度、燃料棒温度和DNBR的不确定性分析结果及其

在轴向上的分布规律。

关键词：核热耦合；不确定性分析；Wilks公式；Spearman方法

压水堆燃料组件核热耦合的不确定性分析研究

Abstract

TheuseofBestEstimateplusUncertaintyAnalysismethodcanquantifythetolerance

intervalsofkeyparametersandthesensitivityofvariousuncertaininputparametersinnuclear

reactors.Comparedtotraditionalanalysismethods,thismethodcanimprovetheeconomicsofthe

reactorsandreducesunnecessaryconservatism.Thereactorisatypicalneutronic/thermal-

hydrauliccouplingsystem.Whenusingasinglephysicalfieldmodelfordecouplingandsolving,

theassumedboundaryconditionsinevitablyintroduceuncertainties.Therefore,thispaper

establishedaneutronic/thermal-hydrauliccouplingmodelforapressurizedwaterreactor3×3fuel

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