陈彦竹-西安交通大学核安全与运行研究室(Nuclear Safety and Operation Lab, NUSOL)

陈彦竹
工作单位：苏州热工研究院有限公司
毕业时间：2012年7月
科研方向：子通道分析
毕业论文题目：先进压水堆统计热工水力分析方法研究
毕业论文摘要：
在堆芯热工水力设计中，统计热工水力设计方法对参数不确定性进行统计叠加。相比于假设所有不利因素同时发生的确定论方法，统计热工水力设计方法可以获得更多的可用裕量，有利于发挥反应堆潜力。压水堆是目前装机容量最大的反应堆堆型，DNBR限值是压水堆热工设计中最为重要的参数之一。应用统计热工水力方法进行DNBR限值设计，是发挥压水堆核电站潜力、提高经济性的重要措施。
确定DNBR限值首先应求解全堆芯MDNBR，本文基于WRB-1临界热流密度关系式，拟合得到与ATHAS耦合的WRB-1-A临界热流密度关系式，通过与WRB-1的对比计算，完成对WRB-1-A的验证。同时，基于一步法全堆芯子通道方法，开发ATHAS一步法子通道分析功能，通过与FLICAIII子通道分析程序对比，完成ATHAS一步法分析功能验证。
本文选用全统计法(MSG)对1700MW先进压水堆进行统计DNBR稳态限值设计。基于1700MW先进压水堆现有数据，采用简化MSG方法，对电站系统参数不确定性、热点因子不确定性以及关系式不确定进行统计叠加。根据由电厂实际测量得到的相关参数的样本均值、标准差以及分布规律，对参数进行蒙特拉罗抽样，应用子通道分析程序对若干随机工况进行MDNBR计算，采用K-S正态性检测方法确保若干MDNBR符合整体分布，在95/95准则下确定1700MW先进压水堆统计DNBR限值。
本文应用具有自主知识产权的ATHAS子通道分析程序，完成对1700MW先进压水堆稳态DNBR限值的统计热工水力设计。为统计热工设计方法提供工具，为获得更多可用DNBR裕量，开发反应堆潜力奠定基础。