压水堆部分堆芯参数敏感性分析

• 作者: 郎明刚 高祖瑛
• 来源期刊: 核科学与工程
• 学科: 工学
• 关键词: 严重事故 MELCOR 敏感性 不确定性
• 年，卷（期）: 2002,（2）
• 所属期刊栏目: 反应堆工程
• 页码范围: 104-107
• 页数: 4页
• 分类号: TL3
• 字数: 3228字
• 语种: 中文
• DOI: 10.3321/j.issn:0258-0918.2002.02.002

摘要

用估计严重事故原理的整体型第二代轻水堆电站风险评价工具MELCOR程序,以在建的岭澳核电站为对象,分析了压水堆部分堆芯参数的不确定性和敏感性.这些参数是燃料元件孔隙度,熔渣孔隙度,熔渣到下封头贯穿件的传热系数.把分析结果与相应的沸水堆参数的敏感性分析结果进行比较,发现核电站发生全厂断电事故时,事故进程对堆芯输入参数不敏感.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	高祖瑛	清华大学核能技术设计研究院	24	218	7.0	14.0
2	郎明刚	清华大学核能技术设计研究院	8	65	3.0	8.0