LOCA保守分析程式

基本介紹

• 中文名：LOCA保守分析程式
• 外文名：ConservativeLOCA Analysis Program

LOCA事故

冷卻劑喪失事故（LOCA），是輕水堆核電廠最重要的設計基準事故（DBA）之一。發生 LOCA，即意味著堆芯內冷卻條件惡化，堆芯內積蓄的大量熱量和裂變產物的衰變熱無法導出，其後果甚至可能導致輕水堆核電廠縱深防禦體系的四道屏障——元件芯塊、包殼、一次壓力邊界和安全殼功能全部喪失。

LOCA保守分析程式

根據美國核管理委員會（NRC）頒布的《輕水堆核電站安全分析報告標準格式和內容》，47 種典型始發事故需分析。由於LOCA是核電站設計與安全分析的重點，因而，執照認證級LOCA分析也是許可證申請程式中極其重要的內容之一。NRC 在1988年的10CFR50.46修訂版中採用了一個以性能導向的法規方法，規定允許了兩種可行的LOCA認證級安全分析評估模式，即現實 LOCA分析方法和保守LOCA分析方法。現實LOCA分析方法使用最佳估算（BE）分析，並需給出充分的統計分析，以量化最佳估算的不確定性，保證計算結果在接受的準則之內；保守 LOCA 分析方法則要求滿足 10CFR50 附錄 K的保守評價模型（EM）相關要求，以確保分析模型的保守性，最為典型的基於附錄K的保守性事故分析程式有 RELAP4/MOD7、RETRAN-02 等。

當前我國已有 LOCA 分析仍主要採用保守分析方法，例如 RELAP4/MOD7，由於 RELAP4 採用的是均相流模型，即假設兩相流體的速度和溫度是相等的，這中模型過於保守，犧牲了核電站的部分經濟性。