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摘要
采用最佳估算加不确定分析方法进行核电厂事故分析已成为国际流行趋势。基于特定的抽样方法对不确定性输入参数进行随机抽样是不确定性评估流程的重要环节，随机抽样参数作为最佳估算程序的输入，直接关系到响应参数的不确定性量化结果。目前，系统地基于不同抽样方法开展不确定性量化与敏感性分析的工作尚无。以百万千瓦级压水堆核电厂大破口失水事故为分析对象，基于简单随机抽样和拉丁超立方抽样对重要输入参数进行随机抽样，对关键安全参数进行不确定性量化和敏感性分析，评估2种随机抽样方法计算结果差异。结果表明，拉丁超立方抽样比简单随机抽样更能高效复现不确定性输入参数的分布特征；基于2种抽样方法得到的包壳峰值温度单侧统计容忍上限满足验收准则规定限值；采用Wilks非参数统计理论基于2种抽样方法计算得到包壳峰值温度较为接近；采用全局敏感性分析方法基于2种抽样方法识别出的包壳峰值温度主要影响参数一致。
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单位电力规划设计总院; 中国核电工程有限公司
