基于HFR的核动力装置非能动系统敏感性分析方法研究

作     者：张永发 蒋立志 蔡琦 Zhang Yongfa;Jiang Lizhi;Cai Qi

作者机构：海军工程大学核科学技术学院武汉430033 

出 版 物：《核动力工程》 (Nuclear Power Engineering)

年 卷 期：2019年第40卷第2期

页      码：150-154页

摘      要：敏感性分析应用于反应堆非能动系统热工水力过程的不确定性分析和可靠性分析,能够定量识别对系统热工水力行为具有重要影响的不确定性输入参数。基于混合随机均衡-傅里叶幅度敏感性测试(HFR)方法,以某型核动力装置非能动余热排出试验系统作为算例进行全局敏感性分析研究,仿真结果证明了HFR方法的可行性与正确性。敏感性分析给出了系统输入参数重要度随时间的变化规律以及系统稳定运行时输入参数的重要度排序,分析结果有助于指导系统的设计优化及运行管理。

主 题 词：核动力装置 非能动系统 敏感性分析 混合随机均衡-傅里叶幅度敏感性测试(HFR) 

学科分类：08[工学] 082701[082701] 0827[工学-食品科学与工程类] 

核心收录：

D　O　I：10.13832/j.jnpe.2019.02.0150

馆 藏 号：203621515...