陈仁宗，王 辉，孙晓晖

(1.清华大学 核能与新能源技术研究院，北京 100084；2.中国核电工程有限公司，北京 100840)

1988年，美国核管会(NRC)修订了美国联邦法规10CFR50.46允许使用最佳估算方法进行大破口事故的认证级分析，但必须考虑不确定性，并加以量化计算，以保证分析结果在验收准则之内具有较高的概率[1-4]。最佳估算方法应符合以下3个条件：应根据选定的验收准则，事故分析不引入有意的悲观性；使用最佳估算程序；包含不确定性分析[5]。最佳估算方法利用尽可能详细的模型而非简单模型来保证结果更为接近物理现实，用最佳估算结果的不确定性来量化分析结果与物理现实之间的差距[6]。

目前，最佳估算加不确定性(BEPU)方法主要应用于设计基准事故的安全分析[7-9]。与设计基准事故相比，严重事故现象更加复杂，涉及堆芯裸露升温、燃料包壳氧化升温失效、堆芯熔毁和裂变产物释放等诸多过程。复杂的严重事故现象导致了严重事故更大的不确定性和更为复杂的不确定性分析计算过程。严重事故现象复杂，其不确定性较大，目前尚无官方发布的严重事故现象识别排序(PIRT)表。本文采用的方法是结合设计基准事故PIRT表中参数和与严重事故现象相关的参数进行严重事故输入参数的不确定性分析。

堆芯出口温度(CET)是核电厂安全运行的重要监测参数，在严重事故管理导则(SAMG)中作为堆芯状态的重要表征参数，可作为堆芯损伤评价和简化源项评估的整定值，并可作为严重事故管理导则的入口条件。……