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Uncertainty Analysis for Unprotected Accidents in Sodium-Cooled Fast Reactors

机译：钠冷快堆无保护事故的不确定性分析

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Reactor safety analyses often utilize a deterministic approach where in addition to performing best estimate calculations, uncertainty is accommodated by performing calculations with pessimistic values for input parameters that are important to safety. Here, a stochastic approach is considered for explicitly including uncertainty in safety parameters by applying Monte Carlo sampling coupled with established deterministic reactor safety analysis tools. The Monte Carlo approach yields frequency distributions for reactor safety metrics (e.g., peak temperatures) that can be compared to performance limits, allowing for an improved determination of the safety margin and a clear determination of which safety parameters are most important to the transient response. Because the approach enables the estimation of probabilities for violating safety boundaries, it should be useful in a risk-based regulatory environment. It has the advantage of not requiring any substantial rewriting of existing safety analysis computer codes.
机译：反应堆安全性分析通常采用确定性方法，除了执行最佳估算计算外，还通过对安全性重要的输入参数使用悲观值进行计算来容纳不确定性。在这里，考虑采用一种随机方法，通过应用蒙特卡洛采样法和已建立的确定性反应堆安全性分析工具来明确包括安全性参数的不确定性。蒙特卡洛方法产生的反应堆安全指标（例如峰值温度）的频率分布可以与性能极限进行比较，从而可以改进安全裕度的确定并明确确定哪些安全参数对于瞬态响应最重要。由于该方法可以估算违反安全边界的可能性，因此在基于风险的监管环境中应该很有用。它的优点是不需要大量重写现有的安全分析计算机代码。

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