Robert W. Reeves, MAAP4 Maintenance, Fauske & Associates, LLC董事
对严重核事故和与之相关的各种现象(蒸汽爆炸、堆芯碎片在容器内停留、熔融堆芯混凝土相互作用、氢燃烧等)的研究远非精确的科学。使用“不确定性分析”是将复杂分析中可能结果的范围量化的过程。这一过程包括执行大量的数值分析和调查在一系列不确定性范围内不同输入的影响，以确定结果的“范围”。不确定性分析可以减少分析中的保守性，提供更真实的计算。此外，许多核监管机构现在要求进行和提交不确定性分析。
执行不确定性分析的过程涉及对实验证据和文献的审查，以确定这些不确定参数和范围的这些输入参数。不确定参数的确定之后是一个随机分析，通过解析模型传播不确定性，以计算输出的范围。下面的图表说明了空腔消融(反应堆容器下的反应堆空腔中混凝土材料的侵蚀)深度对时间的影响的一个例子把岩心碎片埋在一池水里。
FAI是原始严重事故管理（SAM）技术基础报告（TBR）的主要作者（FAI / 91-19卷1和2也称为EPRI TR-101869）。本报告提供了当时PWR业主组（Westinghouse（Wog），燃烧工程（CEOG）和Babcock＆Wilcox（B＆Wog））的技术基础开发了通用的严重事故管理指导（SAMG）支持材料，该材料a framework for each utility’s plant-specific SAMG program.
在后果福岛事故发生后，EPRI对原TBR进行了更新，而FAI再次成为这次更新的主要作者。除了直接的见解福岛事故发生后，TBR的更新还包含了大量的研究和实验信息，这些信息比最初的TBR晚，因此缺乏技术基础。
有关更多信息，请在Reeves.fauske.com或630-887-5220上联系Bob Reeves，m.domyth.com
