基于TRACE/FLICA III-F程序的國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆全失流事故分析研究

賈 斌，喬雪冬，高新力，石興偉，靖劍平，張春明

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京100082)

致謝

?

基于TRACE/FLICA III-F程序的國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆全失流事故分析研究

賈 斌，喬雪冬，高新力，石興偉，靖劍平，張春明

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京100082)

國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆相比于傳統(tǒng)壓水堆，系統(tǒng)設(shè)備與運行參數(shù)均有較大變化，對其開展事故分析研究非常必要。本文首先應(yīng)用最佳估算系統(tǒng)分析程序TRACE對國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆機(jī)組進(jìn)行詳細(xì)建模，之后根據(jù)機(jī)組安全分析報告中的分析假設(shè)，選取全失流事故進(jìn)行瞬態(tài)分析研究，然后應(yīng)用FLICA III-F程序進(jìn)行事故瞬態(tài)堆芯DNBR分析研究，最終得到的結(jié)果可以滿足全失流事故驗收準(zhǔn)則最小DNBR限值1.19的要求。接下來以上研究基礎(chǔ)上，選取更加保守的全失流事故分析假設(shè)，進(jìn)一步開展事故分析研究，發(fā)現(xiàn)研究結(jié)果仍然滿足全失流事故驗收準(zhǔn)則的要求，表明國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆機(jī)組在全失流事故下安全可靠。

TRACE；FLICA III-F；全失流；DNBR

國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆是以我國多年來核電站設(shè)計、建造、調(diào)試、運行經(jīng)驗和近年來核電研究領(lǐng)域的最新成果為基礎(chǔ)，融合借鑒國際先進(jìn)三代核電技術(shù)[1]的設(shè)計理念，充分汲取福島核事故[2]經(jīng)驗反饋，具有完善的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施的先進(jìn)堆型。

然而，對于任何一個新堆型，由于系統(tǒng)設(shè)備以及運行參數(shù)的重大變化，都會使機(jī)組對事故工況的響應(yīng)以及事故過程中發(fā)生的物理熱工現(xiàn)象發(fā)生變化，因此對國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆開展事故分析研究是非常必要的。

冷卻劑強(qiáng)迫流量全部喪失[3]是設(shè)計基準(zhǔn)事故中反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量下降的重要工況之一，是指全部主泵因失去電源而停轉(zhuǎn)，導(dǎo)致堆芯失去強(qiáng)迫流量，從而引起事故停堆。反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)迫流量全部喪失可能的原因是所有反應(yīng)堆冷卻劑泵的電源同時喪失。如果事故時反應(yīng)堆在功率運行，則直接影響是冷卻劑溫度迅速升高。如果反應(yīng)堆沒有立即緊急停堆，溫度升高可能導(dǎo)致DNB，隨之燃料損傷。

TRACE[4](TRAC/RELAP Advanced Computational Engine)程序系列是由美國NRC(U.S. Nuclear Regulatory Commission)開發(fā)的最新最佳估算系統(tǒng)分析程序，用于模擬壓水堆和沸水堆的LOCA事故、運行瞬態(tài)和其他各種事故工況，同時還可以模擬各類反應(yīng)堆系統(tǒng)熱工水力試驗臺架的現(xiàn)象。FLICA III-F[5]是由CEA開發(fā)的適用于穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)反應(yīng)堆堆芯熱工水力分析的子通道交混程序，用于分析反應(yīng)堆堆芯偏離泡核沸騰比(DNBR)及堆芯流場、焓場分布等。

目前，應(yīng)用TRACE程序進(jìn)行核電機(jī)組事故分析研究已經(jīng)在我國開展起來，馮進(jìn)軍[6]等應(yīng)用TRACE、PARCS、ROBIN等程序開展了秦山二期機(jī)組彈棒事故分析，黃樹亮[7]等應(yīng)用TRACE、FLICA III-F程序開展了AP1000機(jī)組全失流事故分析。然而應(yīng)用TRACE程序?qū)a(chǎn)先進(jìn)壓水堆的事故分析還未有開展。因此本文首先應(yīng)用TRACE程序?qū)a(chǎn)先進(jìn)壓水堆機(jī)組進(jìn)行詳細(xì)建模，之后根據(jù)機(jī)組安全分析報告中的分析假設(shè)，應(yīng)用TRACE程序進(jìn)行全失流事故瞬態(tài)分析研究，再應(yīng)用FLICA III-F程序進(jìn)行事故瞬態(tài)堆芯DNBR分析研究。之后在以上研究基礎(chǔ)上，選取更加保守的全失流事故分析假設(shè)，進(jìn)一步開展事故分析研究，更加準(zhǔn)確的分析國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆機(jī)組在全失流事故下的安全可靠性。

1 分析模型

1.1 TRACE模型

依據(jù)國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆的系統(tǒng)設(shè)計，應(yīng)用TRACE程序在SNAP[8]界面下建立全系統(tǒng)模型，模型包括堆芯系統(tǒng)、穩(wěn)壓器系統(tǒng)、主蒸汽管道系統(tǒng)以及三個環(huán)路系統(tǒng)，每個環(huán)路由一個熱管段、一個過渡段、一個冷管段、一臺主冷卻劑泵和一臺SG組成。圖1為SNAP界面下機(jī)組TRACE模型的節(jié)塊示意圖。

1.2 FLICA III-F模型

依據(jù)國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆的堆芯設(shè)計，應(yīng)用FLICA III-F程序建立1/4堆芯子通道模型。將最中心的1/4組件以柵元通道形式劃分成29個通道，如圖2(a)所示，其余部分以組件通道形式劃分成30個通道如圖2(b)所示，堆芯總共劃分為59個通道。

圖1 SNAP程序中國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆系統(tǒng)節(jié)塊示意圖Fig.1 Node block diagram of the domestic advanced PWR in SNAP code

圖2 國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆1/4堆芯子通道劃分方式Fig.2 1/4 core sub-channel partitioning of domestic advanced PWR

2 分析計算

2.1 初始計算

2.1.1 分析假設(shè)

1) 根據(jù)最大測量誤差，初始運行參數(shù)均保守選取；

2) 0s時刻發(fā)生全失流，3臺冷卻劑泵降頻速率為4Hz/s；

3) 慢化劑溫度系數(shù)、多普勒溫度系數(shù)和停堆反應(yīng)性均保守選??；

4) 當(dāng)冷卻劑泵轉(zhuǎn)速低低整定值達(dá)到后(3取2)，反應(yīng)堆停堆，假設(shè)1臺冷卻劑泵電路斷路器未能斷開。

2.1.2 驗收準(zhǔn)則

全失流事故屬于III類事故，驗收準(zhǔn)則為DNBR限值1.19，相應(yīng)的臨界熱流密度關(guān)系式為FC關(guān)系式。

2.1.3 結(jié)果分析

在本計算中選取的分析假設(shè)與安全分析報告相同。表1為應(yīng)用TRACE程序開展國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆全失流瞬態(tài)計算分析的事故序列。在事故過程中主要參數(shù)變化如圖3所示，其中的環(huán)路流量、堆芯流量、核功率以及熱流密度等參數(shù)均做了歸一化處理。

表1 應(yīng)用TRACE程序開展的國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆全失流瞬態(tài)計算事故序列

圖3 國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆全失流事故進(jìn)程中主要參數(shù)變化趨勢Fig.3 The changing trend of main parameters of the domestic advanced PWR during CLOFA

圖3 國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆全失流事故進(jìn)程中主要參數(shù)變化趨勢(續(xù))Fig.3 The changing trend of main parameters of the domestic advanced PWR during CLOFA

在0s電網(wǎng)頻率開始下降，3臺冷卻劑泵同時開始降速，當(dāng)泵轉(zhuǎn)速低低整定值到達(dá)后(3取2)，延遲0.7s控制棒開始下插，同時2臺泵的電流斷路器打開(本應(yīng)在達(dá)到轉(zhuǎn)速低低整定值斷開，為計算保守，與停堆同時開始)，之后兩泵開始惰轉(zhuǎn)，如圖3(b)所示。為了增加事故的嚴(yán)重性，假設(shè)有一臺泵的斷路器沒有打開，在整個事故進(jìn)程中持續(xù)高速降速，如圖3(a)所示。由于冷卻劑泵的降速和惰轉(zhuǎn)，堆芯流量也迅速下降，如圖3(c)所示。

控制棒下插之后，反應(yīng)堆核功率按照停堆曲線迅速下降，如圖3(d)所示，在堆芯流量與核功率等參數(shù)的共同影響下，堆芯熱流密度也開始下降，如圖3(e)所示。事故初期由于堆芯流量的下降，冷卻劑對堆芯的冷卻能力下降，穩(wěn)壓器壓力升高。之后隨著反應(yīng)堆停堆，堆芯釋熱減弱，穩(wěn)壓器壓力在到達(dá)一個峰值后開始逐漸下降，如圖3(f)所示。

圖4為應(yīng)用FLICA III-F程序計算得到的國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆全失流事故堆芯DNBR變化曲線，最小DNBR值為1.437，滿足驗收準(zhǔn)則DNBR限值1.19。

圖4 國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆全失流事故DNBR變化曲線Fig.4 Core DNBR changing curve of the domestic advanced PWR during CLOFA

目前根據(jù)以上的分析研究，表明國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆在全失流事故下是安全可靠的。然而，根據(jù)其他核電廠全失流事故分析假設(shè)，例如AP1000[9-10]，不僅只有一臺冷卻劑泵的電路斷路器被假設(shè)為未能斷開，這將導(dǎo)致更快的堆芯冷卻劑流量下降，相比于以上分析假設(shè)來講是更加保守的。所以，為了進(jìn)一步考察國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆在全失流事故下的安全性，假設(shè)更多數(shù)量的斷路器未能斷開，開展更加保守的事故分析。

2.2 擴(kuò)展計算

2.2.1 分析假設(shè)

相比于最初的基本假設(shè)，在本計算中分別假設(shè)兩臺冷卻劑泵的電路斷路器和三臺冷卻劑泵的電路斷路器未能斷開，其他假設(shè)不變。并分別定義初始工況為工況1，兩臺泵斷路器未斷開為工況2，三臺泵斷路器未斷開為工況3。

2.2.2 驗收準(zhǔn)則

驗收準(zhǔn)則不變，見2.1.2。

2.2.3 結(jié)果分析

表2為應(yīng)用TRACE程序開展三種工況計算分析的事故序列對比。三種工況過程中的主要參數(shù)變化趨勢對比如圖5所示，其中的環(huán)路流量、堆芯流量、核功率以及熱流密度等參數(shù)均做了歸一化處理。

表2 三種工況計算結(jié)果事故序列對比

通過對比，隨著未能打開的冷卻劑泵電路斷路器數(shù)量的增加，堆芯冷卻劑流量下降速率在逐漸加快，如圖5(c)所示；穩(wěn)壓器壓力在事故過程中產(chǎn)生的壓力峰值也會由此逐漸升高，如圖5(f)所示；上述現(xiàn)象均表明擴(kuò)展計算分析是更加保守的。然而盡管分析趨于不斷保守，但是隨著反應(yīng)堆停堆的發(fā)生，反應(yīng)堆核功率、堆芯熱流密度均開始迅速下降，如圖5(d)、圖5(e)所示；同時，盡管穩(wěn)壓器壓力峰值不斷增高，但均會在峰值之后開始逐漸下降，只是下降速率因未打開斷路器數(shù)量的增加而減緩，如圖5(f)所示。

圖5 三種工況主要參數(shù)變化趨勢對比Fig.5 Main parameters changing trend of CLOFA for three conditions

圖6為應(yīng)用FLICA III-F程序計算得到的三種工況堆芯DNBR變化趨勢對比，可以發(fā)現(xiàn)，隨著未能打開的冷卻劑泵電路斷路器數(shù)量的增加，堆芯DNBR逐漸減小，工況2和工況3得到的最小DNBR分別為1.4和1.295，同時發(fā)生最小DNBR的時刻也在逐漸提早，如表2所示。然而，雖然從工況1到工況3計算的保守性逐漸增加，但得到的最小DNBR仍然可以滿足驗收準(zhǔn)則的要求。

圖6 三種工況堆芯DNBR變化趨勢對比Fig.6 Core DNBR changing trend of CLOFA for three conditions

最終，結(jié)合三種工況下TRACE程序和FLICA III-F程序計算結(jié)果對比，可以更加全面準(zhǔn)確的表明國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆在全失流事故工況下?lián)碛辛己玫陌踩院涂煽啃浴?/p>

3 結(jié)論

本研究成功建立了國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆TRACE程序模型和堆芯子通道FLICA III-F程序模型。接下來首先根據(jù)安全分析報告的分析假設(shè)，應(yīng)用TRACE程序開展了國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆全失流事故瞬態(tài)計算(工況1)，然后應(yīng)用FLICA III-F程序開展了事故瞬態(tài)過程中堆芯DNBR計算，得到最小DNBR為1.449，滿足驗收準(zhǔn)則最小DNBR限值1.19的要求。

進(jìn)一步，選取了更加保守的分析假設(shè)——兩臺冷卻劑泵電路斷路器未能打開(工況2)和三臺冷卻劑泵電路斷路器未能打開(工況3)，開展了擴(kuò)展計算，通過對比三種工況的計算結(jié)果，發(fā)現(xiàn)雖然從工況1到工況3計算的保守性逐漸增加，然而通過工況2和工況3計算得到的最小DNBR值(1.4和1.295)仍然可以滿足驗收準(zhǔn)則的要求，同時在三種工況事故進(jìn)程中系統(tǒng)關(guān)鍵參數(shù)的變化趨勢也向著機(jī)組安全穩(wěn)定的狀態(tài)發(fā)展。從而全面準(zhǔn)確的表明國產(chǎn)先進(jìn)壓水堆在全失流事故工況下?lián)碛辛己玫陌踩院涂煽啃浴?/p>

致謝

本文承蒙大型先進(jìn)壓水堆核電站國家科技重大專項《CAP1400安全審評關(guān)鍵技術(shù)研究》(編號：2013ZX06002001)項目資助，特此感謝。

[1] 林誠格，郁祖盛. 非能動安全先進(jìn)核電廠AP1000[M]. 原子能出版社， 2008.

[2] IAEA. IAEA international fact finding expert mission of Fukushima Daiichi NPP accident following great east Japan earthquake and tsunami [R]. Vienna: IAEA, 2011.

[3] 俞爾俊，李吉根. 核電廠核安全[M]. 原子能出版社，2010.

[4] U.S. Nuclear Regulatory Commission. TRACE V 5.0 USER’S MANUAL [M]. Washington: Division of safety analysis office, 2010.

[5] FLICA Ⅲ-F Version 3 User’s Manual [M]. Paris: Tour Framatome-98084 Paris La Défense Cedex, 1999.

[6] 馮進(jìn)軍，胡威，周克峰等. 用PARCS/TRACE/ROBIN程序系統(tǒng)研究秦山二期彈棒事故[J]. 核科學(xué)與工程，2015，35(1)：148-156.

[7] 黃樹亮，馮進(jìn)軍，陳巧艷等. AP1000全失流事故DNBR計算分析[J]. 核動力工程，2015，36(2)：33-36.

[8] Symbolic Nuclear Analysis Package (SNAP) User’s Manual. Applied Programming Technology, Inc.

[9] Edward L. Carlin, Peter A. Hilton and Yixing Sung. Margin assessment of AP1000 loss of flow transient [J]. International Conference on Nuclear Engineering, USA: Miami, 2006, ICONE 14-89551.

[10] 靖劍平，喬雪冬，賈斌等. 基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬態(tài)特性研究[J]. 原子能科學(xué)技術(shù)，2015，49(4)：646-653.

Study on Complete Loss of Flow Accident for Domestic Advanced PWR Based on TRACE/FLICA III-F Code

JIA Bin, QIAO Xue-dong, GAO Xin-li, SHI Xing-wei, JING Jian-ping, ZHANG Chun-ming

(Nuclear and Radiation Safety Center, Beijing Prov. 100082, China)

Compared with traditional pressurized water reactors, domestic advanced PWR has great changes in system equipment and operation parameters. It is necessary to carry out accident analysis and study for the new reactor. In this paper, firstly the domestic advanced PWR model is established using the best estimation code TRACE in details. Then according to analysis assumptions in the PSAR, the complete loss of flow accident (CLOFA) for domestic advanced PWR is studied, and followed by the study on accident transient core DNBR using FLICA III-F code. It found that the minimum DNBR got from the study can meet the acceptance criteria of the minimum DNBR limit of 1.19. On this basis, the more conservative analysis assumptions are chosen for further accident analysis and study. It found that all the study results can meet the acceptance criteria of CLOFA. It indicates that the domestic advanced PWR is very safe and reliable under CLOFA condition.

TRACE; FLICA III-F; CLOFA; DNBR

2017-2-11

國家科技重大專項《CAP1400安全審評關(guān)鍵技術(shù)研究》資助項目(No.2013ZX06002001)

賈 斌(1986—)，男，吉林人，工程師，碩士，反應(yīng)堆熱工水力與事故分析

靖劍平：jingjianping@163.com

TL331

A

0258-0918(2017)02-0182-07