基于ATHLET軟件與仿真機(jī)系統(tǒng)對(duì)壓水堆熱管段小破口失水事故的分析

李天曉，周文平，盛 偉

(沈陽(yáng)工程學(xué)院 a.能源與動(dòng)力學(xué)院；b.研究生部，遼寧 沈陽(yáng) 110136)

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基于ATHLET軟件與仿真機(jī)系統(tǒng)對(duì)壓水堆熱管段小破口失水事故的分析

李天曉a，周文平a，盛 偉b

(沈陽(yáng)工程學(xué)院 a.能源與動(dòng)力學(xué)院；b.研究生部，遼寧 沈陽(yáng) 110136)

為避免反應(yīng)堆在一回路小破口失水事故下，堆芯因不充分冷卻而發(fā)生融化事故和放射性的外泄，利用大亞灣1 000 MW核電站仿真機(jī)系統(tǒng)對(duì)壓水堆主冷卻劑系統(tǒng)熱管段小破口失水事故進(jìn)行計(jì)算分析。通過(guò)實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)分析不同破口尺寸情況下出入口溫度變化趨勢(shì),并將分析結(jié)果與ATHLET軟件模擬情況的參數(shù)變化相比較，以此來(lái)驗(yàn)證仿真機(jī)系統(tǒng)能否精確地對(duì)熱管段小破口事故進(jìn)行仿真機(jī)模擬，同時(shí)為分析不同破口尺寸情況下出入口溫度變化趨勢(shì)提供數(shù)據(jù)參考。

熱管段；小破口；ATHLET分析系統(tǒng)；仿真機(jī)系統(tǒng)

在預(yù)想的可能發(fā)生的核電廠(chǎng)事故中，一回路小破口冷卻劑失水事故是一種發(fā)生概率相對(duì)很大的安全事故[1]。美國(guó)三哩島事故發(fā)生之后，人們對(duì)反應(yīng)堆小破口失水事故予以了高度重視，事故概率分析結(jié)果也證明小破口事故發(fā)生的概率是大破口事故的10倍左右。為了對(duì)反應(yīng)堆的安全性做出評(píng)價(jià)，進(jìn)而改進(jìn)反應(yīng)堆的安全設(shè)計(jì)，指導(dǎo)安全運(yùn)行，全世界研發(fā)了許多計(jì)算程序來(lái)模擬核電廠(chǎng)發(fā)生的典型失水事故，并分析事故結(jié)果，使之成為核電站設(shè)計(jì)和審評(píng)的重要手段。通過(guò)模擬機(jī)仿真模擬小破口失水事故也是對(duì)該問(wèn)題研究的最直觀(guān)手段，而仿真機(jī)分析的準(zhǔn)確度研究也自然成為對(duì)問(wèn)題分析的關(guān)鍵。通過(guò)已知被公認(rèn)的小破口事故分析的分析程序ATHLET與仿真機(jī)模擬開(kāi)展小破口失水事故的對(duì)比研究，從而驗(yàn)證仿真模擬機(jī)對(duì)問(wèn)題分析的準(zhǔn)確性。

1 熱管段小破口失水事故簡(jiǎn)介

小破口失水事故(SBLOCA)引起的后果有很多種，如反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)由于冷卻劑減少引起的壓力下降、堆芯冷卻惡化、冷卻劑泄漏到安全殼和潛在的放射性向工廠(chǎng)外的泄漏[2-3]。事故的具體影響程度與壓水堆設(shè)計(jì)、應(yīng)急冷卻設(shè)備、破口的大小和位置以及具體的瞬態(tài)過(guò)程有關(guān)。

小破口失水事故如果發(fā)生在主冷卻劑管道的熱管段時(shí)，熱管段的壓力會(huì)小于壓力容器上腔室的壓力，冷卻劑從熱管段破口流失，堆芯水位下降引起冷卻劑蒸發(fā)產(chǎn)生的大量蒸汽通過(guò)上腔室進(jìn)入熱管段，之后通過(guò)破口流出。與此同時(shí)，由于熱管段的破口，壓力容器壓力將小于冷管段的壓力，使得安注系統(tǒng)的補(bǔ)給水和一回路的冷卻劑由于壓差的關(guān)系更容易流入堆芯。從而使堆芯裸露的高度和時(shí)間都可以減少，保證了對(duì)燃料元件進(jìn)行了充分的冷卻。

美國(guó)核管會(huì)規(guī)定可接受的小破口事故為:包殼峰值溫度 2 200 ℃(1 204 ℃)，壁厚的17%局部氧化，堆芯寬度的1%氧化。在滿(mǎn)足上述條件后，其他規(guī)定(如氫氣產(chǎn)生量、堆芯幾何尺寸、堆芯長(zhǎng)期冷卻、安全殼的完整性和放射性泄漏等)便被認(rèn)為滿(mǎn)足了。

2 ATHLET分析軟件核電仿真機(jī)系統(tǒng)(SIMIS)

2.1 ATHLET軟件

ATHLET(Analysis of Thermal-Hydraulics of Leaks and Transients)程序[4]是由德國(guó)核安全機(jī)構(gòu)指定的技術(shù)咨詢(xún)和安全分析中心GRS(Gesell2 schaft fur Anlagen-und Reaktorsicherheit)為分析在輕水反應(yīng)堆中預(yù)期和非預(yù)期的瞬變、失水事故而開(kāi)發(fā)的熱工水力學(xué)系統(tǒng)分析程序。清華大學(xué)核能技術(shù)設(shè)計(jì)研究院從德國(guó)核設(shè)施安全評(píng)審中心GRS引進(jìn)了反應(yīng)堆通用熱工水力學(xué)分析程序 ATHLET，它可以詳細(xì)分析反應(yīng)堆內(nèi)的流動(dòng)特性。該程序曾經(jīng)過(guò)多方面的驗(yàn)證、改善和提高,是國(guó)際上公認(rèn)的用于核能系統(tǒng)熱工水力學(xué)模擬的工具之一。

ATHLET程序使用了通用控制模塊來(lái)實(shí)現(xiàn)核電站的動(dòng)態(tài)模擬。通用控制模塊是用于描述控制系統(tǒng)、保護(hù)系統(tǒng)和輔助系統(tǒng)的模塊。通過(guò)一系列的控制模塊,用戶(hù)可以實(shí)現(xiàn)回路或流體系統(tǒng)的控制模擬。該程序可以使用這些控制模塊來(lái)模擬單端斷裂、雙端斷裂、再淹沒(méi)、破口事故等過(guò)程，其模塊結(jié)構(gòu)如圖1所示。

利用ATHLET Mod 2.0 Cycle A可以分析除堆芯熔化這樣的嚴(yán)重事故之外的其他設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故且可適用的反應(yīng)堆系統(tǒng)很廣,包括美歐傳統(tǒng)和先進(jìn)的壓水堆和沸水堆、原蘇聯(lián)設(shè)計(jì)的壓水堆(VVER)和石墨水冷堆、加拿大的重水堆(CANDU)等。

圖1 ATHLET模塊結(jié)構(gòu)

2.2 大亞灣核電站1 000 MW仿真機(jī)系統(tǒng)

核電站仿真機(jī)是以計(jì)算機(jī)作為工作平臺(tái)，通過(guò)仿真數(shù)學(xué)模擬核電站物理、工藝和控制過(guò)程，以計(jì)算機(jī)圖形頁(yè)面作為人機(jī)界面的仿真系統(tǒng)。核電站仿真機(jī)能夠在模擬機(jī)系統(tǒng)圖中彈出設(shè)備軟操作開(kāi)關(guān)的控制窗對(duì)系統(tǒng)和設(shè)備進(jìn)行控制。仿真機(jī)模擬了參考核電站主控制室和就地控制的主要內(nèi)容，使得模擬機(jī)能夠完成機(jī)組啟停、升降功率、事故和機(jī)組瞬態(tài)下的主要操作，操作界面如圖2所示。

3 ATHLET 程序分析與仿真機(jī)模擬(SIMIS)比較

ATHLET程序的結(jié)構(gòu)采用高度模塊化設(shè)計(jì)。程序主要由熱工流體力學(xué)模塊、熱傳導(dǎo)模塊、中子動(dòng)力學(xué)模塊和通用控制模塊組成。這些模塊又是由一些子模塊組成,模塊通過(guò)輸入數(shù)據(jù)組裝在一起,可以有效地模擬任何一個(gè)相關(guān)的水堆系統(tǒng)或?qū)嶒?yàn)裝置。鑒于在核電站一回路中，溫度是反映堆芯狀況與安全最直觀(guān)的變量，因此著重對(duì)這一參數(shù)變化進(jìn)行了分析。列出事故發(fā)生后的事件序列,并用ATHLET軟件的計(jì)算結(jié)果對(duì)比并驗(yàn)證仿真機(jī)模擬的準(zhǔn)確性。

圖2 仿真機(jī)操作界面

3.1 事件序列表

熱管段發(fā)生不同尺寸的小破口失流事故時(shí)的事件序列如表1所示，尺寸百分比分別為1%、2%、5%。

3.2 溫度變化曲線(xiàn)及分析

3.2.1 1%小破口堆芯出、入口溫度

熱管段1%小破口發(fā)生后，堆芯入口溫度的變化曲線(xiàn)如圖3所示。設(shè)定事故發(fā)生時(shí)間為10 s，事故發(fā)生后最初的一段時(shí)間內(nèi)溫度相對(duì)穩(wěn)定。仿真系統(tǒng)的模擬情況下，160 s之后，曲線(xiàn)開(kāi)始出現(xiàn)明顯下降，溫度由295 ℃降到280 ℃。隨后下降趨勢(shì)趨于平緩，但仍保持下降趨勢(shì)。ATHLET軟件的模擬情況下，100 s左右，溫度出現(xiàn)下降，但是相比于仿真機(jī)的模擬，其下降趨勢(shì)較為緩和，且在200 s左右，趨勢(shì)更加平緩。截止到最后統(tǒng)計(jì)的300 s，溫度降至275 ℃。從圖中可以看出，仿真機(jī)的模擬曲線(xiàn)有驟變過(guò)程，而ATHLET模擬曲線(xiàn)下降速率比較穩(wěn)定。二者在溫度方面趨勢(shì)相同，但數(shù)值存在一定差異。

表1 熱管段小破口失水事故工況主要事件序列

熱管段1%小破口情況下，堆芯出口溫度的變化趨勢(shì)如圖4所示。情況類(lèi)似于入口溫度變化曲線(xiàn)。160 s左右，仿真機(jī)系統(tǒng)模擬的溫度開(kāi)始快速地降低，由320 ℃降至280 ℃左右，之后下降趨勢(shì)趨于平緩。而ATHLET軟件模擬情況則是在140 s左右開(kāi)始快速下降，降至290 ℃左右，之后下降趨勢(shì)緩和，但仍存在明顯的下降趨勢(shì)。這兩種方法所模擬的曲線(xiàn)在兩端較符合。

圖3 1%小破口堆芯入口溫度

由此可見(jiàn)，在1%小破口的情況下，兩種方法均可以模擬溫度變化趨勢(shì)，但是在時(shí)間上存在誤差?？傮w而言，可以認(rèn)為仿真機(jī)系統(tǒng)只能粗略的模擬1%小破口的堆芯出入口溫度。

3.2.2 2%小破口堆芯出、入口溫度變化分析

熱管段2%小破口事故情況下，堆芯入口溫度的變化曲線(xiàn)如圖5所示。與1%小破口的情況相比，這種情況下更短的時(shí)間內(nèi)，溫度出現(xiàn)明顯的下降。仿真機(jī)系統(tǒng)模擬的情況下,90 s左右，溫度開(kāi)始快速下降，由293 ℃降到280 ℃左右，之后下降趨勢(shì)緩和。在ATHLET模擬情況下，80 s左右溫度開(kāi)始快速下降，降至282 ℃左右，之后下降趨勢(shì)變得緩和。根據(jù)曲線(xiàn)變化看，模擬機(jī)對(duì)2%小破口事故的模擬比較準(zhǔn)確，在時(shí)間上存在少許誤差，溫度趨勢(shì)以及數(shù)值上與ATHLET較好符合。

圖4 1%小破口堆芯出口溫度

圖5 2%小破口堆芯入口溫度

熱管段2%小破口事故情況下，堆芯出口溫度的變化曲線(xiàn)如圖6所示。仿真機(jī)系統(tǒng)模擬情況下，93 s左右溫度開(kāi)始快速下降，直到100 s左右下降趨勢(shì)開(kāi)始緩和，此時(shí)溫度在285 ℃左右。此后溫度緩慢下降，300 s時(shí)，溫度達(dá)到275 ℃。在ATHLET模擬情況下，相比于仿真機(jī)系統(tǒng)，90 s左右溫度開(kāi)始快速下降，由320 ℃左右降至285 ℃。

圖6 2%小破口堆芯出口溫度

綜合而言，兩種軟件在2%小破口情況下符合情況很理想。在溫度方面，兩種模擬對(duì)于出入口溫度的模擬吻合較好。時(shí)間方面，與ATHLET相比而言，仿真機(jī)系統(tǒng)在事故發(fā)生后，溫度在更短的時(shí)間內(nèi)下降，不過(guò)僅僅存在小于5 s的誤差。

圖7 5%小破口堆芯入口溫度

圖8 5%小破口堆芯出口溫度

3.2.3 5%小破口堆芯出、入口溫度

熱管段5%小破口事故情況下，堆芯入口溫度的變化曲線(xiàn)如圖7所示。仿真機(jī)系統(tǒng)模擬的情況下,30 s左右，溫度開(kāi)始快速下降，由293 ℃降到283 ℃左右，之后下降趨勢(shì)緩和。在ATHLET模擬情況下，35 s左右溫度開(kāi)始快速下降，降至283 ℃左右，之后下降趨勢(shì)變得緩和。由此看來(lái)，兩種模擬方式在時(shí)間上存在5 s左右的誤差，溫度變化趨勢(shì)較為一致。

熱管段5%小破口事故情況下，堆芯出口溫度的變化曲線(xiàn)如圖8所示。與入口溫度類(lèi)似，在35 s左右，兩曲線(xiàn)均快速下降，溫度由320 ℃降至285 ℃左右，隨之溫度緩慢下降，截至300 s，溫度下降至275 ℃。

綜合兩圖，在熱管段5%小破口事故情況下，ATHLET程序模擬和仿真機(jī)系統(tǒng)模擬在時(shí)間與溫度兩方面變化趨勢(shì)較為一致。

4 結(jié) 論

小破口失水事故的流動(dòng)過(guò)程是一種十分復(fù)雜的過(guò)程,在發(fā)生小破口失水事故后，系統(tǒng)多個(gè)參數(shù)會(huì)發(fā)生明顯變化[5]。通過(guò)ATHLET程序模擬的小破口失水事故可以充分驗(yàn)證壓水堆發(fā)生小破口失水事故時(shí)，壓水堆系統(tǒng)堆芯出入口溫度的變化情況，并且將ATHLET程序模擬結(jié)果與大亞灣1 000 MW核電站仿真機(jī)系統(tǒng)模擬結(jié)果相比較，得出以下結(jié)論：

1)實(shí)驗(yàn)?zāi)M較為清晰地再現(xiàn)了壓水堆核電站熱管段1%、2%和5%小破口事故發(fā)生時(shí)，一回路堆芯出入口溫度參數(shù)的變化情況。從而為核電站一回路小破口事故的處理提供參考依據(jù)。

2)通過(guò)ATHLET程序模擬數(shù)據(jù)與大亞灣1 000 MW仿真機(jī)系統(tǒng)的仿真結(jié)果相比較，可以得知：仿真機(jī)系統(tǒng)有能力模擬出1 000 MW壓水堆核電站發(fā)生事故時(shí)的堆芯出入口溫度的變化趨勢(shì)。同時(shí)，該系統(tǒng)在破口模擬方面在一定尺寸下有較高的可信度與準(zhǔn)確性，在1%情況下存在較大程度的時(shí)間和溫度誤差，在2%、5%小破口情況下與ATHLET程序模擬結(jié)果一致性高，具有可信度。

[1]黃洪文,劉漢剛,錢(qián)達(dá)志,等.主回路小破口失水事故分析[J]．核動(dòng)力工程,2010，31(4)：78-81.

[2]朱繼洲.核反應(yīng)堆安全分析[M].西安：西安交通大學(xué)出版社,2004.

[3]朱繼洲,單建強(qiáng).核電站安全[M].北京：中國(guó)電力出版社,2010.

[4]方 京,周志偉.ATHLET程序及其在低溫供熱堆中的應(yīng)用[J].核科學(xué)與工程,2003，23(1)：91-95.

[5]博金海,王 飛.小破口失水事故研究綜述[J].核科學(xué)與工程,1998,18(2)：172-179.

(責(zé)任編輯張凱校對(duì)魏靜敏)

SmallBreakLossofCoolantAccidentAnalysisinPWRHotLegBasedonATHLETandSIMIS

LI Tian-xiaoa,ZHOU Wen-pingb,SHENG Weia

(a.Graduate Department; b.School of Energy and Power Engineering,Shenyang Institute of Engineering,Shenyang 110136,Liaoning Province)

The small break loss of coolant accident in hot leg of PWR primary coolant system was analyzed with the Daya Bay 1000 MW nuclear power plant simulation system in order to avoid the reactor core melt and the radioactive leakage due to the inadequate cooling of the reactor core led by the small break loss of coolant accident in primary circuit.The temperature variation trend of inlet and outlet under different break sizes were analyzed on the basis of the simulation data and the results were compared with the results which were calculated by the ATHLET software to verify the accuracy of the simulation system and provide data references for the analysis of the inlet and outlet temperature variation under different break sizes.

Hot leg; Small break; ATHLET analysis system; SIMIS

2017-04-27

沈陽(yáng)工程學(xué)院學(xué)生創(chuàng)新創(chuàng)業(yè)項(xiàng)目(LGXS-1619)

李天曉(1991-)，男，山東濱州人，碩士研究生。

周文平(1976-)，女，吉林德惠人，講師，博士，主要從事核電站安全分析與核輻射檢測(cè)及技術(shù)應(yīng)用研究方面的工作。

10.13888/j.cnki.jsie(ns).2017.03.001

TL364.4

： A

： 1673-1603(2017)03-0193-06