TRACE程序在國(guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆核電廠小破口失水事故計(jì)算中的應(yīng)用

喬雪冬，畢金生，孫 微，靖劍平，王昆鵬，張春明，賈 斌

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100042)

TRACE程序在國(guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆核電廠小破口失水事故計(jì)算中的應(yīng)用

喬雪冬，畢金生，孫 微，靖劍平，王昆鵬，張春明，賈 斌

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100042)

本文利用反應(yīng)堆熱工水力軟件TRACE對(duì)三回路國(guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆發(fā)生小破口失水事故進(jìn)行模擬計(jì)算，得到事故過(guò)程中反應(yīng)堆系統(tǒng)壓力、水位、破口流量的變化和安注系統(tǒng)的投入情況，將計(jì)算結(jié)果與CATHARE程序的計(jì)算結(jié)果進(jìn)行對(duì)比、分析和討論，兩程序計(jì)算結(jié)果在趨勢(shì)上較符合，驗(yàn)證了TRACE程序在計(jì)算小破口事故的準(zhǔn)確性。

小破口；TRACE；先進(jìn)壓水堆；失水事故

1 引言

TRACE程序(TRAC/RELAP Advanced Computational Engine)是由美國(guó)核管會(huì)(USNRC)在傳統(tǒng)核電廠系統(tǒng)分析程序TRAC、RELAP等基礎(chǔ)上開(kāi)發(fā)的專門(mén)用于核電廠安全分析的熱工水力學(xué)程序[1]，用于模擬輕水堆、沸水堆以及試驗(yàn)臺(tái)架的LOCA、運(yùn)行瞬態(tài)和其他事故工況。此程序已被納入U(xiǎn)SNRC最新開(kāi)發(fā)的先進(jìn)安全分析程序中，目標(biāo)是將NRC傳統(tǒng)的安全分析程序(TRAC、RELAP5等)整合和發(fā)展成為一套更有效率的、現(xiàn)代化的熱工水力安全分析軟件以適應(yīng)今后的核安全審評(píng)工作[2]。M. Avramova等在2012年利用OECD與NRC聯(lián)合完成的PSBT基準(zhǔn)例題數(shù)據(jù)進(jìn)行了TRACE 程序在水蒸氣產(chǎn)生和分布方面的驗(yàn)證計(jì)算[3]，取得了較滿意的結(jié)果；Jong-Rong Wang等利用馬鞍山壓水堆核電廠瞬態(tài)運(yùn)行數(shù)據(jù)對(duì)TRACE 程序在失流、汽輪機(jī)停機(jī)等事故的應(yīng)用進(jìn)行了評(píng)價(jià)[4]；馮進(jìn)軍等利用PARCS/TRACE/ROBIN等程序耦合計(jì)算了秦山二期的彈棒事故并與核電廠安全分析報(bào)告結(jié)果進(jìn)行了對(duì)比[5]。

反應(yīng)堆冷卻劑喪失事故是TRACE 程序開(kāi)發(fā)的主要目的之一，其中，小破口事故過(guò)程時(shí)間較長(zhǎng)、事故各階段熱工水力學(xué)現(xiàn)象特點(diǎn)顯著，是考驗(yàn)應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)等專設(shè)安全設(shè)施可靠性的典型事故，因此有必要利用TRACE程序?qū)?guó)產(chǎn)先進(jìn)核電廠的小破口事故進(jìn)行模擬計(jì)算，驗(yàn)證其計(jì)算結(jié)果的可信性，支持核電廠安全分析和安全評(píng)價(jià)工作。

2 事故描述

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的管道破裂或在第一個(gè)隔離閥內(nèi)與該系統(tǒng)相連的任何管道破裂定義為失水事故(LOCA)。等效直徑在9.5～25mm之間的破口被定義為小破口事故[6]。以往的計(jì)算和實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)，特別是三哩島事故的經(jīng)驗(yàn)表明，小破口事故雖然冷卻劑喪失相對(duì)較少、泄壓程度相對(duì)較低，但由于其事故過(guò)程長(zhǎng)、系統(tǒng)降壓過(guò)程波動(dòng)較大等特點(diǎn)，其導(dǎo)致嚴(yán)重事故后果的可能性也不容忽視。因此，本課題專門(mén)對(duì)等效直徑為25mm的小破口事故進(jìn)行模擬計(jì)算分析。

等效直徑在9.5mm到25mm范圍的小破口屬于Ⅲ類工況事件，為稀有事件，一般的，事故過(guò)程中穩(wěn)壓器水位不能保持；RCS要卸壓，中壓安注泵將投入。

事故過(guò)程中引起的反應(yīng)堆保護(hù)主要有：

a) 下列信號(hào)使反應(yīng)堆緊急停堆：

——穩(wěn)壓器壓力低。

b) 下列信號(hào)之一觸發(fā)安注系統(tǒng)：

——穩(wěn)壓器壓力低；

——安全殼壓力高。

c) 當(dāng)一回路壓力低于安注箱排放壓力整定值時(shí)，安注箱開(kāi)始向反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路注水。

d) 緊急停堆引起下列動(dòng)作：

——汽輪機(jī)進(jìn)汽閥關(guān)閉；

——與平均溫度低符合隔離主給水的主調(diào)節(jié)閥管線，并且使正常旁路給水閥開(kāi)啟到某一固定位置。

e) 下列信號(hào)之一觸發(fā)輔助給水系統(tǒng)：

——安注信號(hào)；

——主給水泵跳閘。

f) 下列信號(hào)使快速冷卻啟動(dòng)：

——安注信號(hào)。

快速冷卻定義為通過(guò)蒸汽發(fā)生器二次側(cè)大氣釋放閥對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑進(jìn)行100℃/h的快速冷卻，直到二回路蒸汽壓力降低到4.5MPa，或操縱員干預(yù)時(shí)結(jié)束。

g) 下列信號(hào)觸發(fā)反應(yīng)堆冷卻劑泵停運(yùn)：

——安注信號(hào)與反應(yīng)堆冷卻劑泵進(jìn)、出口壓差低信號(hào)符合。

3 分析方法

3.1 計(jì)算機(jī)程序

相對(duì)于傳統(tǒng)熱工水力學(xué)程序(如CATHARE等)利用剩余容積份額和相間質(zhì)能傳遞近似等處理方法[7]，TRACE 程序使用了非平衡、非均勻流體動(dòng)力學(xué)模型，能夠較為精確的處理相變問(wèn)題，可對(duì)反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)冷卻劑進(jìn)行三維熱工水力計(jì)算，并可提供耦合三維中子動(dòng)力學(xué)程序的接口，是目前在計(jì)算方法上較為先進(jìn)的事故分析程序。

TRACE程序?qū)α黧w的模擬遵循守恒方程的基本原理，同時(shí)在數(shù)值計(jì)算方法中考慮了壁面和相間界面熱流密度引起的參數(shù)的散度，以及界面上應(yīng)力張量引起的變化，考慮到這些修正和影響后的控制方程為：

質(zhì)量方程：

動(dòng)量方程：

能量方程：

=-P

qωg+qωl+qdl+qdg.

其中，

qil=hilαi(Tsv-Tl)

3.2 分析模型

根據(jù)三回路壓水堆核電廠的特點(diǎn)，將系統(tǒng)做了以下節(jié)塊劃分，反應(yīng)堆系統(tǒng)節(jié)塊圖如圖1所示。模型共設(shè)置三個(gè)環(huán)路，分別為L(zhǎng)OOP1、LOOP2和LOOP3，每個(gè)回路由一個(gè)熱管段、一個(gè)冷管段、一臺(tái)主冷卻劑泵和一臺(tái)SG組成。此外，模型中還包含穩(wěn)壓器系統(tǒng)、主蒸汽管道系統(tǒng)、安注系統(tǒng)、上充下泄系統(tǒng)、軸封系統(tǒng)等。

圖1 反應(yīng)堆系統(tǒng)節(jié)點(diǎn)劃分Fig.1 Nodalization of Reactor system

整個(gè)壓力容器部分用25個(gè)水力學(xué)控制體進(jìn)行模擬，具體部件號(hào)和水體描述見(jiàn)表1。圖2為堆芯部件和系統(tǒng)的節(jié)塊圖。

表1 壓力容器水力部件描述Table 1 Description of hydraulic components for vessel

續(xù)表

圖2 壓力容器節(jié)塊示意圖Fig.2 Nodalization of vessel

由圖2所示，模型中壓力容器中的下降段分為112、114、116三塊，用于對(duì)應(yīng)三個(gè)回路的冷段，并通過(guò)多重接管相互連接，實(shí)現(xiàn)冷卻劑的橫向交混流動(dòng)。堆芯處根據(jù)機(jī)組的燃料分區(qū)情況分為5個(gè)區(qū)：122、124、126、128和130，135為旁通通道。

3.3 分析假設(shè)

采用較為保守的邊界和初始條件，以使假設(shè)的事故后果更為惡劣，采取假設(shè)條件如下：

運(yùn)行點(diǎn)和初始條件：

——機(jī)組初始運(yùn)行功率為滿功率加上最大的穩(wěn)態(tài)測(cè)量誤差；

——反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度初始值為其名義值加上最大穩(wěn)態(tài)控制范圍和測(cè)量誤差；

——初始穩(wěn)壓器壓力為額定值加上最大的穩(wěn)態(tài)波動(dòng)和測(cè)量誤差，以便延遲緊急停堆和安注信號(hào)；

——一回路流量為熱工設(shè)計(jì)流量；

——總的堆芯旁通流量取最大，為6.5%；

——10%蒸汽發(fā)生器傳熱管堵塞。

事故工況：

——假設(shè)破口出現(xiàn)在泵和反應(yīng)堆壓力容器進(jìn)口之間的冷管段。

因?yàn)榘踩珰毫Σ黄鹬匾饔茫宰畈焕囊环N能動(dòng)故障是產(chǎn)生最小安注流量的故障，即柴油發(fā)電機(jī)故障，它能使一臺(tái)中壓泵和一臺(tái)低壓泵同時(shí)喪失。

4 分析結(jié)果

TRACE程序模型計(jì)算得到的事故序列詳見(jiàn)表2，為了驗(yàn)證程序的計(jì)算，將計(jì)算結(jié)果與傳統(tǒng)壓水堆系統(tǒng)程序CATHARE的計(jì)算結(jié)果進(jìn)行了對(duì)比。通過(guò)對(duì)比可知，兩個(gè)序列發(fā)展的基本趨勢(shì)一致，TRACE程序的結(jié)果從整體上看系統(tǒng)降壓速度較快，導(dǎo)致停堆信號(hào)、安注信號(hào)觸發(fā)也相對(duì)較快。而反應(yīng)堆冷卻劑泵停運(yùn)的觸發(fā)信號(hào)主要是由主泵兩側(cè)壓差決定，這涉及程序模型對(duì)整個(gè)系統(tǒng)壓力分布的計(jì)算和泵模型的選擇等各種因素，因此兩程序在停泵時(shí)間的判斷上產(chǎn)生一定差異。主泵停運(yùn)在一定程度上導(dǎo)致堆芯冷卻能力的降低，系統(tǒng)壓力會(huì)有一定程度的上升，但總體波動(dòng)幅度不大，不會(huì)產(chǎn)生威脅堆芯安全的影響。

表2 事故序列Table 2 Sequence of events

0s時(shí)刻破口發(fā)生，冷卻劑有一回路冷段破口向安全殼內(nèi)噴放，導(dǎo)致穩(wěn)壓器水位、壓力迅速下降，如圖3所示，相比CATHARE程序的計(jì)算結(jié)果，TRACE程序計(jì)算的壓力降低得更為快速，導(dǎo)致更快的觸發(fā)反應(yīng)堆停堆信號(hào)而引發(fā)停堆保護(hù)。此結(jié)果導(dǎo)致了與CATHARE程序結(jié)果的第一個(gè)不同：由于CATHARE程序計(jì)算的壓力降低速度較慢，使得反應(yīng)堆停堆動(dòng)作相對(duì)較慢，在停堆之前，400s時(shí)刻系統(tǒng)壓力已經(jīng)降低到一個(gè)變化相對(duì)較緩慢的壓力平臺(tái)，由于此時(shí)還未達(dá)到穩(wěn)壓器壓力低停堆信號(hào)，因此整個(gè)系統(tǒng)在正常功率水平之下維持較高壓力運(yùn)行了一段時(shí)間，直至壓力緩慢下降至觸發(fā)停堆，反應(yīng)堆功率下降。

一般來(lái)說(shuō)，破口事故的噴放階段前期，一回路系統(tǒng)壓力還遠(yuǎn)大于二回路壓力的情況下，其穩(wěn)壓器壓力應(yīng)該還有較大的下降空間，因此，TRACE的計(jì)算結(jié)果應(yīng)更為合理，此處的差異還需要試驗(yàn)數(shù)據(jù)的進(jìn)一步驗(yàn)證。

圖3 穩(wěn)壓器壓力Fig.3 Pressure of Pressurizer

兩種計(jì)算結(jié)果顯示，反應(yīng)堆系統(tǒng)在事故的1000s左右，一回路系統(tǒng)壓力進(jìn)入壓力平臺(tái)期，即此時(shí)一回路的壓力下降不明顯，堆芯內(nèi)的余熱主要靠一回路、二回路的自然循環(huán)導(dǎo)出。不同的是，CATHARE程序結(jié)果有較大的壓力波動(dòng)，因?yàn)樵诖藭r(shí)刻，主泵因兩側(cè)壓差低觸發(fā)停運(yùn)，導(dǎo)致了堆芯冷卻的進(jìn)一步惡化而使壓力上升，而TRACE程序結(jié)果則較平穩(wěn)的下降，其結(jié)果中，主泵的停運(yùn)觸發(fā)是在約1300s時(shí)刻，此時(shí)系統(tǒng)壓力已經(jīng)降低到一個(gè)較低水平，因此主泵導(dǎo)致的壓力波動(dòng)不顯著，這是兩程序結(jié)果的第二個(gè)較明顯的不同。反映到破口流量上，也顯示了與壓力變化一致的變化特征，在1000s時(shí)刻后的一段時(shí)間內(nèi)，TRACE程序結(jié)果較為平緩而CATHARE程序結(jié)果則出現(xiàn)了一個(gè)較為明顯的破口流量上升，但隨著系統(tǒng)壓力的進(jìn)一步下降，兩種計(jì)算都顯示了壓力、流量逐步下降的趨勢(shì)，且整體符合較好，具體見(jiàn)圖4所示。

圖4 破口流量Fig.4 Break Flowrate

由于計(jì)算假設(shè)了產(chǎn)生最小安注流量的故障，即柴油發(fā)電機(jī)故障，它能使一臺(tái)中壓泵和一臺(tái)低壓泵同時(shí)喪失。因此，安注流量采用了合理假設(shè)范圍內(nèi)最小的值。中、低安注泵的總流量是與系統(tǒng)壓力相關(guān)的，所以在安注箱投入之前，安注的流量是與系統(tǒng)壓力變化相關(guān)的，由于CATHARE程序計(jì)算結(jié)果中，壓力在1000s時(shí)刻后出現(xiàn)一個(gè)較小的峰值，相應(yīng)的，安注流量在此刻也出現(xiàn)了一個(gè)相對(duì)低值，除此之外，兩種計(jì)算的結(jié)果符合的比較好。在事故后期4500s之后，由于安注箱的開(kāi)始投入，安注流量會(huì)出現(xiàn)較為明顯的振蕩上升現(xiàn)象，這是由于系統(tǒng)壓力與安注箱壓力較為接近的原因，隨著系統(tǒng)壓力的進(jìn)一步下降，安注流量會(huì)逐漸平穩(wěn)，具體見(jiàn)圖5所示。

圖5 安注流量Fig.5 Safety Injection flowrate

由于TRACE程序?qū)ζ瓶诹髁康墓烙?jì)結(jié)果偏低，導(dǎo)致總的堆內(nèi)失水總量相對(duì)較少，因此堆芯一直保持較高的水位，并且，前期失水量不足以使堆芯上部出現(xiàn)汽水分離界面，所以在事故前、中期，堆芯水位沒(méi)有明顯的下降。兩種計(jì)算都證明了，在整個(gè)事故過(guò)程中，堆芯水位有較小幅度的下降，但始終能保持堆芯淹沒(méi)的狀態(tài)，不會(huì)出現(xiàn)堆芯組件失水過(guò)熱的現(xiàn)象，具體見(jiàn)圖6所示。

圖6 堆芯水位Fig.6 Core water Level

5 結(jié)論

本文針對(duì)三回路國(guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆核電廠，利用TRACE程序建立系統(tǒng)模型，進(jìn)行了冷段發(fā)生小破口失水事故分析，并與傳統(tǒng)壓水堆系統(tǒng)程序CATHARE的計(jì)算結(jié)果進(jìn)行了對(duì)比，結(jié)果表明：

1) TRACE和CATHARE程序?qū)涠涡∑瓶谑鹿实挠?jì)算都表明在事故進(jìn)程中堆芯一直處于可冷卻狀態(tài)，反應(yīng)堆是安全的；

2) TRACE程序?qū)τ谙到y(tǒng)壓力、水位、流量的計(jì)算合理，在破口流量和破口導(dǎo)致的壓力變化上，TRACE與CATHARE程序計(jì)算結(jié)果存在偏差，但參數(shù)變化總體趨勢(shì)是基本一致的；

3) TRACE程序在事故前期噴放階段對(duì)壓力的計(jì)算結(jié)果與CATHARE程序存在不同，TRACE程序計(jì)算的一回路壓力平臺(tái)區(qū)發(fā)生在穩(wěn)壓器壓力降至稍大于二回路壓力之時(shí)，這個(gè)結(jié)果更為符合傳統(tǒng)壓水堆小破口事故分析的一貫看法。

[1] TRACE V5.0 USER’S MANUAL[R]. U. S. Nuclear Regulatory Commission，2010.

[2] Jong-Rong Wang，Hao-Tzu Lin，Chunkuan Shih. Assessment of the TRACE Code Using Transient Data from Maanshan PWR Nuclear Power Plant[R]. Office of Nuclear Regulatory Research U.S. Nuclear Regulatory Commission，Washington，DC，20555-0001，2010.6.

[3] M. Avramova，A. Velazquez-Lozada，A. Rubin1. Compa-rative Analysis of CTF and Trace Thermal-Hydraulic Codes Using OECD/NRC PSBT Benchmark Void Distribution Database[J]. Science and Technology of Nuclear Installations，2012，2013(6).

[4] Jong-Rong Wang，Hao-Tzu Lin，Chunkuan Shih. Assessment of the TRACE Code Using Transient Data from Maanshan PWR Nuclear Power Plant[R]. U.S. Nuclear Regulatory Commission. NUREG/IA-0241.

[5] 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(3).

[6] 俞爾俊，李吉根. 核電廠核安全[M]. 北京：原子能出版社，2010：125-132.

[7] 黃彥平、曹念、文彥，等.CATHARE程序的主要特征及應(yīng)用[J]. 核動(dòng)力工程，2003，12：540-544.

[8] TRACE V5.0 THEORY MANUAL[R]. U.S. Nuclear Regulatory Commission，2010.

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

SmallBreakLOCAaccidentcalculationofthree-loopDomesticAdvancedPWRbyusingthecodeofTRACE

QIAOXue-dong,BIJin-sheng,SUNWei,JINGJian-ping,WANGKun-peng,ZHANGChun-ming,JIABin

(Nuclear and Radiation Safety Center, MEP, Beijing 100042)

In this paper SB-LOCA accident calculation of three-loop Domestic Advanced PWR is carried out by the reactor thermal hydraulic code of TRACE，the results include reactor system pressure，core water level，break flow rate and safety injection system operating condition. Further the calculation results are compared with the ones got with CATHARE code to make verification that whether the results we got are correct.

Small Break；TRACE；Advanced PWR；LOCA

2017-05-11

大型先進(jìn)壓水堆及高溫氣冷堆電站國(guó)家科技重大專項(xiàng)：CAP1400安全審評(píng)關(guān)鍵技術(shù)研究(2013ZX06002001);大型先進(jìn)壓水堆及高溫氣冷堆電站國(guó)家科技重大專項(xiàng)：CAP1400核安全監(jiān)管重要試驗(yàn)驗(yàn)證(2015ZX06002007)

喬雪冬(1979—)，男，內(nèi)蒙古呼倫貝爾人，博士，核反應(yīng)堆熱工水力與安全分析方面研究

賈 斌：jiabin@chinansc.cn

TL33

A

0258-0918(2017)06-1026-07