基于TRACE/FLICA III-F程序的國產先進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

(環境保護部核與輻射安全中心，北京100082)

致謝

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基于TRACE/FLICA III-F程序的國產先進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

(環境保護部核與輻射安全中心，北京100082)

國產先進壓水堆相比于傳統壓水堆，系統設備與運行參數均有較大變化，對其開展事故分析研究非常必要。本文首先應用最佳估算系統分析程序TRACE對國產先進壓水堆機組進行詳細建模，之后根據機組安全分析報告中的分析假設，選取全失流事故進行瞬態分析研究，然后應用FLICA III-F程序進行事故瞬態堆芯DNBR分析研究，最終得到的結果可以滿足全失流事故驗收準則最小DNBR限值1.19的要求。接下來以上研究基礎上，選取更加保守的全失流事故分析假設，進一步開展事故分析研究，發現研究結果仍然滿足全失流事故驗收準則的要求，表明國產先進壓水堆機組在全失流事故下安全可靠。

TRACE；FLICA III-F；全失流；DNBR

國產先進壓水堆是以我國多年來核電站設計、建造、調試、運行經驗和近年來核電研究領域的最新成果為基礎，融合借鑒國際先進三代核電技術[1]的設計理念，充分汲取福島核事故[2]經驗反饋，具有完善的嚴重事故預防和緩解措施的先進堆型。

然而，對于任何一個新堆型，由于系統設備以及運行參數的重大變化，都會使機組對事故工況的響應以及事故過程中發生的物理熱工現象發生變化，因此對國產先進壓水堆開展事故分析研究是非常必要的。

冷卻劑強迫流量全部喪失[3]是設計基準事故中反應堆冷卻劑系統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，導致堆芯失去強迫流量，從而引起事故停堆。反應堆冷卻劑強迫流量全部喪失可能的原因是所有反應堆冷卻劑泵的電源同時喪失。如果事故時反應堆在功率運行，則直接影響是冷卻劑溫度迅速升高。如果反應堆沒有立即緊急停堆，溫度升高可能導致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)開發的最新最佳估算系統分析程序，用于模擬壓水堆和沸水堆的LOCA事故、運行瞬態和其他各種事故工況，同時還可以模擬各類反應堆系統熱工水力試驗臺架的現象。FLICA III-F[5]是由CEA開發的適用于穩態和瞬態反應堆堆芯熱工水力分析的子通道交混程序，用于分析反應堆堆芯偏離泡核沸騰比(DNBR)及堆芯流場、焓場分布等。

目前，應用TRACE程序進行核電機組事故分析研究已經在我國開展起來，馮進軍[6]等應用TRACE、PARCS、ROBIN等程序開展了秦山二期機組彈棒事故分析，黃樹亮[7]等應用TRACE、FLICA III-F程序開展了AP1000機組全失流事故分析。然而應用TRACE程序對國產先進壓水堆的事故分析還未有開展。因此本文首先應用TRACE程序對國產先進壓水堆機組進行詳細建模，之后根據機組安全分析報告中的分析假設，應用TRACE程序進行全失流事故瞬態分析研究，再應用FLICA III-F程序進行事故瞬態堆芯DNBR分析研究。之后在以上研究基礎上，選取更加保守的全失流事故分析假設，進一步開展事故分析研究，更加準確的分析國產先進壓水堆機組在全失流事故下的安全可靠性。

1 分析模型

1.1 TRACE模型

依據國產先進壓水堆的系統設計，應用TRACE程序在SNAP[8]界面下建立全系統模型，模型包括堆芯系統、穩壓器系統、主蒸汽管道系統以及三個環路系統，每個環路由一個熱管段、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界面下機組TRACE模型的節塊示意圖。

1.2 FLICA III-F模型

依據國產先進壓水堆的堆芯設計，應用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程序中國產先進壓水堆系統節塊示意圖Fig.1 Node block diagram of the domestic advanced PWR in SNAP code

圖2 國產先進壓水堆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

1) 根據最大測量誤差，初始運行參數均保守選??；

2) 0s時刻發生全失流，3臺冷卻劑泵降頻速率為4Hz/s；

3) 慢化劑溫度系數、多普勒溫度系數和停堆反應性均保守選??；

4) 當冷卻劑泵轉速低低整定值達到后(3取2)，反應堆停堆，假設1臺冷卻劑泵電路斷路器未能斷開。

2.1.2 驗收準則

全失流事故屬于III類事故，驗收準則為DNBR限值1.19，相應的臨界熱流密度關系式為FC關系式。

2.1.3 結果分析

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

表1 應用TRACE程序開展的國產先進壓水堆全失流瞬態計算事故序列

圖3 國產先進壓水堆全失流事故進程中主要參數變化趨勢Fig.3 The changing trend of main parameters of the domestic advanced PWR during CLOFA

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

在0s電網頻率開始下降，3臺冷卻劑泵同時開始降速，當泵轉速低低整定值到達后(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(本應在達到轉速低低整定值斷開，為計算保守，與停堆同時開始)，之后兩泵開始惰轉，如圖3(b)所示。為了增加事故的嚴重性，假設有一臺泵的斷路器沒有打開，在整個事故進程中持續高速降速，如圖3(a)所示。由于冷卻劑泵的降速和惰轉，堆芯流量也迅速下降，如圖3(c)所示。

控制棒下插之后，反應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，穩壓器壓力升高。之后隨著反應堆停堆，堆芯釋熱減弱，穩壓器壓力在到達一個峰值后開始逐漸下降，如圖3(f)所示。

圖4為應用FLICA III-F程序計算得到的國產先進壓水堆全失流事故堆芯DNBR變化曲線，最小DNBR值為1.437，滿足驗收準則DNBR限值1.19。

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

目前根據以上的分析研究，表明國產先進壓水堆在全失流事故下是安全可靠的。然而，根據其他核電廠全失流事故分析假設，例如AP1000[9-10]，不僅只有一臺冷卻劑泵的電路斷路器被假設為未能斷開，這將導致更快的堆芯冷卻劑流量下降，相比于以上分析假設來講是更加保守的。所以，為了進一步考察國產先進壓水堆在全失流事故下的安全性，假設更多數量的斷路器未能斷開，開展更加保守的事故分析。

2.2 擴展計算

2.2.1 分析假設

相比于最初的基本假設，在本計算中分別假設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 驗收準則

驗收準則不變，見2.1.2。

2.2.3 結果分析

表2為應用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變化趨勢對比如圖5所示，其中的環路流量、堆芯流量、核功率以及熱流密度等參數均做了歸一化處理。

表2 三種工況計算結果事故序列對比

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；穩壓器壓力在事故過程中產生的壓力峰值也會由此逐漸升高，如圖5(f)所示；上述現象均表明擴展計算分析是更加保守的。然而盡管分析趨于不斷保守，但是隨著反應堆停堆的發生，反應堆核功率、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量的增加而減緩，如圖5(f)所示。

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

圖6為應用FLICA III-F程序計算得到的三種工況堆芯DNBR變化趨勢對比，可以發現，隨著未能打開的冷卻劑泵電路斷路器數量的增加，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，結合三種工況下TRACE程序和FLICA III-F程序計算結果對比，可以更加全面準確的表明國產先進壓水堆在全失流事故工況下擁有良好的安全性和可靠性。

3 結論

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

進一步，選取了更加保守的分析假設——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)，開展了擴展計算，通過對比三種工況的計算結果，發現雖然從工況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則的要求，同時在三種工況事故進程中系統關鍵參數的變化趨勢也向著機組安全穩定的狀態發展。從而全面準確的表明國產先進壓水堆在全失流事故工況下擁有良好的安全性和可靠性。

致謝

本文承蒙大型先進壓水堆核電站國家科技重大專項《CAP1400安全審評關鍵技術研究》(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] 馮進軍，胡威，周克峰等. 用PARCS/TRACE/ROBIN程序系統研究秦山二期彈棒事故[J]. 核科學與工程，2015，35(1)：148-156.

[7] 黃樹亮，馮進軍，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典型事故瞬態特性研究[J]. 原子能科學技術，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安全審評關鍵技術研究》資助項目(No.2013ZX06002001)

賈 斌(1986—)，男，吉林人，工程師，碩士，反應堆熱工水力與事故分析

靖劍平：jingjianping@163.com

TL331

A

0258-0918(2017)02-0182-07