COSINE最佳估算大LOCA评价模型评估矩阵开发

傅孝良，刘丽芳，于楠，杜争，何斯琪，董博，梁国兴，杨燕华

(1.国家核电技术有限公司北京软件技术中心，北京　102209; 2.上海交通大学核科学与工程学院，上海　200240)

核电技术

COSINE最佳估算大LOCA评价模型评估矩阵开发

傅孝良1，刘丽芳1，于楠1，杜争1，何斯琪1，董博1，梁国兴2，杨燕华1

(1.国家核电技术有限公司北京软件技术中心，北京102209; 2.上海交通大学核科学与工程学院，上海200240)

依据美国NRC最新的EMDAP方法，基于压水堆大破口LOCA事故发展特征，识别各发展阶段的重要现象和过程，并以此为基础，结合分析国内外已有实验数据，开发了3个与大破口LOCA事故发展阶段相对应的最佳估算评价模型评估矩阵。

最佳估算;大破口失水事故;评估矩阵

美国10 CFR 50.46［1］要求:用于核电厂安全分析的评价模型必须有足够的数据支持以证明分析结果真实地描述了核反应堆系统在LOCA事故中的行为。必须将评价模型计算结果与可用的实验数据相比较，且需要识别并评估安全分析方法和数据参数的不确定性，以确保可以评估计算结果的不确定度。否则，分析应急堆芯冷却系统(ECCS)行为的评价模型必须满足10 CFR 50附录K［2］(简称附录K)的要求和接受准则。对于评价模型的开发，美国核管会(NRC)先后发布了RG1.157［3］和RG1.203［4］两个导则，并在RG1.203中提出了评价模型开发与评估过程方法——EMDAP(Evaluation Model Development and Assessment Process)。根据该方法，开发评价模型的首要工作是识别评价模型的应用目的，开发与重要现象和过程相对应的模型评估矩阵。

针对我国首个自主开发的堆芯设计和系统分析一体化软件包——COSINE软件包中的系统分析程序最佳估算模型，选定其应用范围为AP1000/CAP1400系列非能动压水堆(同时兼顾传统二代3/4环路压水堆)的大破口LOCA事故分析［5］，识别出事故序列中的重要现象和过程，并结合国内外已有核电实验数据的研究，开发与大破口LOCA事故进程相对应的三个模型评估矩阵。

1　评价模型开发与评估方法

美国NRC 2005年发布的RG1.203［4］中为评价模型的开发与评估推荐了一种最新的分解方法——EMDAP方法(见图1)。

EMDAP方法主要包含了以下4项任务(共20个步骤):

(1)建立评价模型能力需求。

定义评价模型的分析能力范围，如针对哪类具体的堆型和哪类具体的事故序列，据此定义相关的性能指标;并对该堆型对应事故序列下的重要物理过程和现象进行识别和排序，得出一个在评价模型开发与评估过程中发挥重要作用的现象识别与排序表(PIRT表)。

(2)开发评估数据库。

根据任务(1)所建立的PIRT表，收集或开展与排序高分的现象相关的实验，并评价这些实验数据的失真度和不确定度。

(3)开发评价模型。

开发用于分析对应堆型对应事故序列的评价模型(包括输入输出处理程序、初始条件边界条件假设和模型选项选择等信息)。

(4)评估评价模型的适宜性。

利用任务(2)所收集的实验数据，对任务(3)所开发的评价模型进行适宜性评估，包括利用分离效应实验数据进行的闭合关系式评估，和利用整体效应实验数据进行的评价模型整体评估，并根据评估结果确定评价模型计算结果的偏差和不确定度。

因此，应用于核电厂安全分析的评价模型必须经过大量的实验数据确认与评估。根据最新的评价模型开发与评估方法，开发与应用目的相对应的现象识别与排序表及模型评估矩阵，是整个评价模型开发与评估工作的基础。

2　COSINE最佳估算大LOCA评价模型能力需求分析

根据EMDAP方法，评价模型开发与评估的第一项任务是确定评价模型的需求，并识别需要评估的数学求解方法、部件、现象、物理过程和参数。

2.1定义分析目的、瞬态类别和核电厂类型

COSINE最佳估算大破口LOCA评价模型应用的核电厂类型为AP1000/CAP1400系列的非能动压水堆，兼顾考虑传统二代3/4环路压水堆。

2.2定义性能指标

由于针对的是大破口LOCA事故，其可接受的量化的性能指标主要为:

(1)包壳峰值温度:计算的包壳峰值温度不能超过2 200℉(约1 204.4℃)［1］。

(2)最大包壳氧化份额:计算的包壳局部最大氧化量不能超过包壳初始厚度的17%［1］。

(3)最大氢气产生量:计算的包壳与水/蒸汽反应所产生的氢气总量不能超过全部包壳金属参与反应所产生的氢气总量的1%［1］。

2.3现象识别与排序

通过对AP1000/CAP1400系列非能动反应堆大破口LOCA事故的研究，并兼顾考虑传统二代3/4环路压水堆的特性，结合国内外多名相关领域专家的专家判断，识别并排序了COSINE最佳估算大破口LOCA评价模型的重要过程和现象［5］。

3　最佳估算大LOCA评估矩开阵发

基于所开发的最佳估算大破口LOCA评价模型PIRT表［5］，通过调研和分析世界范围内可用的实验数据，并参考国际上对评价模型确认与评估的研究结果［6］，按照国际上对大破口LOCA事故发展阶段的划分，对PIRT表中的每一个重要现象制定了相应的实验确认和评估计划，开发了最佳估算大破口LOCA评价模型评估矩阵，分别见表1～表3，其中标注“×”表示计划采用此实验对对应的现象进行评估。

表1　喷放阶段的评估矩阵

表2　再灌水阶段的评估矩阵

表3　再淹没阶段的评估矩阵

4　结语

我国首个自主开发的COSINE软件包针对反应堆LOCA事故开发了最佳估算评价模型，将最先开展最佳估算大破口LOCA评价模型的评估。根据国际最新的EMDAP方法开展了最佳估算大破口LOCA评价模型能力需求分析，完成了最佳估算大破口LOCA评价模型PIRT表的开发。调研并评价国内外过去几十年发展的实验研究，按照大破口LOCA事故的发展阶段开发了3个对应的评估矩阵，为COSINE最佳估算大破口LOCA评价模型的评估和不确定性分析奠定了基础。

根据所开发的3个评估矩阵，最佳估算大破口LOCA评价模型的评估需要用到约40个不同台架的实验数据，针对如此庞大的数据需求，需要在国内外开展实验数据收集;同时，还需要针对那些无法获得而又必需的实验数据开展补充实验研究，以满足COSINE最佳估算大破口LOCA评价模型的评估需求。

［1］USNRC.10 CFR 50.46 Acceptance criteria for emergency core cooling systems for light-water nuclear power reactors［S］.Washington DC:USNRC，2007.

［2］USNRC.10 CFR 50.46 Appendix K ECCS evaluation models［S］.Washington DC:USNRC，2000.

［3］USNRC.RG1.157 Best-estimate calculations of emergency core coolingsystemperformance［S］.WashingtonDC: USNRC，1989.

［4］USNRC.RG1.203 Transient and accident analysis methods［S］.Washington DC:USNRC，2005.

［5］Fu X L，Liu L F，Yu N，et al.Validation requirement analysis for COSINE system analysis code［C］.Pisa，Italy:The 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics，2013.

［6］Aksan N，Auria F D，Glaeser H，et al.Separate effects test matrix for thermal-hydraulic code validation，vol.1:phenomena characterisation and selection of facilities and tests［R］.Paris: OECD NEA，1993.

Assessment Matrixes Development of COSINE Best-estimate LB-LOCA Evaluation Model

Fu Xiaoliang1，Liu Lifang1，Yu Nan1，Du Zheng1，He Siqi1，Dong Bo1，Liang Guoxing2，Yang Yanhua1
(1.State Nuclear Power Software Development Center，Beijing 102209，China; 2.School of Nuclear Science and Engineering，Shanghai Jiao Tong University，Shanghai 200240，China)

Major phenomena and processes in different stages of large break loss of coolant accident(LBLOCA)in pressurized water reactor are identified and ranked according to the latest EMDAP method proposed by NRC，based on which three assessment matrixes for best-estimate evaluation models corresponding to the propagation stages of LB-LOCA are developed in combination with analysis on existing experimental data.

best estimate;LB-LOCA;assessment matrix

TM623

A

1671-086X(2016)01-0031-04

2015-07-22

核电关键设计软件自主化技术研究重大专项(2011ZX06004-024)

傅孝良(1985—)，男，工程师，研究方向为核能工程。

E-mail:fuxiaoliang@snptc.com.cn