基于TRACE/FLICA III-F程序的国产先进压水堆全失流事故分析研究

贾 斌，乔雪冬，高新力，石兴伟，靖剑平，张春明

(环境保护部核与辐射安全中心，北京100082)

致谢



基于TRACE/FLICA III-F程序的国产先进压水堆全失流事故分析研究

贾 斌，乔雪冬，高新力，石兴伟，靖剑平，张春明

(环境保护部核与辐射安全中心，北京100082)

国产先进压水堆相比于传统压水堆，系统设备与运行参数均有较大变化，对其开展事故分析研究非常必要。本文首先应用最佳估算系统分析程序TRACE对国产先进压水堆机组进行详细建模，之后根据机组安全分析报告中的分析假设，选取全失流事故进行瞬态分析研究，然后应用FLICA III-F程序进行事故瞬态堆芯DNBR分析研究，最终得到的结果可以满足全失流事故验收准则最小DNBR限值1.19的要求。接下来以上研究基础上，选取更加保守的全失流事故分析假设，进一步开展事故分析研究，发现研究结果仍然满足全失流事故验收准则的要求，表明国产先进压水堆机组在全失流事故下安全可靠。

TRACE；FLICA III-F；全失流；DNBR

国产先进压水堆是以我国多年来核电站设计、建造、调试、运行经验和近年来核电研究领域的最新成果为基础，融合借鉴国际先进三代核电技术[1]的设计理念，充分汲取福岛核事故[2]经验反馈，具有完善的严重事故预防和缓解措施的先进堆型。

然而，对于任何一个新堆型，由于系统设备以及运行参数的重大变化，都会使机组对事故工况的响应以及事故过程中发生的物理热工现象发生变化，因此对国产先进压水堆开展事故分析研究是非常必要的。

冷却剂强迫流量全部丧失[3]是设计基准事故中反应堆冷却剂系统流量下降的重要工况之一，是指全部主泵因失去电源而停转，导致堆芯失去强迫流量，从而引起事故停堆。反应堆冷却剂强迫流量全部丧失可能的原因是所有反应堆冷却剂泵的电源同时丧失。如果事故时反应堆在功率运行，则直接影响是冷却剂温度迅速升高。如果反应堆没有立即紧急停堆，温度升高可能导致DNB，随之燃料损伤。

TRACE[4](TRAC/RELAP Advanced Computational Engine)程序系列是由美国NRC(U.S. Nuclear Regulatory Commission)开发的最新最佳估算系统分析程序，用于模拟压水堆和沸水堆的LOCA事故、运行瞬态和其他各种事故工况，同时还可以模拟各类反应堆系统热工水力试验台架的现象。FLICA III-F[5]是由CEA开发的适用于稳态和瞬态反应堆堆芯热工水力分析的子通道交混程序，用于分析反应堆堆芯偏离泡核沸腾比(DNBR)及堆芯流场、焓场分布等。

目前，应用TRACE程序进行核电机组事故分析研究已经在我国开展起来，冯进军[6]等应用TRACE、PARCS、ROBIN等程序开展了秦山二期机组弹棒事故分析，黄树亮[7]等应用TRACE、FLICA III-F程序开展了AP1000机组全失流事故分析。然而应用TRACE程序对国产先进压水堆的事故分析还未有开展。因此本文首先应用TRACE程序对国产先进压水堆机组进行详细建模，之后根据机组安全分析报告中的分析假设，应用TRACE程序进行全失流事故瞬态分析研究，再应用FLICA III-F程序进行事故瞬态堆芯DNBR分析研究。之后在以上研究基础上，选取更加保守的全失流事故分析假设，进一步开展事故分析研究，更加准确的分析国产先进压水堆机组在全失流事故下的安全可靠性。

1 分析模型

1.1 TRACE模型

依据国产先进压水堆的系统设计，应用TRACE程序在SNAP[8]界面下建立全系统模型，模型包括堆芯系统、稳压器系统、主蒸汽管道系统以及三个环路系统，每个环路由一个热管段、一个过渡段、一个冷管段、一台主冷却剂泵和一台SG组成。图1为SNAP界面下机组TRACE模型的节块示意图。

1.2 FLICA III-F模型

依据国产先进压水堆的堆芯设计，应用FLICA III-F程序建立1/4堆芯子通道模型。将最中心的1/4组件以栅元通道形式划分成29个通道，如图2(a)所示，其余部分以组件通道形式划分成30个通道如图2(b)所示，堆芯总共划分为59个通道。

图1 SNAP程序中国产先进压水堆系统节块示意图Fig.1 Node block diagram of the domestic advanced PWR in SNAP code

图2 国产先进压水堆1/4堆芯子通道划分方式Fig.2 1/4 core sub-channel partitioning of domestic advanced PWR

2 分析计算

2.1 初始计算

2.1.1 分析假设

1) 根据最大测量误差，初始运行参数均保守选取；

2) 0s时刻发生全失流，3台冷却剂泵降频速率为4Hz/s；

3) 慢化剂温度系数、多普勒温度系数和停堆反应性均保守选取；

4) 当冷却剂泵转速低低整定值达到后(3取2)，反应堆停堆，假设1台冷却剂泵电路断路器未能断开。

2.1.2 验收准则

全失流事故属于III类事故，验收准则为DNBR限值1.19，相应的临界热流密度关系式为FC关系式。

2.1.3 结果分析

在本计算中选取的分析假设与安全分析报告相同。表1为应用TRACE程序开展国产先进压水堆全失流瞬态计算分析的事故序列。在事故过程中主要参数变化如图3所示，其中的环路流量、堆芯流量、核功率以及热流密度等参数均做了归一化处理。

表1 应用TRACE程序开展的国产先进压水堆全失流瞬态计算事故序列

图3 国产先进压水堆全失流事故进程中主要参数变化趋势Fig.3 The changing trend of main parameters of the domestic advanced PWR during CLOFA

图3 国产先进压水堆全失流事故进程中主要参数变化趋势(续)Fig.3 The changing trend of main parameters of the domestic advanced PWR during CLOFA

在0s电网频率开始下降，3台冷却剂泵同时开始降速，当泵转速低低整定值到达后(3取2)，延迟0.7s控制棒开始下插，同时2台泵的电流断路器打开(本应在达到转速低低整定值断开，为计算保守，与停堆同时开始)，之后两泵开始惰转，如图3(b)所示。为了增加事故的严重性，假设有一台泵的断路器没有打开，在整个事故进程中持续高速降速，如图3(a)所示。由于冷却剂泵的降速和惰转，堆芯流量也迅速下降，如图3(c)所示。

控制棒下插之后，反应堆核功率按照停堆曲线迅速下降，如图3(d)所示，在堆芯流量与核功率等参数的共同影响下，堆芯热流密度也开始下降，如图3(e)所示。事故初期由于堆芯流量的下降，冷却剂对堆芯的冷却能力下降，稳压器压力升高。之后随着反应堆停堆，堆芯释热减弱，稳压器压力在到达一个峰值后开始逐渐下降，如图3(f)所示。

图4为应用FLICA III-F程序计算得到的国产先进压水堆全失流事故堆芯DNBR变化曲线，最小DNBR值为1.437，满足验收准则DNBR限值1.19。

图4 国产先进压水堆全失流事故DNBR变化曲线Fig.4 Core DNBR changing curve of the domestic advanced PWR during CLOFA

目前根据以上的分析研究，表明国产先进压水堆在全失流事故下是安全可靠的。然而，根据其他核电厂全失流事故分析假设，例如AP1000[9-10]，不仅只有一台冷却剂泵的电路断路器被假设为未能断开，这将导致更快的堆芯冷却剂流量下降，相比于以上分析假设来讲是更加保守的。所以，为了进一步考察国产先进压水堆在全失流事故下的安全性，假设更多数量的断路器未能断开，开展更加保守的事故分析。

2.2 扩展计算

2.2.1 分析假设

相比于最初的基本假设，在本计算中分别假设两台冷却剂泵的电路断路器和三台冷却剂泵的电路断路器未能断开，其他假设不变。并分别定义初始工况为工况1，两台泵断路器未断开为工况2，三台泵断路器未断开为工况3。

2.2.2 验收准则

验收准则不变，见2.1.2。

2.2.3 结果分析

表2为应用TRACE程序开展三种工况计算分析的事故序列对比。三种工况过程中的主要参数变化趋势对比如图5所示，其中的环路流量、堆芯流量、核功率以及热流密度等参数均做了归一化处理。

表2 三种工况计算结果事故序列对比

通过对比，随着未能打开的冷却剂泵电路断路器数量的增加，堆芯冷却剂流量下降速率在逐渐加快，如图5(c)所示；稳压器压力在事故过程中产生的压力峰值也会由此逐渐升高，如图5(f)所示；上述现象均表明扩展计算分析是更加保守的。然而尽管分析趋于不断保守，但是随着反应堆停堆的发生，反应堆核功率、堆芯热流密度均开始迅速下降，如图5(d)、图5(e)所示；同时，尽管稳压器压力峰值不断增高，但均会在峰值之后开始逐渐下降，只是下降速率因未打开断路器数量的增加而减缓，如图5(f)所示。

图5 三种工况主要参数变化趋势对比Fig.5 Main parameters changing trend of CLOFA for three conditions

图6为应用FLICA III-F程序计算得到的三种工况堆芯DNBR变化趋势对比，可以发现，随着未能打开的冷却剂泵电路断路器数量的增加，堆芯DNBR逐渐减小，工况2和工况3得到的最小DNBR分别为1.4和1.295，同时发生最小DNBR的时刻也在逐渐提早，如表2所示。然而，虽然从工况1到工况3计算的保守性逐渐增加，但得到的最小DNBR仍然可以满足验收准则的要求。

图6 三种工况堆芯DNBR变化趋势对比Fig.6 Core DNBR changing trend of CLOFA for three conditions

最终，结合三种工况下TRACE程序和FLICA III-F程序计算结果对比，可以更加全面准确的表明国产先进压水堆在全失流事故工况下拥有良好的安全性和可靠性。

3 结论

本研究成功建立了国产先进压水堆TRACE程序模型和堆芯子通道FLICA III-F程序模型。接下来首先根据安全分析报告的分析假设，应用TRACE程序开展了国产先进压水堆全失流事故瞬态计算(工况1)，然后应用FLICA III-F程序开展了事故瞬态过程中堆芯DNBR计算，得到最小DNBR为1.449，满足验收准则最小DNBR限值1.19的要求。

进一步，选取了更加保守的分析假设——两台冷却剂泵电路断路器未能打开(工况2)和三台冷却剂泵电路断路器未能打开(工况3)，开展了扩展计算，通过对比三种工况的计算结果，发现虽然从工况1到工况3计算的保守性逐渐增加，然而通过工况2和工况3计算得到的最小DNBR值(1.4和1.295)仍然可以满足验收准则的要求，同时在三种工况事故进程中系统关键参数的变化趋势也向着机组安全稳定的状态发展。从而全面准确的表明国产先进压水堆在全失流事故工况下拥有良好的安全性和可靠性。

致谢

本文承蒙大型先进压水堆核电站国家科技重大专项《CAP1400安全审评关键技术研究》(编号：2013ZX06002001)项目资助，特此感谢。

[1] 林诚格，郁祖盛. 非能动安全先进核电厂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] 俞尔俊，李吉根. 核电厂核安全[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] 冯进军，胡威，周克峰等. 用PARCS/TRACE/ROBIN程序系统研究秦山二期弹棒事故[J]. 核科学与工程，2015，35(1)：148-156.

[7] 黄树亮，冯进军，陈巧艳等. AP1000全失流事故DNBR计算分析[J]. 核动力工程，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] 靖剑平，乔雪冬，贾斌等. 基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究[J]. 原子能科学技术，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

国家科技重大专项《CAP1400安全审评关键技术研究》资助项目(No.2013ZX06002001)

贾 斌(1986—)，男，吉林人，工程师，硕士，反应堆热工水力与事故分析

靖剑平：jingjianping@163.com

TL331

A

0258-0918(2017)02-0182-07