核电厂失水事故后长期冷却一体化分析软件开发

倪陈宵+汤微建+王章立+路璐+蔡孝玉

摘要：核电厂安全系统的一项重要设计功能就是在失水事故下为反应堆堆芯提供足够的冷却。在核电厂设计过程中，需要通过安全分析来论证安全系统能够在失水事故下为堆芯提供足够的冷却，过程中涉及大量的接口参数传递和数据处理。传统的分析流程受到设计工具、设计进度的影响，分析效率较低，并且不利于核电厂的安全性。通过本文的研究，开发了核电厂失水事故后长期冷却一体化分析工具，依靠软件工程规范和固化了分析流程，实现了结果的可重复性，大大提高了分析效率，实现了真正的迭代计算，并且释放了传统分析中的保守性，提高了核电厂在事故下的安全性。

关键词：事故分析；分析流程；计算迭代；程序开发

中图分类号：TL364 文献标识码：A 文章编号：1007-9416（2017）06-0156-02

1 背景和目的

核电厂安全系统的一项重要设计功能就是在失水事故（LOCA）下为反应堆堆芯提供足够的冷却。失水事故后长期冷却分析的目的是论证安全系统能够在失水事故下为堆芯提供足够的冷却，过程中主要采用3个分析程序，分别是计算包括堆芯参数在内的反应堆冷却系统长期冷却分析程序（RCSCORE程序）、为RCSCORE提供安全壳压力温度响应参数的安全壳分析程序（CNTMT程序）、以及为CNTMT分析提供破口质量和能量释放的破口质能释放分析程序（BREAKME程序），程序之间详细的参数接口关系见第2节。在传统的分析流程中，分别由不同的工程师使用RCSCORE、CNTMT和BREAKME程序完成相应的分析，过程中涉及大量的接口参数传递和数据处理，接口关系非常复杂，需要进行迭代分析。由于开展完整的迭代分析耗时长（近一个月），考虑到设计进度，三个程序较难在同一个时间段内完成分析，通常都是基于保守性假设开展各自的分析，后续再根据需要对比各个分析假设的保守性。这样的操作方式不仅分析效率低，而且分析过程中通常引入了更多的保守性，得到的分析结果常常更加极限，给系统设计提出更高的要求。

因此，通过本文的研究，为实现失水事故后長期冷却分析的数字化、自动化和一体化，开发了核电厂失水事故后长期冷却一体化分析工具，提高了核电厂事故下的安全性。

2 程序功能概述

核电厂失水事故长期冷却分析过程中，采用RCSCORE程序计算反应堆冷却剂系统和堆芯参数，以评价安全系统的排热能力；RCSCORE需要来自安全壳分析的压力、温度、地坑等隔间的水位和水温作为分析的输入，采用CNTMT程序计算得到这些参数；CNTMT程序需要BREAKME的程序计算得到破口质能释放作为输入，同时采用BREAKME计算时又需要CNTMT程序提供安全壳压力，以及RCSCORE程序提供破口回流的流量，具体计算流程和程序接口详见图1。由此可见，失水事故长期冷却分析是一个涉及大量数据传递的过程，不同程序之间的计算结果互为设计输入，需要通过反复迭代计算获得合理的结果，最终的迭代收敛准则是用作设计输入的安全壳压力和计算得到的安全壳压力接近并满足一定的大小关系。

根据图1中的计算流程和程序接口关系，长期冷却迭代分析工具各部分功能模块如图2所示。STEP1模块为质能释放分析，STEP2模块为安全壳响应分析，STEP3模块为长期冷却分析。迭代工具模块通过接口IF01将质能释放分析所需输入参数传递给STEP1模块，STEP1模块通过接口IF12将安全壳质能释放传递给STEP2模块，STEP2模块通过接口IF23将安全壳响应结果传递给STEP3模块。

迭代工具模块需要实现如下功能：

（1）实现对BREAKME程序、CNTMT程序和RCSCORE程序的输入数据修改、自动调用执行和结果提取及处理；

（2）根据收敛准则对计算是否收敛做出判断；

（3）输出每个迭代步上的相关比对数据；

（4）通过文本监控迭代过程，并输出每个迭代步上的参数，例如用于判断计算是否收敛的安全壳压力参数等等；

（5）实现迭代过程可手动停止并调整部分参数，例如安全壳冷却水流量、迭代次数等等。

3 总体控制逻辑设计

程序的总体控制逻辑如图3所示，包含如下技术要点：

3.1 迭代控制

完成一个迭代循环需要经过的步骤包括：初值设置、BREAKME稳态、BREAKME第一次重启动、BREAKME第二次重启动、BREAKME Standalone计算、长期阶段堆芯流量计算、CNTMT计算、RCSCORE计算，最后通过收敛判断确定是否继续下一个迭代循环。

3.2 接口连接

迭代循环内的每个步骤之间，通过接口连接，并标记了序号，如图3所示。

3.3 收敛判断

在合理平衡计算精度和效率的基础上，选择合适的迭代收敛准则。

3.4 编程工具

通过选取合适的编程工具满足各个步骤的不同处理需求。

4 编程工具

4.1 主迭代循环

采用SHELL脚本编写。

4.2 接口处理

采用AWK脚本或者C++处理接口文本。

4.3 数据处理

采用C++处理比较复杂的参数关系。

4.4 现有工具

现有成熟的代码文件、小工具，经过专业人员确认后可以直接调用。

4.5 水蒸气物性库

直接调用计算平台现有的水蒸气物性库。

5 程序测试和功能评估

通过测试对图3中的各个环节进行了评估，以验证所有分模块是否都能正确工作。由于计算过程中的所有中间数据均保存在相应目录，因此无需专门针对每个分模块设计单独的算例，只需查看每个环节的过程数据文件就能对该环节的工作状态进行评估。

以核电厂典型的DEDVI管线破裂事故为例，执行了计算工具，以第1次迭代循环产生的数据来评估各个环节的功能是否正常。通过查看各环节产生的过程数据文件，确认BREAKME、CNTMT和RCSCORE程序的计算输入卡片可以正确生成，根据工具设定的调用关系，各个程序可以被正确调用并抽取用作其他程序设计输入的接口参数，设计输入的接口参数可以正确写到程序输入卡片的相应位置，迭代控制模块收敛判断执行效果符合设计要求，可以根据收敛准则进行计算过程的控制。以上确认了各个分模块功能满足要求。

迭代分析工具启动后，全过程无需任何人工干预，能自动完成包括接口数据处理、各个工具、库的调用以及迭代循环的总体控制等全部环节，所有的中间结果均保存在相应的目录以方便跟踪，实现了预定的自动迭代计算功能。

所采用的工程算例的一共执行了3个迭代循环就就收敛并结束计算，花费大概54个小时。在第3次迭代循环结束后，计算得到的安全壳压力比第2次迭代循环要小，已经满足收敛准则。计算分析结果经过核电厂热工水力分析工程师确认，符合工程预期。

6 结语

通过软件工程开发完成了核电厂失水事故后长期冷却一体化分析工具，大大提高了分析的效率，使得整个迭代流程从原先需要3位不同专业方向的设计人员通力合作一个月左右，减少至60个小时以内。一体化分析工具使得整个迭代流程得以固化，避免了过去由于迭代过程复杂、人员之间沟通协调困难导致的计算的不确定性，同时释放了计算过程中过度的保守性，提高了核电厂事故下的安全性。

参考文献

[1]朱继洲.核反应堆安全分析[M].西安交通大学出版社，2000.endprint