cosSyst程序对DOEL-2核电厂SGTR事故的分析能力研究

杜　强，文青龙,2,*，王　皓，阮神辉

cosSyst程序对DOEL-2核电厂SGTR事故的分析能力研究

杜强1，文青龙1,2,*，王皓3，阮神辉1

（1．重庆大学能源与动力工程学院核能工程系，重庆 400044；2． 重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室，重庆 400044；3． 中国核动力研究设计院，四川 成都 610047）

本研究以DOEL-2核电厂为研究对象，采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模，将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比，评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性。研究结果表明：cosSyst程序能够较好地模拟反应堆SGTR事故进程，且一回路系统及蒸汽发生器二次侧的主要热工水力参数与电厂数据吻合较好，表明cosSyst程序对SGTR瞬态事故具有良好的预测和分析能力。

DOEL-2核电厂；蒸汽发生器传热管破裂事故；cosSyst；RELAP5

蒸汽发生器作为压水堆一、二回路间热量传递的重要设备，其通过传热管将一回路的热量传给二回路，使之产生一定压力和温度的饱和蒸汽，以推动汽轮机做功发电，故蒸汽发生器的可靠性对反应堆的安全运行至关重要[1]。然而，蒸汽发生器的服役环境十分恶劣，传热管内是具有放射性的冷却剂，管内外压力差大且厚度很薄。因此，蒸汽发生器传热管破裂（steam generator tube rupture，SGTR）事故严重威胁反应堆的运行安全，是反应堆安全分析中必须考虑的事故，也是反应堆设计与安全分析软件需要重点评估的现象。

目前，国内外学者已开展了大量的研究，了解SGTR事故的重要现象及进程，分析反应堆的SGTR事故应对策略的可靠性。柴宝华等人[2]于2003年在高压综合实验装置上研究了1根和3根蒸汽发生器传热管双端破裂事故，分析了两种工况事故对热工水力参数的影响；袁明豪等人[3]于2009年采用RELAP5程序对AP1000核电厂SGTR事故进行了计算，计算结果表明：即使在破损蒸汽发生器最不利的假设条件下，也不会发生满溢，并具有足够裕度。Nematollahi M.R.等人[4]于2008年采用RELAP5/ MOD3.2程序分析了VVER-1000核电厂发生SGTR事故时，核电厂其他设备的响应进程，并得到了一、二回路压力、冷却剂流量、燃料温度等各参数的热工水力特性及变化范围。Eltayeb Yousif等人[5]于2016年采用RELAP5- MV热工水力程序对AP1000核电厂SGTR事故一回路热工参数的瞬态变化进行了分析，研究结果表明：RELAP5-MV程序能较好地模拟SGTR事故进程且模拟结果与RELAP5程序基本相同。

SGTR事故是压水堆核电厂需要评价的重要设计基准事故之一，目前国内自主开发了反应堆系统分析程序cosSyst，主要用于核电厂的安全分析与事故应对措施的评价，为了评估该系统程序对SGTR事故预测和分析的能力，本研究以DOEL-2核电厂为研究对象，采用cosSyst程序对SGTR事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模，将计算结果与电厂运行数据及RELAP5程序计算结果进行对比，研究SGTR事故对DOEL-2核电厂反应堆系统的影响，综合评价cosSyst程序用于模拟压水堆核电厂SGTR事故现象的能力，并为cosSyst程序的安全审查和工程应用奠定基础。

1　DOEL-2和cosSyst简介

1.1 DOEL-2反应堆

本研究的建模对象是DOEL-2反应堆系统，它是西屋公司两环路压水堆。该系统主要包括一个压力容器，2条主要管道回路（1条完整回路LoopA和1条破口回路LoopB），1台稳压器，2台蒸汽发生器（SGA和SGB），2台主冷却剂泵，一个高压安注系统以及上充和下泄系统。如表1所示为DOEL-2反应堆设计参数[6]。

表1 DOEL-2反应堆设计参数

续表

1.2　cosSyst程序

cosSyst系统程序是COSINE（core and system integrated engine for design and analysis）核电软件包的重要组成部分，该程序以核电厂一、二回路系统或其他管路系统为计算对象，采用多相多流场的最佳估算与保守评价模型，具备两相流水力学、沸腾与冷凝传热、辐射传热、水力学设备、堆芯功率与反馈等计算功能，可应用于核电厂运行瞬态分析、事故分析、设计瞬态计算、核电厂仿真等领域[7]。cosSyst程序基本建模单元如表2所示。

表2 cosSyst程序基本建模单元

2　模型与方法

2.1 物理模型

DOEL-2反应堆系统节点划分如图1所示。该反应堆系统的流体区域采用cosSyst系统程序中的pipe、boundary、pump及valve等水力学部件进行模拟，固体区域采用系统程序中的热构件进行模拟。建模部件类型及数量的统计结果如表3所示。

图1 DOEL-2反应堆系统节点划分图

表3 DOEL-2核电厂建模结果

如图2所示为DOEL-2反应堆系统SGTR模型示意图，本研究采用cosSyst系统程序中的阀门部件模拟破口，并通过该程序中的变量Trip对阀门BrkVlv的开启进行控制。当发生SGTR事故时，阀门BrkVlv打开，部分冷却剂从SGB一次侧（管122）流入SGB二次侧（管621）。

图2 DOEL-2 反应堆系统SGTR模型示意图

2.2 计算方法

本研究采用cosSyst和RELAP5程序中的变量Trip对主冷却剂泵、大气排放阀、稳压器喷淋阀、蒸汽发生器辅助给水泵及安注系统的运行进行控制，来模拟DOEL-2反应堆SGTR事故中各设备的响应过程。在进行瞬态计算分析前，进行了稳态计算，稳态计算时间为2 000 s，系统中的各参数均已达到稳定，选取最后稳定的计算结果与稳态运行参数进行对比（见表4）。由对比结果可知，计算值与稳态运行值之间的偏差均小于1%，表明本研究基于cosSyst程序建立的DOEL-2反应堆系统计算模型具有较高准确性与可靠性。

表4 主要热工水力参数的稳态计算偏差

2.3　事故分析假设

2.3.1 初始条件

DOEL-2核电厂在主蒸汽隔离阀维修工作停机24小时后的热启动过程中，蒸汽发生器（SGB）传热管由于应力腐蚀而产生一个长约7 cm的破口，破口面积1.724 cm2，初始破口流量为15 kg/s。此时，反应堆处于亚临界状态，所有控制棒都下插了，一回路压力已经达到了额定值15.5 MPa，主冷却剂系统温度大约255 ℃。

2.3.2 控制系统状态

SGTR事故发生时，电厂系统通过上充流量自动控制稳压器水位维持在25%不变，两个环路的主泵都在运转，稳压器内的加热器处于打开状态。在蒸汽发生器二次侧，蒸汽管路由主蒸汽隔离阀隔离，主给水泵未工作，辅助给水泵也没有运转。

2.3.3 操纵员干预

在事故发生后，操纵员对事故进行了一系列干预措施，如SGA大气阀的开启、破口环路主泵的启停等。

3　结果与讨论

本章节将cosSyst程序计算的一回路系统和蒸汽发生器二次侧的主要热工水力参数与Stubbe E J国际会议报告中的实际电厂数据及RELAP5 4.0计算值进行对比分析，评估cosSyst程序对SGTR事故预测和分析的能力。具体的事故时序如表5所示[6]。

表5 DOEL-2核电厂SGTR事故时序

3.1 稳压器压力与水位

如图3和图4所示分别为稳压器压力和水位变化曲线。在0 s时，SGB发生传热管破口事故，此时稳压器下泄孔被打开，导致稳压器水位下降，稳压器内蒸汽体积增大，密度减小，从而使蒸汽压力下降；在900 s时，为了冷却系统装置，操纵员打开了SGA大气排放阀，导致了稳压器的压力急剧下降；当一回路压力下降到11.7 MPa时触发了高压安注，1 200 s时，压力下降到10.7 MPa，四个高压安注泵都被启用，于是压力被稳定下来；2 106 s时，为了将压力平衡到SGB破口时的压力以减少破口流量，操纵员启动了破口环路主泵且将稳压器喷淋阀全部打开，由于稳压器上部的蒸汽被温度较低的喷淋水冷凝，导致稳压器内压力迅速下降，同时，由于高压安注和喷淋作用，导致稳压器水位迅速上升；在2 287 s时，喷淋阀关闭，导致稳压器压力从7.5 MPa增大到高压安注的截止压头，并稳定在10.7 MPa。

由计算结果可知，cosSyst和RELAP5程序计算值与实际电厂数据变化趋势吻合较好，且在操纵员的干预下，DOEL-2核电厂反应堆主系统压力稳定在10.7 MPa。

图3 稳压器压力变化

图4 稳压器水位变化

3.2 完整环路与破口环路冷管段温度

如图5和图6所示分别为完整环路与破口环路冷管段温度变化曲线，在900 s时，由于操纵员通过排放SGA的蒸汽来冷却系统装置，导致了环路冷管段温度下降；在1 200 s时，随着高压安注的打开，环路冷管段温度急剧下降。

由计算结果可知，1 500 s后，cosSyst和RELAP5程序计算的冷管段温度较电厂数据下降的更快，这可能是由于原始电厂数据（辅助给水流量）记录存在不确定性，促使模拟时的边界条件不精确，辅助给水流量过大，导致一回路冷却剂被过度冷却。如图6所示，在1 112 s附近出现了严重的温度不连续现象，这可能是由于破口环路主泵停转，导致安注系统注入的冷水逆流而进入主泵，影响了位于主泵和高压安注系统之间的温度传感器。从计算曲线的变化趋势可看出，随着高压安注系统的投入，最终实现了一回路冷却剂系统的快速降压和冷却。

图5 完整环路冷管段温度变化

图6 破口环路冷管段温度变化

3.3 完整环路与破口环路流量

如图7所示，在1 200 s附近时，由于完整环路冷管段高压安注的打开，冷却剂流量迅速上升，直至2 100 s后，随着喷淋阀的打开，高压安注流量迅速减小，导致冷却剂流量减少。从图中可以看出，cosSyst和RELAP5程序计算值相差不大且与实际电厂数据吻合较好。

图7 完整环路流量变化

如图8所示，在1 112 s时，由于破口环路主泵停转，导致环路冷管段冷却剂倒流，流量突减为负值，直至2 105 s主泵恢复转动，冷却剂流量转变为正值。从吻合度上看，cosSyst和RELAP5程序计算值与实际电厂数据吻合较好，没有出现较大偏差。

图8 破口环路流量变化

3.4 高压安注流量

如图9所示，1 200 s时高压安注启动，然而cosSyst程序计算结果显示，在1 100 s附近高压安注就已启动，这是因为高压安注信号的触发是受稳压器压力控制，当稳压器压力下降到10.7 MPa时高压安注启动，而cosSyst程序计算的稳压器压力下降到10.7 MPa所需的时间比实际电厂数据提前了约100 s。但在1 200 s后，cosSyst和RELAP5程序计算的安注流量相差不大且与实际电厂数据基本吻合。

图9 高压安注流量变化

3.5 破口流量

如图10所示，初始破口流量为15 kg/s，事故发生后，由于一回路压力下降且SGB蒸汽管线处于关闭状态，二次侧压力有所上升，从而导致破口流量减小。在900 s时，随着SGA大气阀的打开，一回路压力迅速下降，破口流量也迅速下降；在1 482 s时，操纵员将SGB大气阀打开以供汽轮机推动辅助给水泵给水，从而导致二次侧压力下降，破口流量随之增加；在2 106 s时，由于喷淋阀全开，稳压器上部的蒸汽被温度较低的喷淋水冷凝，导致稳压器内压力迅速下降，破口流量又随之减少；到2 287 s喷淋结束时，稳压器内加热器已启动，导致一回路压力稳步上升，破口流量增大，直至2 400 s后处于稳定状态。

图10 破口流量变化

由计算结果可知，在900 s后，cosSyst程序计算值比实际电厂数据下降快，这可能是由于SGA大气排放阀的确切开启时间和开启速度未知，冷却开始时的差异归因于不精确的边界条件。但从总体趋势上看，cosSyst和RELAP5程序计算值与实际电厂数据吻合较好。

3.6 SGB蒸汽压力及水位

如图11所示，在0 s破口发生后，一回路的冷却剂流向二次侧且SGB蒸汽阀处于关闭状态，导致二次侧蒸汽产生量增多，压力上升，在1 482 s时，操纵员将SGB大气阀打开以供汽轮机推动辅助给水泵给水，从而导致二次侧压力下降，在1 900 s时，SGB大气阀关闭，二次侧蒸汽压力缓慢回升。

图11 SGB蒸汽压力变化

由计算结果可知，在1 482 s后，cosSyst和RELAP5程序计算的蒸汽压力下降速率较大，这可能是由于原始电厂数据（蒸汽排放流量）记录存在不确定性，促使模拟时的边界条件不精确，蒸汽排放流量过大，进而导致SGB蒸汽压力下降过快。

如图12所示，在0 s破口发生后，由于蒸汽发生器二次侧压力远小于一次侧压力，导致冷却剂向二次侧流动，促使SGB水位上升，直到1 482 s时，辅助给水泵被驱动，导致水位上升曲线陡增。由计算结果可知，cosSyst和RELAP5程序计算值和实际电厂数据变化趋势吻合较好。

图12 SGB水位变化

4　结论

本文基于DOEL-2电厂SGTR事故，采用系统安全分析程序cosSyst，结合模块化建模思想，对SGTR事故下的DOEL-2反应堆系统进行了建模，最终通过cosSyst程序计算值与电厂运行数据及RELAP5程序计算结果的对比研究可以得到以下2点结论：

（1）通过结果对比分析可知，cosSyst和RELAP5程序均能较好地模拟SGTR事故过程中所观测到的现象。

（2） cosSyst程序计算的一回路系统及蒸汽发生器二次侧的主要热工水力参数与电厂数据吻合较好，表明cosSyst程序对SGTR事故具有良好的预测和分析能力。

［1］ 朱继洲．核反应堆安全分析［M］．西安：西安交通大学出版社，2004.

［2］ 柴宝华，周润彬，许国华，等．不同破口面积下蒸汽发生器传热管破裂事故试验研究［J］．核动力工程，2003（S2）：38-42.

［3］ 袁明豪，冯雷，周拥辉，等．AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究［J］．核安全，2009（4）：37-41.

［4］ Nematollahi M R，Zare A.A simulation of a steam generator tube rupture in a VVER-1000 plant［J］．Energy conversion and management，2008，49（7）：1972-1980.

［5］ Yousif E，Zhang Z，Tian Z，et al.A Simulation of a Steam Generator Tube Rupture in AP1000 Nuclear Power Plant Based on RELAP5-MV［J］．Transactions，2016，115（1）：1565-1568.

［6］ Stubbe EJ．International agreement report：Assessment study of RELAP-5 MOD-2 Cycle 36.01 based on the DOEL-2 Steam Generator Tube Rupture incident of June 1979［R］．Tractionel，Brussels（Belgium），1986.

［7］ 葛炜，杨燕华，刘飒，等．大型先进压水堆核电站关键设计软件自主化与COSINE软件包研发［J］．中国能源，2016，38（07）：39-44.

Study on the Applicability of CosSyst for the Steam Generator Tube Rupture Accident of DOEL-2 Nuclear Power Plant

DU Qiang1，WEN Qinglong1,2,*，WANG Hao3，RUAN Shenhui1

（1．Department of Nuclear Engineering，School of Energy and Power Engineering，Chongqing University，Chongqing 400044，China；2． Key Laboratory of Low Grade Energy Utilization Technologies and Systems，Chongqing University，Ministry of Education of China，Chongqing 400044，China；3． Nuclear Power Institute of China，Chengdu of Sichuan Prov.，610047，China）

In this study, DOEL-2 nuclear power plant is used as the study object. The cosSyst code is used to model the DOEL-2 reactor system under the steam generator tube rupture (SGTR) accident. Comparing with the power plant data and RELAP5 simulation results, and evaluate the accuracy of the cosSyst code for SGTR accident prediction. The results show that the cosSyst code is capable to simulate the process of SGTR accident, and the major thermal hydraulic parameters of the primary system and the secondary side of the steam generator are fairly consistent with the power plant data. The cosSyst code is capable to predict and analyze SGTR transient accidents.

DOEL-2 nuclear power plant；Steam generator tube rupture accident；CosSyst；RELAP5

TL48

A

0258-0918（2022）01-0151-08

2020-12-18

国家科技重大专项大型先进压水堆及高温气冷堆核电站资助（NO.2019ZX06005001）

杜 强（1995—），男，重庆人，硕士研究生，现主要从事反应堆热工水力研究

文青龙，E-mail：qlwen@cqu.edu.cn