王 玨，梁國興

基于RELAP5與MELCOR聯(lián)合分析方法的壓水堆嚴(yán)重事故研究

王 玨，梁國興

（上海交通大學(xué)，上海200240）

針對嚴(yán)重事故的模擬研究，本文提出結(jié)合熱工水力系統(tǒng)程序和嚴(yán)重事故一體化程序的分析方法，以典型三環(huán)路傳統(tǒng)壓水堆為對象，分別采用RELAP5和MELCOR程序建立模型，分析在全廠斷電疊加汽動(dòng)輔助給水泵失效事故下系統(tǒng)的瞬態(tài)響應(yīng)。為了盡可能地利用RELAP5計(jì)算早期熱工水力響應(yīng)，同時(shí)保證嚴(yán)重事故計(jì)算結(jié)果的準(zhǔn)確性，以MELCOR鋯合金氧化模型開始工作溫度的下限，即包殼溫度達(dá)到1 100 K作為程序銜接準(zhǔn)則并利用RELAP5的大編輯功能，提取所需計(jì)算結(jié)果導(dǎo)入MELCOR輸入卡作為初始參數(shù)繼續(xù)模擬。計(jì)算結(jié)果表明，數(shù)據(jù)連接過程整體保持了連續(xù)性，兩種方法計(jì)算得出的主冷卻劑系統(tǒng)壓力、堆芯和穩(wěn)壓器水位、燃料包殼溫度等參數(shù)的數(shù)值以及堆芯傳熱惡化和壓力容器失效等現(xiàn)象的時(shí)序存在不同程度的差異，例如堆芯熔毀時(shí)間延后了約538 s。由于采用了RELAP5計(jì)算嚴(yán)重事故前的系統(tǒng)暫態(tài)響應(yīng)，聯(lián)合分析方法的計(jì)算結(jié)果比單獨(dú)使用MELCOR分析的結(jié)果更加準(zhǔn)確，該方法可以提高傳統(tǒng)嚴(yán)重事故分析的可靠性。

RELAP5；MELCOR；聯(lián)合分析方法；嚴(yán)重事故

福島第一核電站事故后，嚴(yán)重事故的研究進(jìn)一步引起了重視?，F(xiàn)有實(shí)際使用的嚴(yán)重事故分析程序主要分為兩大類：一類為快速計(jì)算一體化程序，能夠分析完整的嚴(yán)重事故序列，但較多地采用參數(shù)模型，不適用于最佳估算仿真；另一類為機(jī)理性程序，側(cè)重考慮特定的事故現(xiàn)象，所用模型較一體化程序更為細(xì)致，但運(yùn)行耗時(shí)，通常不能模擬反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和安全殼的失效破損［1-2］。

為綜合利用上述兩類程序的優(yōu)點(diǎn)，程序之間的耦合或聯(lián)合使用成為了一個(gè)新的發(fā)展方向。通常，熱工水力系統(tǒng)程序由于不能分析諸如堆芯熔化移位、壓力容器失效和熔融物混凝土反應(yīng)等現(xiàn)象，應(yīng)用范圍無法涵蓋大部分嚴(yán)重事故過程，但在堆芯熔化等嚴(yán)重事故現(xiàn)象發(fā)生之前，能夠提供相對可靠的瞬態(tài)響應(yīng)參數(shù)。針對這一特點(diǎn)，本文提出結(jié)合熱工水力系統(tǒng)程序和嚴(yán)重事故一體化程序的方法，以典型三環(huán)路傳統(tǒng)壓水堆為對象，應(yīng)用RELAP5與MELCOR聯(lián)合分析方法模擬研究全廠斷電事故，即先由RELAP5對事故早期進(jìn)行模擬，然后將所需熱工水力計(jì)算數(shù)據(jù)轉(zhuǎn)化為MELCOR初始狀態(tài)參數(shù)，由MELCOR繼續(xù)嚴(yán)重事故模擬，并將計(jì)算結(jié)果與MELCOR程序單獨(dú)分析的結(jié)果進(jìn)行對比。

1 RELAP5和MELCOR聯(lián)合分析方法

1.1 聯(lián)合分析方法步驟本方法的具體分析步驟如圖1所示。首先分別應(yīng)用RELAP5和MELCOR對電廠進(jìn)行建模，計(jì)算分析同一嚴(yán)重事故序列的整體過程。然后根據(jù)一定的準(zhǔn)則，利用RELAP5的大編輯功能將某一時(shí)間點(diǎn)的系統(tǒng)狀態(tài)參數(shù)導(dǎo)出，按照MELCOR輸入卡的要求對數(shù)據(jù)進(jìn)行處理，然后將其作為初始數(shù)據(jù)導(dǎo)入MELCOR輸入卡，由MELCOR繼續(xù)計(jì)算分析該嚴(yán)重事故序列。

圖1 聯(lián)合分析方法示意圖Fig．1 Sketch of RELAP5-MELCOR combined analysis method

1.2 聯(lián)合分析方法

RELAP5程序是Idaho國家工程實(shí)驗(yàn)室為美國核管會(huì)開發(fā)的輕水堆瞬態(tài)分析程序，以兩流體不平衡態(tài)流體動(dòng)力學(xué)模型為基礎(chǔ)，可以計(jì)算復(fù)雜的熱工水力現(xiàn)象。而MELCOR程序則是由美國Sandia國家實(shí)驗(yàn)室為美國核管會(huì)開發(fā)的嚴(yán)重事故分析程序，可以計(jì)算包括系統(tǒng)熱工水力響應(yīng)、堆芯熔化、燃料釋放、主系統(tǒng)內(nèi)遷移、壓力容器和安全殼響應(yīng)和損壞等瞬態(tài)現(xiàn)象［3］。參照RELAP5和MELCOR的使用手冊［4-6］，可將整個(gè)數(shù)據(jù)傳遞過程劃分為水力部件、堆芯結(jié)構(gòu)及功率分布、熱構(gòu)件和控制系統(tǒng)等主要部分，具體處理方法如下：

1.2.1 水力部件

RELAP5的水力部件分為控制體部件和接口部件兩部分，對應(yīng)MELCOR的控制容積和流道。由于程序特點(diǎn)，RELAP5的控制體部件節(jié)點(diǎn)劃分可更細(xì)致，故將相應(yīng)結(jié)構(gòu)RELAP5的數(shù)據(jù)作加權(quán)求和或加權(quán)平均處理后作為MELCOR對應(yīng)結(jié)構(gòu)的初始參數(shù)。而MELCOR的控制容積熱工參數(shù)采用質(zhì)量和能量類型輸入，以保證數(shù)據(jù)連接過程中的質(zhì)量和能量守恒。同時(shí)，由于MELCOR的控制容積分為底部的液相區(qū)和頂部的氣相區(qū)，故需對RELAP5中的液相和氣相分別作處理，具體數(shù)據(jù)處理公式如下：

其中i，j表示RELAP5中細(xì)分的控制體部件編號(hào)，α為空泡份額，u為比內(nèi)能，V為體積。通過對各子控制體部件的質(zhì)量和內(nèi)能做求和處理，即可得到相應(yīng)MELCOR控制容積所需的熱工水力參數(shù)。

另外，在RELAP5中，接口部件連接的兩個(gè)控制體部件必須處于同一高度，當(dāng)兩控制體部件處于不同高度時(shí)，需建立過渡控制體部件以滿足高度要求。而MELCOR中流道可連接不同高度的控制容積，故在數(shù)據(jù)連接過程中，視具體情況將RELAP5中的過渡控制體部件合并到相鄰的結(jié)構(gòu)中或直接舍棄后再做數(shù)據(jù)轉(zhuǎn)移。而MELCOR中流道所需初始參數(shù)為流速，可直接采用RELAP5相應(yīng)接口部件的流速值做近似處理。

1.2.2 堆芯結(jié)構(gòu)及功率分布

MELCOR堆芯結(jié)構(gòu)的基本組成為軸向的段和徑向的環(huán)，兩者交叉組成一個(gè)單元，單元內(nèi)包含燃料、包殼、控制棒和支撐結(jié)構(gòu)等不同材料，輸入卡內(nèi)需提供材料質(zhì)量、溫度等參數(shù)，其中同種材料具有相同的參數(shù)，即單元內(nèi)是集總的。堆芯軸向、徑向功率分別為各段各環(huán)所分配到的功率，由堆芯程序包給出具體數(shù)值。而RELAP5堆芯為一維結(jié)構(gòu)，通過帶有內(nèi)熱源的熱構(gòu)件來模擬，堆芯燃料的組件數(shù)由熱構(gòu)件的傳熱長度來模擬，通常包含堆芯熱通道和平均通道兩類熱構(gòu)件，在徑向上根據(jù)實(shí)際參數(shù)劃分燃料、氣隙和包殼等節(jié)點(diǎn)，其中燃料節(jié)點(diǎn)之間可模擬熱源分布。另外，熱構(gòu)件還提供了各堆芯熱構(gòu)件和同一熱構(gòu)件不同軸向位置的功率分布。為保證計(jì)算結(jié)果的連續(xù)性，需使RELAP5與MELCOR的功率分布一致。軸向上，統(tǒng)一二者的節(jié)點(diǎn)劃分即可；徑向上以MELCOR的功率分布特點(diǎn)為參照，將RELAP5堆芯劃分為多個(gè)平均通道，其尺寸、個(gè)數(shù)等參數(shù)與MELCOR的環(huán)保持一致，并使燃料間隔之間的熱源分布保持均勻。

同時(shí)，為保證能量守恒，需要將計(jì)算轉(zhuǎn)移時(shí)刻的堆芯儲(chǔ)能傳遞至MELCOR，而RELAP5的輸出數(shù)據(jù)中不包含熱構(gòu)件的內(nèi)能，故只能根據(jù)RELAP5熱構(gòu)件的節(jié)點(diǎn)溫度值來估算內(nèi)能，軸向劃分相同后，同一軸向位置只考慮RELAP5熱構(gòu)件的徑向節(jié)點(diǎn)溫度分布。堆芯能量計(jì)算公式如下：其中：i表示徑向節(jié)點(diǎn)數(shù)，TiRELAP為容積平均溫度值，Cp（t）為比熱容，V為熱構(gòu)件體積。MELCOR輸入卡中僅需相應(yīng)單元的溫度值，因堆芯燃料所用材料一致，其對應(yīng)比熱容、密度等值相同，故可簡化為下述公式：

同樣，MELCOR單元中的包殼、控制棒等材料的溫度值可根據(jù)上述簡化公式計(jì)算得到。

1.2.3 熱構(gòu)件

MELCOR熱構(gòu)件需要的熱工參數(shù)為節(jié)點(diǎn)初始溫度分布，可在系統(tǒng)調(diào)穩(wěn)態(tài)的過程中由程序自動(dòng)計(jì)算得到。為采用RELAP5的計(jì)算結(jié)果，本文設(shè)置MELCOR熱構(gòu)件為手動(dòng)給定初始溫度值。由于熱構(gòu)件以相應(yīng)水力部件為邊界，RELAP5的熱構(gòu)件同樣比MELCOR劃分細(xì)致。所以需要對RELAP5熱構(gòu)件節(jié)點(diǎn)溫度值做加權(quán)平均處理，作為對應(yīng)MELCOR熱構(gòu)件的節(jié)點(diǎn)溫度。轉(zhuǎn)換公式如下：

其中：A表示與傳熱方向垂直的熱構(gòu)件傳熱面積或傳熱長度。圖2為水力部件和熱構(gòu)件數(shù)據(jù)轉(zhuǎn)移示意圖。

圖2 水力部件和熱構(gòu)件數(shù)據(jù)轉(zhuǎn)移示意圖Fig．2 Data transferring process ofhydrodynamic volume and heat structure

1.2.4 控制系統(tǒng)及其他結(jié)構(gòu)

RELAP5的控制系統(tǒng)包含控制變量卡和觸發(fā)卡，同MELCOR中的控制函數(shù)對應(yīng)，二者應(yīng)采用相同的控制邏輯。除水力部件、堆芯結(jié)構(gòu)、熱構(gòu)件和控制邏輯等主要系統(tǒng)外，MELCOR還包含諸如可燃?xì)怏w燃燒、放射性核素等獨(dú)有結(jié)構(gòu)，但在事故進(jìn)展早期，這些程序包并未激活，所以直接按照MELCOR的方式建模即可。

1.3 計(jì)算轉(zhuǎn)移時(shí)刻的確定

根據(jù)上述處理方法，可完成RELAP5與MELCOR的數(shù)據(jù)銜接，但對特定的嚴(yán)重事故現(xiàn)象，RELAP5并不能提供相應(yīng)的參數(shù)，故需在恰當(dāng)時(shí)刻中止RELAP5模擬。參考美國核管會(huì)針對LOCA事故提出的10CFR50．46法規(guī)可知［7］，RELAP5可模擬的極限情況為燃料包殼峰值溫度達(dá)到2 200°F（1 477 K）。而在MELCOR的堆芯模型中，鋯合金氧化模型的工作溫度范圍為1 100～9 900 K，燃料包殼氣隙釋放的準(zhǔn)則之一為包殼溫度達(dá)到失效閾值1 173 K。若采用包殼峰值溫度達(dá)到1 477 K作為銜接標(biāo)準(zhǔn)，MELCOR模型可能在數(shù)據(jù)連接前已發(fā)生鋯氧反應(yīng)和氣隙釋放，故在最大限度使用RELAP5的同時(shí)，為保證嚴(yán)重事故計(jì)算結(jié)果的準(zhǔn)確性，本文保守選取包殼峰值溫度達(dá)到1 100 K作為程序連接點(diǎn)選取準(zhǔn)則。

2 程序模型及初始條件

2.1 程序模型

本文采用的RELAP5和MELCOR電廠整體模型如圖3所示，實(shí)線部分為RELAP5和MELCOR相同的節(jié)點(diǎn)劃分，虛線部分為RELAP5單有的劃分，個(gè)別細(xì)節(jié)未標(biāo)出。系統(tǒng)為典型三環(huán)路傳統(tǒng)壓水堆，環(huán)路成對稱分布，故僅繪出含有穩(wěn)壓器的回路系統(tǒng)節(jié)點(diǎn)圖。

系統(tǒng)模擬了典型三環(huán)路傳統(tǒng)壓水堆較完整的一回路系統(tǒng)和簡化的二回路系統(tǒng)，其中一回路包含壓力容器、主冷卻劑管道、蒸汽發(fā)生器一次側(cè)和主泵等結(jié)構(gòu)；二回路包含主給水、輔助給水、安全閥等結(jié)構(gòu)；安注系統(tǒng)包含高低壓安注和安注箱等結(jié)構(gòu)。

2.1.1 堆芯劃分及功率分布

堆芯部分，RELAP5和MELCOR的建模方式不同，根據(jù)前述方法分別建立如下，圖4、圖5中陰影部分為熱構(gòu)件。

圖3 電廠核島部分節(jié)點(diǎn)圖Fig．3 Nodalization of the nuclear island

圖4 RELAP5堆芯模型Fig．4 Nodalization of core by RELAP5

圖5 MELCOR堆芯模型Fig．5 Nodalization of core by MELCOR

RELAP5的堆芯模型模擬157個(gè)燃料組件，徑向按照53-52-52由內(nèi)到外分為三個(gè)平均通道，其軸向分為9段，其中堆芯活性區(qū)為7段，頂部和底部兩段為不發(fā)熱段。MELCOR堆芯劃分及功率分布同RELAP5一致，徑向按同樣比例分為三個(gè)環(huán)，軸向分為九段，下腔室由于要考慮熔渣重力下落和遷移問題，細(xì)分為四段，其中底部三段包含不銹鋼非支撐結(jié)構(gòu)材料，第四段為下支撐板。堆芯結(jié)構(gòu)以吊籃、圍板和上下封頭等熱構(gòu)件為邊界。

2.1.2 安全殼等結(jié)構(gòu)

RELAP5的安全殼等結(jié)構(gòu)通常以時(shí)間相關(guān)控制體部件作為邊界條件給出，無法分析安全殼的瞬態(tài)響應(yīng)。本文模型在連接RELAP5至MELCOR前，系統(tǒng)一回路壓力邊界依然完整，故不需要向RELAP5輸入安全殼模型和提供安全殼的初始參數(shù)，具體模型見圖6。

圖6 安全殼模型Fig．6 Nodalization of containment

MELCOR程序中整個(gè)安全殼的控制容積分為堆腔CV210、下部空間CV220、環(huán)形空間CV230和穹頂CV240四個(gè)部分，分別通過流道FL260和FL270模擬安全殼泄露和失效。由于模擬全廠斷電事故，故未建立安全殼噴淋、風(fēng)扇等部件，同時(shí)假設(shè)安全殼內(nèi)沒有氫氣點(diǎn)火器，堆坑為壓力容器熔穿后的碎片接收體。

2.2 初始條件

模型建立后，需分別對RELAP5和MELCOR的輸入卡進(jìn)行穩(wěn)態(tài)調(diào)試，確保計(jì)算條件穩(wěn)定，且達(dá)到電廠參數(shù)的設(shè)計(jì)值，調(diào)完穩(wěn)態(tài)后的電廠主要參數(shù)如表1所示，假設(shè)事故前電廠為102%功率運(yùn)行。

表1 電廠主要參數(shù)穩(wěn)態(tài)值Table1 Steady-state values of main parameters

3 模型計(jì)算結(jié)果及分析

3.1 事故序列及假設(shè)

3.1.1 MELCOR單獨(dú)分析

本文分析的事故序列為全廠斷電疊加汽動(dòng)輔助給水泵失效，0 s時(shí)發(fā)生全廠斷電，同時(shí)反應(yīng)堆緊急停堆、主泵開始惰轉(zhuǎn)，假設(shè)5 s后汽輪機(jī)跳脫、主蒸汽隔離閥關(guān)閉。事故主要序列如表2所示。

全廠斷電后，所有能動(dòng)設(shè)備失效，二次側(cè)喪失主給水和輔助給水。系統(tǒng)以二次側(cè)儲(chǔ)存水為熱阱，形成自然循環(huán)將一回路衰變熱帶走。當(dāng)二次側(cè)水被蒸干后，自然循環(huán)停止，一回路處于絕熱加熱狀態(tài)，系統(tǒng)壓力溫度快速上升，直至達(dá)到穩(wěn)壓器泄壓閥的整定值。隨后，系統(tǒng)壓力維持在泄壓閥的整定值處，同時(shí)冷卻劑不停流失，壓力容器水位下降，堆芯活性區(qū)開始裸露。此時(shí)，由于系統(tǒng)壓力過高，安注箱無法注入。隨后堆芯熔化并導(dǎo)致壓力容器失效，由于系統(tǒng)壓力得不到釋放，發(fā)生高壓熔噴現(xiàn)象，壓力容器內(nèi)氫氣遷移至堆腔后可能發(fā)生氫氣燃爆，最終造成安全殼早期超壓失效。

3.1.2 聯(lián)合分析（RELAP5＋MELCOR）

聯(lián)合分析采用和單獨(dú)MELCOR分析一樣的假設(shè)，在系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)調(diào)試完成后，加入全廠斷電動(dòng)作，并疊加汽動(dòng)輔助給水泵失效，然后開始瞬態(tài)計(jì)算。當(dāng)燃料包殼峰值溫度達(dá)到1 100 K時(shí)，RELAP5計(jì)算部分中止，然后將所需熱工參數(shù)按前述聯(lián)合分析方法導(dǎo)入MELCOR繼續(xù)計(jì)算，其事故序列時(shí)間點(diǎn)見表2。

表2 嚴(yán)重事故序列Table2 Scenarios of the severe accident

3.2 計(jì)算結(jié)果分析

圖7為兩種計(jì)算方法得到的系統(tǒng)壓力響應(yīng)，全廠斷電后反應(yīng)堆緊急停堆、主泵惰轉(zhuǎn)、主給水喪失，一回路壓力及蒸汽發(fā)生器二次側(cè)壓力迅速下降，當(dāng)二次側(cè)主蒸汽隔離閥關(guān)閉后，二次側(cè)壓力開始回升，直至達(dá)到大氣釋放閥整定值。此時(shí)，由于換熱條件變差，一回路壓力也開始上升，在達(dá)到穩(wěn)壓器泄壓閥整定值后維持在該值處。堆芯融毀以致高壓熔穿后，一回路壓力快速下降至安全殼壓力值。其中由聯(lián)合分析方法模擬的一回路壓力在達(dá)到穩(wěn)壓器泄壓閥整定值之前高于MELCOR分析的結(jié)果約2 MPa，二者整體趨勢大致相同。值得注意的是，由聯(lián)合分析方法的計(jì)算結(jié)果顯示，壓力容器高壓熔穿的時(shí)間點(diǎn)延后了約538 s。

圖7 一回路壓力及蒸汽發(fā)生器二次側(cè)壓力Fig．7 Primary system pressure and SG secondary side pressure

圖8 為堆芯流量示意圖，主泵惰轉(zhuǎn)后，一回路流量迅速下降，兩種分析方法的計(jì)算結(jié)果基本相同。

圖8 堆芯流量Fig．8 Core flow rate

圖9 為堆芯坍塌水位，在堆芯開始裸露初期，由聯(lián)合分析方法計(jì)算的水位下降趨勢更平緩；圖10為穩(wěn)壓器坍塌水位，蒸汽發(fā)生器干涸后，一回路傳熱喪失熱阱導(dǎo)致平均溫度上升，穩(wěn)壓器水位隨即快速上升，泄壓閥開啟后，冷卻劑流失使水位開始下降，直至干涸。其中由聯(lián)合分析方法計(jì)算的水位總體低于MELCOR的計(jì)算結(jié)果。

圖9 堆芯坍塌水位Fig．9 Core collapsed water level

圖10 穩(wěn)壓器坍塌水位Fig．10 Pressurizer collapsed water level

圖11 、圖12為部分堆芯材料的溫度變化趨勢，結(jié)果表明聯(lián)合分析方法計(jì)算得出的燃料包殼溫度變化趨勢同單獨(dú)由MELCOR計(jì)算的結(jié)果大致相同，但傳熱惡化的時(shí)序延后了約1 980 s。同樣，在結(jié)構(gòu)坍塌的時(shí)序上存在明顯差別，由聯(lián)合分析方法計(jì)算出的坍塌時(shí)間點(diǎn)延后了約1 960 s。

圖11 環(huán)1堆芯燃料峰值溫度Fig．11 Peak fuel temperature of Ring 1

圖12 環(huán)1包殼峰值溫度Fig．12 Peak cladding temperature of Ring 1

由圖13、圖14可知，采用聯(lián)合分析方法計(jì)算得出的壓力容器內(nèi)氫氣產(chǎn)生量較少而堆坑內(nèi)氫氣產(chǎn)生量較多，二者的產(chǎn)氫時(shí)間點(diǎn)均晚于單獨(dú)由MELCOR分析的計(jì)算值。

圖13 壓力容器內(nèi)氫氣產(chǎn)生量Fig．13 Hydrogen generation inside RPV

圖14 堆坑內(nèi)氫氣產(chǎn)生量Fig．14 Hydrogen generation inside Cavity

4 結(jié)論

本文通過對全廠斷電疊加汽動(dòng)輔助給水泵失效事故建模分析，實(shí)現(xiàn)了RELAP5和MELCOR程序之間的聯(lián)合使用。計(jì)算結(jié)果表明，數(shù)據(jù)連接過程整體保持了連續(xù)性，其中由聯(lián)合分析方法得出的事故現(xiàn)象趨勢同單獨(dú)由MELCOR分析得出的大致相同，但在參數(shù)數(shù)值及現(xiàn)象時(shí)序上存在一定差異，總結(jié)RELAP5＋MELCOR聯(lián)合分析方法主要結(jié)果如下：

（1）主蒸汽閥關(guān)閉初期，一回路壓力最高上升至15．7 MPa（增加了約2 MPa），最終于4 390 s時(shí)頂開穩(wěn)壓器泄壓閥（延后了約588 s）；

（2）分析堆芯水位和燃料包殼溫度得出：堆芯中央?yún)^(qū)（環(huán)1）傳熱惡化延后了約1 980 s，燃料包殼失效延后了約1 960 s，而堆芯熔毀時(shí)間延后了約538 s；

（3）壓力容器內(nèi)產(chǎn)氫時(shí)間點(diǎn)延后了2 170 s產(chǎn)氫量減少了80 kg，而堆坑產(chǎn)氫時(shí)間點(diǎn)延后了538 s產(chǎn)氫量增加了221 kg；

總體來說，該方法有效地利用了各程序的優(yōu)點(diǎn)，通過引入熱工水力系統(tǒng)程序的計(jì)算結(jié)果作為MELCOR程序的初始參數(shù)，很好地彌補(bǔ)了嚴(yán)重事故一體化程序在事故早期熱工水力模擬方面精確度不足的缺點(diǎn)，雖然在模型建立和數(shù)據(jù)連接等步驟上存在一定的近似，但對提高嚴(yán)重事故研究的準(zhǔn)確性和可靠性仍具有重要參考意義。

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［3］ 朱繼洲．核反應(yīng)堆安全分析［M］．西安：西安交通大學(xué)出版社，2000：173-174．

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［5］ R．O．Gauntt，et al．MELCOR Computer Code Manuals，Vol．1：Primer and Users'Guide，Version 1．8．5 May 2001．NUREG／CR-6119．

［6］ R．O．Gauntt，et al．MELCOR Computer Code Manuals，Vol．3：Reference Manuals，Version 1．8．5 May 2001．NUREG／CR-6119．

［7］ NRC．Acceptance criteria for emergency core cooling systems for light water nuclear power reactors，Appendix K，ECCS evaluation models［S］．1992．Code of Federal Regulation，Title 10 Part 50 Section 46．

Study on severe accident for traditional PWR based on RELAP5 and MELCOR combined analysis method

WANG Jue，Liang Guo-xing

（Shanghai Jiaotong University，Shanghai 200240，China）

A combined analysis method utilizing thermal-hydraulic system code RELAP5 and severe accident integral code MELCOR is developed to study the transient response of a traditional three-loop PWR under the severe accident TMLB'scenario．In order to utilize RELAP5 to the maximum degree and guarantee the accuracy of system response before entering into severe accident situation，the minimum cutoff temperature for zircaloy oxidation model of MELCOR，default value of 1 100 K，is used as the criterion to switch RELAP5 transient calculation to MELCOR severe accident analysis．Requireddata to initiate MELCOR will be extracted through the major edit of RELAP5 output．The results show that the data transferring process is relatively continuous．As observed in combined calculation，differences to varying degree are concluded comparing the parameters of primary system pressure，core／pressurizer collapsed water level and fuel／cladding temperature calculated by two methods，as well as the timing of core heat transfer degradation and vessel failure．Since system transient responses were calculated by RELAP5 before entering into severe accident，the results from combined calculation are more accurate than the calculation based on MELCOR alone．Consequently，this combined calculation can improve the accuracy and reliability of the severe accident simulation．

RELAP5；MELCOR；Combined Analysis Method；Severe Accident

TL364

A

0258-0918（2016）01-0125-09

2015-12-02

王 玨（1989—），男，陜西榆林人，碩士研究生，現(xiàn)從事核能科學(xué)與工程方面研究