傅孝良，劉麗芳，于楠，杜爭(zhēng)，何斯琪，董博，梁國興，楊燕華

(1.國家核電技術(shù)有限公司北京軟件技術(shù)中心，北京　102209; 2.上海交通大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院，上?！?00240)

核電技術(shù)

COSINE最佳估算大LOCA評(píng)價(jià)模型評(píng)估矩陣開發(fā)

傅孝良1，劉麗芳1，于楠1，杜爭(zhēng)1，何斯琪1，董博1，梁國興2，楊燕華1

(1.國家核電技術(shù)有限公司北京軟件技術(shù)中心，北京102209; 2.上海交通大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院，上海200240)

依據(jù)美國NRC最新的EMDAP方法，基于壓水堆大破口LOCA事故發(fā)展特征，識(shí)別各發(fā)展階段的重要現(xiàn)象和過程，并以此為基礎(chǔ)，結(jié)合分析國內(nèi)外已有實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)，開發(fā)了3個(gè)與大破口LOCA事故發(fā)展階段相對(duì)應(yīng)的最佳估算評(píng)價(jià)模型評(píng)估矩陣。

最佳估算;大破口失水事故;評(píng)估矩陣

美國10 CFR 50.46［1］要求:用于核電廠安全分析的評(píng)價(jià)模型必須有足夠的數(shù)據(jù)支持以證明分析結(jié)果真實(shí)地描述了核反應(yīng)堆系統(tǒng)在LOCA事故中的行為。必須將評(píng)價(jià)模型計(jì)算結(jié)果與可用的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)相比較，且需要識(shí)別并評(píng)估安全分析方法和數(shù)據(jù)參數(shù)的不確定性，以確保可以評(píng)估計(jì)算結(jié)果的不確定度。否則，分析應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)(ECCS)行為的評(píng)價(jià)模型必須滿足10 CFR 50附錄K［2］(簡稱附錄K)的要求和接受準(zhǔn)則。對(duì)于評(píng)價(jià)模型的開發(fā)，美國核管會(huì)(NRC)先后發(fā)布了RG1.157［3］和RG1.203［4］兩個(gè)導(dǎo)則，并在RG1.203中提出了評(píng)價(jià)模型開發(fā)與評(píng)估過程方法——EMDAP(Evaluation Model Development and Assessment Process)。根據(jù)該方法，開發(fā)評(píng)價(jià)模型的首要工作是識(shí)別評(píng)價(jià)模型的應(yīng)用目的，開發(fā)與重要現(xiàn)象和過程相對(duì)應(yīng)的模型評(píng)估矩陣。

針對(duì)我國首個(gè)自主開發(fā)的堆芯設(shè)計(jì)和系統(tǒng)分析一體化軟件包——COSINE軟件包中的系統(tǒng)分析程序最佳估算模型，選定其應(yīng)用范圍為AP1000/CAP1400系列非能動(dòng)壓水堆(同時(shí)兼顧傳統(tǒng)二代3/4環(huán)路壓水堆)的大破口LOCA事故分析［5］，識(shí)別出事故序列中的重要現(xiàn)象和過程，并結(jié)合國內(nèi)外已有核電實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)的研究，開發(fā)與大破口LOCA事故進(jìn)程相對(duì)應(yīng)的三個(gè)模型評(píng)估矩陣。

1　評(píng)價(jià)模型開發(fā)與評(píng)估方法

美國NRC 2005年發(fā)布的RG1.203［4］中為評(píng)價(jià)模型的開發(fā)與評(píng)估推薦了一種最新的分解方法——EMDAP方法(見圖1)。

EMDAP方法主要包含了以下4項(xiàng)任務(wù)(共20個(gè)步驟):

(1)建立評(píng)價(jià)模型能力需求。

定義評(píng)價(jià)模型的分析能力范圍，如針對(duì)哪類具體的堆型和哪類具體的事故序列，據(jù)此定義相關(guān)的性能指標(biāo);并對(duì)該堆型對(duì)應(yīng)事故序列下的重要物理過程和現(xiàn)象進(jìn)行識(shí)別和排序，得出一個(gè)在評(píng)價(jià)模型開發(fā)與評(píng)估過程中發(fā)揮重要作用的現(xiàn)象識(shí)別與排序表(PIRT表)。

(2)開發(fā)評(píng)估數(shù)據(jù)庫。

根據(jù)任務(wù)(1)所建立的PIRT表，收集或開展與排序高分的現(xiàn)象相關(guān)的實(shí)驗(yàn)，并評(píng)價(jià)這些實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)的失真度和不確定度。

(3)開發(fā)評(píng)價(jià)模型。

開發(fā)用于分析對(duì)應(yīng)堆型對(duì)應(yīng)事故序列的評(píng)價(jià)模型(包括輸入輸出處理程序、初始條件邊界條件假設(shè)和模型選項(xiàng)選擇等信息)。

(4)評(píng)估評(píng)價(jià)模型的適宜性。

利用任務(wù)(2)所收集的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)，對(duì)任務(wù)(3)所開發(fā)的評(píng)價(jià)模型進(jìn)行適宜性評(píng)估，包括利用分離效應(yīng)實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)進(jìn)行的閉合關(guān)系式評(píng)估，和利用整體效應(yīng)實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)進(jìn)行的評(píng)價(jià)模型整體評(píng)估，并根據(jù)評(píng)估結(jié)果確定評(píng)價(jià)模型計(jì)算結(jié)果的偏差和不確定度。

因此，應(yīng)用于核電廠安全分析的評(píng)價(jià)模型必須經(jīng)過大量的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)確認(rèn)與評(píng)估。根據(jù)最新的評(píng)價(jià)模型開發(fā)與評(píng)估方法，開發(fā)與應(yīng)用目的相對(duì)應(yīng)的現(xiàn)象識(shí)別與排序表及模型評(píng)估矩陣，是整個(gè)評(píng)價(jià)模型開發(fā)與評(píng)估工作的基礎(chǔ)。

2　COSINE最佳估算大LOCA評(píng)價(jià)模型能力需求分析

根據(jù)EMDAP方法，評(píng)價(jià)模型開發(fā)與評(píng)估的第一項(xiàng)任務(wù)是確定評(píng)價(jià)模型的需求，并識(shí)別需要評(píng)估的數(shù)學(xué)求解方法、部件、現(xiàn)象、物理過程和參數(shù)。

2.1定義分析目的、瞬態(tài)類別和核電廠類型

COSINE最佳估算大破口LOCA評(píng)價(jià)模型應(yīng)用的核電廠類型為AP1000/CAP1400系列的非能動(dòng)壓水堆，兼顧考慮傳統(tǒng)二代3/4環(huán)路壓水堆。

2.2定義性能指標(biāo)

由于針對(duì)的是大破口LOCA事故，其可接受的量化的性能指標(biāo)主要為:

(1)包殼峰值溫度:計(jì)算的包殼峰值溫度不能超過2 200℉(約1 204.4℃)［1］。

(2)最大包殼氧化份額:計(jì)算的包殼局部最大氧化量不能超過包殼初始厚度的17%［1］。

(3)最大氫氣產(chǎn)生量:計(jì)算的包殼與水/蒸汽反應(yīng)所產(chǎn)生的氫氣總量不能超過全部包殼金屬參與反應(yīng)所產(chǎn)生的氫氣總量的1%［1］。

2.3現(xiàn)象識(shí)別與排序

通過對(duì)AP1000/CAP1400系列非能動(dòng)反應(yīng)堆大破口LOCA事故的研究，并兼顧考慮傳統(tǒng)二代3/4環(huán)路壓水堆的特性，結(jié)合國內(nèi)外多名相關(guān)領(lǐng)域?qū)＜业膶＜遗袛啵R(shí)別并排序了COSINE最佳估算大破口LOCA評(píng)價(jià)模型的重要過程和現(xiàn)象［5］。

3　最佳估算大LOCA評(píng)估矩開陣發(fā)

基于所開發(fā)的最佳估算大破口LOCA評(píng)價(jià)模型PIRT表［5］，通過調(diào)研和分析世界范圍內(nèi)可用的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)，并參考國際上對(duì)評(píng)價(jià)模型確認(rèn)與評(píng)估的研究結(jié)果［6］，按照國際上對(duì)大破口LOCA事故發(fā)展階段的劃分，對(duì)PIRT表中的每一個(gè)重要現(xiàn)象制定了相應(yīng)的實(shí)驗(yàn)確認(rèn)和評(píng)估計(jì)劃，開發(fā)了最佳估算大破口LOCA評(píng)價(jià)模型評(píng)估矩陣，分別見表1～表3，其中標(biāo)注“×”表示計(jì)劃采用此實(shí)驗(yàn)對(duì)對(duì)應(yīng)的現(xiàn)象進(jìn)行評(píng)估。

表1　噴放階段的評(píng)估矩陣

表2　再灌水階段的評(píng)估矩陣

表3　再淹沒階段的評(píng)估矩陣

4　結(jié)語

我國首個(gè)自主開發(fā)的COSINE軟件包針對(duì)反應(yīng)堆LOCA事故開發(fā)了最佳估算評(píng)價(jià)模型，將最先開展最佳估算大破口LOCA評(píng)價(jià)模型的評(píng)估。根據(jù)國際最新的EMDAP方法開展了最佳估算大破口LOCA評(píng)價(jià)模型能力需求分析，完成了最佳估算大破口LOCA評(píng)價(jià)模型PIRT表的開發(fā)。調(diào)研并評(píng)價(jià)國內(nèi)外過去幾十年發(fā)展的實(shí)驗(yàn)研究，按照大破口LOCA事故的發(fā)展階段開發(fā)了3個(gè)對(duì)應(yīng)的評(píng)估矩陣，為COSINE最佳估算大破口LOCA評(píng)價(jià)模型的評(píng)估和不確定性分析奠定了基礎(chǔ)。

根據(jù)所開發(fā)的3個(gè)評(píng)估矩陣，最佳估算大破口LOCA評(píng)價(jià)模型的評(píng)估需要用到約40個(gè)不同臺(tái)架的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)，針對(duì)如此龐大的數(shù)據(jù)需求，需要在國內(nèi)外開展實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)收集;同時(shí)，還需要針對(duì)那些無法獲得而又必需的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)開展補(bǔ)充實(shí)驗(yàn)研究，以滿足COSINE最佳估算大破口LOCA評(píng)價(jià)模型的評(píng)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

核電關(guān)鍵設(shè)計(jì)軟件自主化技術(shù)研究重大專項(xiàng)(2011ZX06004-024)

傅孝良(1985—)，男，工程師，研究方向?yàn)楹四芄こ獭?/p>

E-mail:fuxiaoliang@snptc.com.cn