TRACE程序在國產先進壓水堆核電廠小破口失水事故計算中的應用

喬雪冬，畢金生，孫 微，靖劍平，王昆鵬，張春明，賈 斌

(環境保護部核與輻射安全中心，北京 100042)

TRACE程序在國產先進壓水堆核電廠小破口失水事故計算中的應用

喬雪冬，畢金生，孫 微，靖劍平，王昆鵬，張春明，賈 斌

(環境保護部核與輻射安全中心，北京 100042)

本文利用反應堆熱工水力軟件TRACE對三回路國產先進壓水堆發生小破口失水事故進行模擬計算，得到事故過程中反應堆系統壓力、水位、破口流量的變化和安注系統的投入情況，將計算結果與CATHARE程序的計算結果進行對比、分析和討論，兩程序計算結果在趨勢上較符合，驗證了TRACE程序在計算小破口事故的準確性。

小破口；TRACE；先進壓水堆；失水事故

1 引言

TRACE程序(TRAC/RELAP Advanced Computational Engine)是由美國核管會(USNRC)在傳統核電廠系統分析程序TRAC、RELAP等基礎上開發的專門用于核電廠安全分析的熱工水力學程序[1]，用于模擬輕水堆、沸水堆以及試驗臺架的LOCA、運行瞬態和其他事故工況。此程序已被納入USNRC最新開發的先進安全分析程序中，目標是將NRC傳統的安全分析程序(TRAC、RELAP5等)整合和發展成為一套更有效率的、現代化的熱工水力安全分析軟件以適應今后的核安全審評工作[2]。M. Avramova等在2012年利用OECD與NRC聯合完成的PSBT基準例題數據進行了TRACE 程序在水蒸氣產生和分布方面的驗證計算[3]，取得了較滿意的結果；Jong-Rong Wang等利用馬鞍山壓水堆核電廠瞬態運行數據對TRACE 程序在失流、汽輪機停機等事故的應用進行了評價[4]；馮進軍等利用PARCS/TRACE/ROBIN等程序耦合計算了秦山二期的彈棒事故并與核電廠安全分析報告結果進行了對比[5]。

反應堆冷卻劑喪失事故是TRACE 程序開發的主要目的之一，其中，小破口事故過程時間較長、事故各階段熱工水力學現象特點顯著，是考驗應急堆芯冷卻系統等專設安全設施可靠性的典型事故，因此有必要利用TRACE程序對國產先進核電廠的小破口事故進行模擬計算，驗證其計算結果的可信性，支持核電廠安全分析和安全評價工作。

2 事故描述

反應堆冷卻劑系統的管道破裂或在第一個隔離閥內與該系統相連的任何管道破裂定義為失水事故(LOCA)。等效直徑在9.5～25mm之間的破口被定義為小破口事故[6]。以往的計算和實驗數據，特別是三哩島事故的經驗表明，小破口事故雖然冷卻劑喪失相對較少、泄壓程度相對較低，但由于其事故過程長、系統降壓過程波動較大等特點，其導致嚴重事故后果的可能性也不容忽視。因此，本課題專門對等效直徑為25mm的小破口事故進行模擬計算分析。

等效直徑在9.5mm到25mm范圍的小破口屬于Ⅲ類工況事件，為稀有事件，一般的，事故過程中穩壓器水位不能保持；RCS要卸壓，中壓安注泵將投入。

事故過程中引起的反應堆保護主要有：

a) 下列信號使反應堆緊急停堆：

——穩壓器壓力低。

b) 下列信號之一觸發安注系統：

——穩壓器壓力低；

——安全殼壓力高。

c) 當一回路壓力低于安注箱排放壓力整定值時，安注箱開始向反應堆冷卻劑環路注水。

d) 緊急停堆引起下列動作：

——汽輪機進汽閥關閉；

——與平均溫度低符合隔離主給水的主調節閥管線，并且使正常旁路給水閥開啟到某一固定位置。

e) 下列信號之一觸發輔助給水系統：

——安注信號；

——主給水泵跳閘。

f) 下列信號使快速冷卻啟動：

——安注信號。

快速冷卻定義為通過蒸汽發生器二次側大氣釋放閥對反應堆冷卻劑進行100℃/h的快速冷卻，直到二回路蒸汽壓力降低到4.5MPa，或操縱員干預時結束。

g) 下列信號觸發反應堆冷卻劑泵停運：

——安注信號與反應堆冷卻劑泵進、出口壓差低信號符合。

3 分析方法

3.1 計算機程序

相對于傳統熱工水力學程序(如CATHARE等)利用剩余容積份額和相間質能傳遞近似等處理方法[7]，TRACE 程序使用了非平衡、非均勻流體動力學模型，能夠較為精確的處理相變問題，可對反應堆壓力容器內冷卻劑進行三維熱工水力計算，并可提供耦合三維中子動力學程序的接口，是目前在計算方法上較為先進的事故分析程序。

TRACE程序對流體的模擬遵循守恒方程的基本原理，同時在數值計算方法中考慮了壁面和相間界面熱流密度引起的參數的散度，以及界面上應力張量引起的變化，考慮到這些修正和影響后的控制方程為：

質量方程：

動量方程：

能量方程：

=-P

qωg+qωl+qdl+qdg.

其中，

qil=hilαi(Tsv-Tl)

3.2 分析模型

根據三回路壓水堆核電廠的特點，將系統做了以下節塊劃分，反應堆系統節塊圖如圖1所示。模型共設置三個環路，分別為LOOP1、LOOP2和LOOP3，每個回路由一個熱管段、一個冷管段、一臺主冷卻劑泵和一臺SG組成。此外，模型中還包含穩壓器系統、主蒸汽管道系統、安注系統、上充下泄系統、軸封系統等。

圖1 反應堆系統節點劃分Fig.1 Nodalization of Reactor system

整個壓力容器部分用25個水力學控制體進行模擬，具體部件號和水體描述見表1。圖2為堆芯部件和系統的節塊圖。

表1 壓力容器水力部件描述Table 1 Description of hydraulic components for vessel

續表

圖2 壓力容器節塊示意圖Fig.2 Nodalization of vessel

由圖2所示，模型中壓力容器中的下降段分為112、114、116三塊，用于對應三個回路的冷段，并通過多重接管相互連接，實現冷卻劑的橫向交混流動。堆芯處根據機組的燃料分區情況分為5個區：122、124、126、128和130，135為旁通通道。

3.3 分析假設

采用較為保守的邊界和初始條件，以使假設的事故后果更為惡劣，采取假設條件如下：

運行點和初始條件：

——機組初始運行功率為滿功率加上最大的穩態測量誤差；

——反應堆冷卻劑平均溫度初始值為其名義值加上最大穩態控制范圍和測量誤差；

——初始穩壓器壓力為額定值加上最大的穩態波動和測量誤差，以便延遲緊急停堆和安注信號；

——一回路流量為熱工設計流量；

——總的堆芯旁通流量取最大，為6.5%；

——10%蒸汽發生器傳熱管堵塞。

事故工況：

——假設破口出現在泵和反應堆壓力容器進口之間的冷管段。

因為安全殼壓力不起重要作用，所以最不利的一種能動故障是產生最小安注流量的故障，即柴油發電機故障，它能使一臺中壓泵和一臺低壓泵同時喪失。

4 分析結果

TRACE程序模型計算得到的事故序列詳見表2，為了驗證程序的計算，將計算結果與傳統壓水堆系統程序CATHARE的計算結果進行了對比。通過對比可知，兩個序列發展的基本趨勢一致，TRACE程序的結果從整體上看系統降壓速度較快，導致停堆信號、安注信號觸發也相對較快。而反應堆冷卻劑泵停運的觸發信號主要是由主泵兩側壓差決定，這涉及程序模型對整個系統壓力分布的計算和泵模型的選擇等各種因素，因此兩程序在停泵時間的判斷上產生一定差異。主泵停運在一定程度上導致堆芯冷卻能力的降低，系統壓力會有一定程度的上升，但總體波動幅度不大，不會產生威脅堆芯安全的影響。

表2 事故序列Table 2 Sequence of events

0s時刻破口發生，冷卻劑有一回路冷段破口向安全殼內噴放，導致穩壓器水位、壓力迅速下降，如圖3所示，相比CATHARE程序的計算結果，TRACE程序計算的壓力降低得更為快速，導致更快的觸發反應堆停堆信號而引發停堆保護。此結果導致了與CATHARE程序結果的第一個不同：由于CATHARE程序計算的壓力降低速度較慢，使得反應堆停堆動作相對較慢，在停堆之前，400s時刻系統壓力已經降低到一個變化相對較緩慢的壓力平臺，由于此時還未達到穩壓器壓力低停堆信號，因此整個系統在正常功率水平之下維持較高壓力運行了一段時間，直至壓力緩慢下降至觸發停堆，反應堆功率下降。

一般來說，破口事故的噴放階段前期，一回路系統壓力還遠大于二回路壓力的情況下，其穩壓器壓力應該還有較大的下降空間，因此，TRACE的計算結果應更為合理，此處的差異還需要試驗數據的進一步驗證。

圖3 穩壓器壓力Fig.3 Pressure of Pressurizer

兩種計算結果顯示，反應堆系統在事故的1000s左右，一回路系統壓力進入壓力平臺期，即此時一回路的壓力下降不明顯，堆芯內的余熱主要靠一回路、二回路的自然循環導出。不同的是，CATHARE程序結果有較大的壓力波動，因為在此時刻，主泵因兩側壓差低觸發停運，導致了堆芯冷卻的進一步惡化而使壓力上升，而TRACE程序結果則較平穩的下降，其結果中，主泵的停運觸發是在約1300s時刻，此時系統壓力已經降低到一個較低水平，因此主泵導致的壓力波動不顯著，這是兩程序結果的第二個較明顯的不同。反映到破口流量上，也顯示了與壓力變化一致的變化特征，在1000s時刻后的一段時間內，TRACE程序結果較為平緩而CATHARE程序結果則出現了一個較為明顯的破口流量上升，但隨著系統壓力的進一步下降，兩種計算都顯示了壓力、流量逐步下降的趨勢，且整體符合較好，具體見圖4所示。

圖4 破口流量Fig.4 Break Flowrate

由于計算假設了產生最小安注流量的故障，即柴油發電機故障，它能使一臺中壓泵和一臺低壓泵同時喪失。因此，安注流量采用了合理假設范圍內最小的值。中、低安注泵的總流量是與系統壓力相關的，所以在安注箱投入之前，安注的流量是與系統壓力變化相關的，由于CATHARE程序計算結果中，壓力在1000s時刻后出現一個較小的峰值，相應的，安注流量在此刻也出現了一個相對低值，除此之外，兩種計算的結果符合的比較好。在事故后期4500s之后，由于安注箱的開始投入，安注流量會出現較為明顯的振蕩上升現象，這是由于系統壓力與安注箱壓力較為接近的原因，隨著系統壓力的進一步下降，安注流量會逐漸平穩，具體見圖5所示。

圖5 安注流量Fig.5 Safety Injection flowrate

由于TRACE程序對破口流量的估計結果偏低，導致總的堆內失水總量相對較少，因此堆芯一直保持較高的水位，并且，前期失水量不足以使堆芯上部出現汽水分離界面，所以在事故前、中期，堆芯水位沒有明顯的下降。兩種計算都證明了，在整個事故過程中，堆芯水位有較小幅度的下降，但始終能保持堆芯淹沒的狀態，不會出現堆芯組件失水過熱的現象，具體見圖6所示。

圖6 堆芯水位Fig.6 Core water Level

5 結論

本文針對三回路國產先進壓水堆核電廠，利用TRACE程序建立系統模型，進行了冷段發生小破口失水事故分析，并與傳統壓水堆系統程序CATHARE的計算結果進行了對比，結果表明：

1) TRACE和CATHARE程序對冷段小破口事故的計算都表明在事故進程中堆芯一直處于可冷卻狀態，反應堆是安全的；

2) TRACE程序對于系統壓力、水位、流量的計算合理，在破口流量和破口導致的壓力變化上，TRACE與CATHARE程序計算結果存在偏差，但參數變化總體趨勢是基本一致的；

3) TRACE程序在事故前期噴放階段對壓力的計算結果與CATHARE程序存在不同，TRACE程序計算的一回路壓力平臺區發生在穩壓器壓力降至稍大于二回路壓力之時，這個結果更為符合傳統壓水堆小破口事故分析的一貫看法。

[1] TRACE V5.0 USER’S MANUAL[R]. U. S. Nuclear Regulatory Commission，2010.

[2] Jong-Rong Wang，Hao-Tzu Lin，Chunkuan Shih. Assessment of the TRACE Code Using Transient Data from Maanshan PWR Nuclear Power Plant[R]. Office of Nuclear Regulatory Research U.S. Nuclear Regulatory Commission，Washington，DC，20555-0001，2010.6.

[3] M. Avramova，A. Velazquez-Lozada，A. Rubin1. Compa-rative Analysis of CTF and Trace Thermal-Hydraulic Codes Using OECD/NRC PSBT Benchmark Void Distribution Database[J]. Science and Technology of Nuclear Installations，2012，2013(6).

[4] Jong-Rong Wang，Hao-Tzu Lin，Chunkuan Shih. Assessment of the TRACE Code Using Transient Data from Maanshan PWR Nuclear Power Plant[R]. U.S. Nuclear Regulatory Commission. NUREG/IA-0241.

[5] 馮進軍，胡威，周克峰，等. 用PARCS/TRACE/ROBIN 程序系統研究秦山二期彈棒事故[J].核科學與工程，2015(3).

[6] 俞爾俊，李吉根. 核電廠核安全[M]. 北京：原子能出版社，2010：125-132.

[7] 黃彥平、曹念、文彥，等.CATHARE程序的主要特征及應用[J]. 核動力工程，2003，12：540-544.

[8] TRACE V5.0 THEORY MANUAL[R]. U.S. Nuclear Regulatory Commission，2010.

[9] Symbolic Nuclear Analysis Package(SNAP)User’s Manual[R]. Applied Programming Technology，Inc.

SmallBreakLOCAaccidentcalculationofthree-loopDomesticAdvancedPWRbyusingthecodeofTRACE

QIAOXue-dong,BIJin-sheng,SUNWei,JINGJian-ping,WANGKun-peng,ZHANGChun-ming,JIABin

(Nuclear and Radiation Safety Center, MEP, Beijing 100042)

In this paper SB-LOCA accident calculation of three-loop Domestic Advanced PWR is carried out by the reactor thermal hydraulic code of TRACE，the results include reactor system pressure，core water level，break flow rate and safety injection system operating condition. Further the calculation results are compared with the ones got with CATHARE code to make verification that whether the results we got are correct.

Small Break；TRACE；Advanced PWR；LOCA

2017-05-11

大型先進壓水堆及高溫氣冷堆電站國家科技重大專項：CAP1400安全審評關鍵技術研究(2013ZX06002001);大型先進壓水堆及高溫氣冷堆電站國家科技重大專項：CAP1400核安全監管重要試驗驗證(2015ZX06002007)

喬雪冬(1979—)，男，內蒙古呼倫貝爾人，博士，核反應堆熱工水力與安全分析方面研究

賈 斌：jiabin@chinansc.cn

TL33

A

0258-0918(2017)06-1026-07