cosSyst程序?qū)OEL-2核電廠SGTR事故的分析能力研究

杜　強，文青龍,2,*，王　皓，阮神輝

cosSyst程序?qū)OEL-2核電廠SGTR事故的分析能力研究

杜強1，文青龍1,2,*，王皓3，阮神輝1

（1．重慶大學(xué)能源與動力工程學(xué)院核能工程系，重慶 400044；2． 重慶大學(xué)低品位能源利用技術(shù)及系統(tǒng)教育部重點實驗室，重慶 400044；3． 中國核動力研究設(shè)計院，四川 成都 610047）

本研究以DOEL-2核電廠為研究對象，采用cosSyst程序?qū)φ羝l(fā)生器傳熱管破裂（SGTR）事故下的DOEL-2反應(yīng)堆系統(tǒng)進行建模，將計算結(jié)果與電廠數(shù)據(jù)及RELAP5程序計算結(jié)果進行對比，評估cosSyst程序?qū)GTR事故預(yù)測的準(zhǔn)確性。研究結(jié)果表明：cosSyst程序能夠較好地模擬反應(yīng)堆SGTR事故進程，且一回路系統(tǒng)及蒸汽發(fā)生器二次側(cè)的主要熱工水力參數(shù)與電廠數(shù)據(jù)吻合較好，表明cosSyst程序?qū)GTR瞬態(tài)事故具有良好的預(yù)測和分析能力。

DOEL-2核電廠；蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故；cosSyst；RELAP5

蒸汽發(fā)生器作為壓水堆一、二回路間熱量傳遞的重要設(shè)備，其通過傳熱管將一回路的熱量傳給二回路，使之產(chǎn)生一定壓力和溫度的飽和蒸汽，以推動汽輪機做功發(fā)電，故蒸汽發(fā)生器的可靠性對反應(yīng)堆的安全運行至關(guān)重要[1]。然而，蒸汽發(fā)生器的服役環(huán)境十分惡劣，傳熱管內(nèi)是具有放射性的冷卻劑，管內(nèi)外壓力差大且厚度很薄。因此，蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（steam generator tube rupture，SGTR）事故嚴(yán)重威脅反應(yīng)堆的運行安全，是反應(yīng)堆安全分析中必須考慮的事故，也是反應(yīng)堆設(shè)計與安全分析軟件需要重點評估的現(xiàn)象。

目前，國內(nèi)外學(xué)者已開展了大量的研究，了解SGTR事故的重要現(xiàn)象及進程，分析反應(yīng)堆的SGTR事故應(yīng)對策略的可靠性。柴寶華等人[2]于2003年在高壓綜合實驗裝置上研究了1根和3根蒸汽發(fā)生器傳熱管雙端破裂事故，分析了兩種工況事故對熱工水力參數(shù)的影響；袁明豪等人[3]于2009年采用RELAP5程序?qū)P1000核電廠SGTR事故進行了計算，計算結(jié)果表明：即使在破損蒸汽發(fā)生器最不利的假設(shè)條件下，也不會發(fā)生滿溢，并具有足夠裕度。Nematollahi M.R.等人[4]于2008年采用RELAP5/ MOD3.2程序分析了VVER-1000核電廠發(fā)生SGTR事故時，核電廠其他設(shè)備的響應(yīng)進程，并得到了一、二回路壓力、冷卻劑流量、燃料溫度等各參數(shù)的熱工水力特性及變化范圍。Eltayeb Yousif等人[5]于2016年采用RELAP5- MV熱工水力程序?qū)P1000核電廠SGTR事故一回路熱工參數(shù)的瞬態(tài)變化進行了分析，研究結(jié)果表明：RELAP5-MV程序能較好地模擬SGTR事故進程且模擬結(jié)果與RELAP5程序基本相同。

SGTR事故是壓水堆核電廠需要評價的重要設(shè)計基準(zhǔn)事故之一，目前國內(nèi)自主開發(fā)了反應(yīng)堆系統(tǒng)分析程序cosSyst，主要用于核電廠的安全分析與事故應(yīng)對措施的評價，為了評估該系統(tǒng)程序?qū)GTR事故預(yù)測和分析的能力，本研究以DOEL-2核電廠為研究對象，采用cosSyst程序?qū)GTR事故下的DOEL-2反應(yīng)堆系統(tǒng)進行建模，將計算結(jié)果與電廠運行數(shù)據(jù)及RELAP5程序計算結(jié)果進行對比，研究SGTR事故對DOEL-2核電廠反應(yīng)堆系統(tǒng)的影響，綜合評價cosSyst程序用于模擬壓水堆核電廠SGTR事故現(xiàn)象的能力，并為cosSyst程序的安全審查和工程應(yīng)用奠定基礎(chǔ)。

1　DOEL-2和cosSyst簡介

1.1 DOEL-2反應(yīng)堆

本研究的建模對象是DOEL-2反應(yīng)堆系統(tǒng)，它是西屋公司兩環(huán)路壓水堆。該系統(tǒng)主要包括一個壓力容器，2條主要管道回路（1條完整回路LoopA和1條破口回路LoopB），1臺穩(wěn)壓器，2臺蒸汽發(fā)生器（SGA和SGB），2臺主冷卻劑泵，一個高壓安注系統(tǒng)以及上充和下泄系統(tǒng)。如表1所示為DOEL-2反應(yīng)堆設(shè)計參數(shù)[6]。

表1 DOEL-2反應(yīng)堆設(shè)計參數(shù)

續(xù)表

1.2　cosSyst程序

cosSyst系統(tǒng)程序是COSINE（core and system integrated engine for design and analysis）核電軟件包的重要組成部分，該程序以核電廠一、二回路系統(tǒng)或其他管路系統(tǒng)為計算對象，采用多相多流場的最佳估算與保守評價模型，具備兩相流水力學(xué)、沸騰與冷凝傳熱、輻射傳熱、水力學(xué)設(shè)備、堆芯功率與反饋等計算功能，可應(yīng)用于核電廠運行瞬態(tài)分析、事故分析、設(shè)計瞬態(tài)計算、核電廠仿真等領(lǐng)域[7]。cosSyst程序基本建模單元如表2所示。

表2 cosSyst程序基本建模單元

2　模型與方法

2.1 物理模型

DOEL-2反應(yīng)堆系統(tǒng)節(jié)點劃分如圖1所示。該反應(yīng)堆系統(tǒng)的流體區(qū)域采用cosSyst系統(tǒng)程序中的pipe、boundary、pump及valve等水力學(xué)部件進行模擬，固體區(qū)域采用系統(tǒng)程序中的熱構(gòu)件進行模擬。建模部件類型及數(shù)量的統(tǒng)計結(jié)果如表3所示。

圖1 DOEL-2反應(yīng)堆系統(tǒng)節(jié)點劃分圖

表3 DOEL-2核電廠建模結(jié)果

如圖2所示為DOEL-2反應(yīng)堆系統(tǒng)SGTR模型示意圖，本研究采用cosSyst系統(tǒng)程序中的閥門部件模擬破口，并通過該程序中的變量Trip對閥門BrkVlv的開啟進行控制。當(dāng)發(fā)生SGTR事故時，閥門BrkVlv打開，部分冷卻劑從SGB一次側(cè)（管122）流入SGB二次側(cè)（管621）。

圖2 DOEL-2 反應(yīng)堆系統(tǒng)SGTR模型示意圖

2.2 計算方法

本研究采用cosSyst和RELAP5程序中的變量Trip對主冷卻劑泵、大氣排放閥、穩(wěn)壓器噴淋閥、蒸汽發(fā)生器輔助給水泵及安注系統(tǒng)的運行進行控制，來模擬DOEL-2反應(yīng)堆SGTR事故中各設(shè)備的響應(yīng)過程。在進行瞬態(tài)計算分析前，進行了穩(wěn)態(tài)計算，穩(wěn)態(tài)計算時間為2 000 s，系統(tǒng)中的各參數(shù)均已達(dá)到穩(wěn)定，選取最后穩(wěn)定的計算結(jié)果與穩(wěn)態(tài)運行參數(shù)進行對比（見表4）。由對比結(jié)果可知，計算值與穩(wěn)態(tài)運行值之間的偏差均小于1%，表明本研究基于cosSyst程序建立的DOEL-2反應(yīng)堆系統(tǒng)計算模型具有較高準(zhǔn)確性與可靠性。

表4 主要熱工水力參數(shù)的穩(wěn)態(tài)計算偏差

2.3　事故分析假設(shè)

2.3.1 初始條件

DOEL-2核電廠在主蒸汽隔離閥維修工作停機24小時后的熱啟動過程中，蒸汽發(fā)生器（SGB）傳熱管由于應(yīng)力腐蝕而產(chǎn)生一個長約7 cm的破口，破口面積1.724 cm2，初始破口流量為15 kg/s。此時，反應(yīng)堆處于亞臨界狀態(tài)，所有控制棒都下插了，一回路壓力已經(jīng)達(dá)到了額定值15.5 MPa，主冷卻劑系統(tǒng)溫度大約255 ℃。

2.3.2 控制系統(tǒng)狀態(tài)

SGTR事故發(fā)生時，電廠系統(tǒng)通過上充流量自動控制穩(wěn)壓器水位維持在25%不變，兩個環(huán)路的主泵都在運轉(zhuǎn)，穩(wěn)壓器內(nèi)的加熱器處于打開狀態(tài)。在蒸汽發(fā)生器二次側(cè)，蒸汽管路由主蒸汽隔離閥隔離，主給水泵未工作，輔助給水泵也沒有運轉(zhuǎn)。

2.3.3 操縱員干預(yù)

在事故發(fā)生后，操縱員對事故進行了一系列干預(yù)措施，如SGA大氣閥的開啟、破口環(huán)路主泵的啟停等。

3　結(jié)果與討論

本章節(jié)將cosSyst程序計算的一回路系統(tǒng)和蒸汽發(fā)生器二次側(cè)的主要熱工水力參數(shù)與Stubbe E J國際會議報告中的實際電廠數(shù)據(jù)及RELAP5 4.0計算值進行對比分析，評估cosSyst程序?qū)GTR事故預(yù)測和分析的能力。具體的事故時序如表5所示[6]。

表5 DOEL-2核電廠SGTR事故時序

3.1 穩(wěn)壓器壓力與水位

如圖3和圖4所示分別為穩(wěn)壓器壓力和水位變化曲線。在0 s時，SGB發(fā)生傳熱管破口事故，此時穩(wěn)壓器下泄孔被打開，導(dǎo)致穩(wěn)壓器水位下降，穩(wěn)壓器內(nèi)蒸汽體積增大，密度減小，從而使蒸汽壓力下降；在900 s時，為了冷卻系統(tǒng)裝置，操縱員打開了SGA大氣排放閥，導(dǎo)致了穩(wěn)壓器的壓力急劇下降；當(dāng)一回路壓力下降到11.7 MPa時觸發(fā)了高壓安注，1 200 s時，壓力下降到10.7 MPa，四個高壓安注泵都被啟用，于是壓力被穩(wěn)定下來；2 106 s時，為了將壓力平衡到SGB破口時的壓力以減少破口流量，操縱員啟動了破口環(huán)路主泵且將穩(wěn)壓器噴淋閥全部打開，由于穩(wěn)壓器上部的蒸汽被溫度較低的噴淋水冷凝，導(dǎo)致穩(wěn)壓器內(nèi)壓力迅速下降，同時，由于高壓安注和噴淋作用，導(dǎo)致穩(wěn)壓器水位迅速上升；在2 287 s時，噴淋閥關(guān)閉，導(dǎo)致穩(wěn)壓器壓力從7.5 MPa增大到高壓安注的截止壓頭，并穩(wěn)定在10.7 MPa。

由計算結(jié)果可知，cosSyst和RELAP5程序計算值與實際電廠數(shù)據(jù)變化趨勢吻合較好，且在操縱員的干預(yù)下，DOEL-2核電廠反應(yīng)堆主系統(tǒng)壓力穩(wěn)定在10.7 MPa。

圖3 穩(wěn)壓器壓力變化

圖4 穩(wěn)壓器水位變化

3.2 完整環(huán)路與破口環(huán)路冷管段溫度

如圖5和圖6所示分別為完整環(huán)路與破口環(huán)路冷管段溫度變化曲線，在900 s時，由于操縱員通過排放SGA的蒸汽來冷卻系統(tǒng)裝置，導(dǎo)致了環(huán)路冷管段溫度下降；在1 200 s時，隨著高壓安注的打開，環(huán)路冷管段溫度急劇下降。

由計算結(jié)果可知，1 500 s后，cosSyst和RELAP5程序計算的冷管段溫度較電廠數(shù)據(jù)下降的更快，這可能是由于原始電廠數(shù)據(jù)（輔助給水流量）記錄存在不確定性，促使模擬時的邊界條件不精確，輔助給水流量過大，導(dǎo)致一回路冷卻劑被過度冷卻。如圖6所示，在1 112 s附近出現(xiàn)了嚴(yán)重的溫度不連續(xù)現(xiàn)象，這可能是由于破口環(huán)路主泵停轉(zhuǎn)，導(dǎo)致安注系統(tǒng)注入的冷水逆流而進入主泵，影響了位于主泵和高壓安注系統(tǒng)之間的溫度傳感器。從計算曲線的變化趨勢可看出，隨著高壓安注系統(tǒng)的投入，最終實現(xiàn)了一回路冷卻劑系統(tǒng)的快速降壓和冷卻。

圖5 完整環(huán)路冷管段溫度變化

圖6 破口環(huán)路冷管段溫度變化

3.3 完整環(huán)路與破口環(huán)路流量

如圖7所示，在1 200 s附近時，由于完整環(huán)路冷管段高壓安注的打開，冷卻劑流量迅速上升，直至2 100 s后，隨著噴淋閥的打開，高壓安注流量迅速減小，導(dǎo)致冷卻劑流量減少。從圖中可以看出，cosSyst和RELAP5程序計算值相差不大且與實際電廠數(shù)據(jù)吻合較好。

圖7 完整環(huán)路流量變化

如圖8所示，在1 112 s時，由于破口環(huán)路主泵停轉(zhuǎn)，導(dǎo)致環(huán)路冷管段冷卻劑倒流，流量突減為負(fù)值，直至2 105 s主泵恢復(fù)轉(zhuǎn)動，冷卻劑流量轉(zhuǎn)變?yōu)檎怠奈呛隙壬峡矗琧osSyst和RELAP5程序計算值與實際電廠數(shù)據(jù)吻合較好，沒有出現(xiàn)較大偏差。

圖8 破口環(huán)路流量變化

3.4 高壓安注流量

如圖9所示，1 200 s時高壓安注啟動，然而cosSyst程序計算結(jié)果顯示，在1 100 s附近高壓安注就已啟動，這是因為高壓安注信號的觸發(fā)是受穩(wěn)壓器壓力控制，當(dāng)穩(wěn)壓器壓力下降到10.7 MPa時高壓安注啟動，而cosSyst程序計算的穩(wěn)壓器壓力下降到10.7 MPa所需的時間比實際電廠數(shù)據(jù)提前了約100 s。但在1 200 s后，cosSyst和RELAP5程序計算的安注流量相差不大且與實際電廠數(shù)據(jù)基本吻合。

圖9 高壓安注流量變化

3.5 破口流量

如圖10所示，初始破口流量為15 kg/s，事故發(fā)生后，由于一回路壓力下降且SGB蒸汽管線處于關(guān)閉狀態(tài)，二次側(cè)壓力有所上升，從而導(dǎo)致破口流量減小。在900 s時，隨著SGA大氣閥的打開，一回路壓力迅速下降，破口流量也迅速下降；在1 482 s時，操縱員將SGB大氣閥打開以供汽輪機推動輔助給水泵給水，從而導(dǎo)致二次側(cè)壓力下降，破口流量隨之增加；在2 106 s時，由于噴淋閥全開，穩(wěn)壓器上部的蒸汽被溫度較低的噴淋水冷凝，導(dǎo)致穩(wěn)壓器內(nèi)壓力迅速下降，破口流量又隨之減少；到2 287 s噴淋結(jié)束時，穩(wěn)壓器內(nèi)加熱器已啟動，導(dǎo)致一回路壓力穩(wěn)步上升，破口流量增大，直至2 400 s后處于穩(wěn)定狀態(tài)。

圖10 破口流量變化

由計算結(jié)果可知，在900 s后，cosSyst程序計算值比實際電廠數(shù)據(jù)下降快，這可能是由于SGA大氣排放閥的確切開啟時間和開啟速度未知，冷卻開始時的差異歸因于不精確的邊界條件。但從總體趨勢上看，cosSyst和RELAP5程序計算值與實際電廠數(shù)據(jù)吻合較好。

3.6 SGB蒸汽壓力及水位

如圖11所示，在0 s破口發(fā)生后，一回路的冷卻劑流向二次側(cè)且SGB蒸汽閥處于關(guān)閉狀態(tài)，導(dǎo)致二次側(cè)蒸汽產(chǎn)生量增多，壓力上升，在1 482 s時，操縱員將SGB大氣閥打開以供汽輪機推動輔助給水泵給水，從而導(dǎo)致二次側(cè)壓力下降，在1 900 s時，SGB大氣閥關(guān)閉，二次側(cè)蒸汽壓力緩慢回升。

圖11 SGB蒸汽壓力變化

由計算結(jié)果可知，在1 482 s后，cosSyst和RELAP5程序計算的蒸汽壓力下降速率較大，這可能是由于原始電廠數(shù)據(jù)（蒸汽排放流量）記錄存在不確定性，促使模擬時的邊界條件不精確，蒸汽排放流量過大，進而導(dǎo)致SGB蒸汽壓力下降過快。

如圖12所示，在0 s破口發(fā)生后，由于蒸汽發(fā)生器二次側(cè)壓力遠(yuǎn)小于一次側(cè)壓力，導(dǎo)致冷卻劑向二次側(cè)流動，促使SGB水位上升，直到1 482 s時，輔助給水泵被驅(qū)動，導(dǎo)致水位上升曲線陡增。由計算結(jié)果可知，cosSyst和RELAP5程序計算值和實際電廠數(shù)據(jù)變化趨勢吻合較好。

圖12 SGB水位變化

4　結(jié)論

本文基于DOEL-2電廠SGTR事故，采用系統(tǒng)安全分析程序cosSyst，結(jié)合模塊化建模思想，對SGTR事故下的DOEL-2反應(yīng)堆系統(tǒng)進行了建模，最終通過cosSyst程序計算值與電廠運行數(shù)據(jù)及RELAP5程序計算結(jié)果的對比研究可以得到以下2點結(jié)論：

（1）通過結(jié)果對比分析可知，cosSyst和RELAP5程序均能較好地模擬SGTR事故過程中所觀測到的現(xiàn)象。

（2） cosSyst程序計算的一回路系統(tǒng)及蒸汽發(fā)生器二次側(cè)的主要熱工水力參數(shù)與電廠數(shù)據(jù)吻合較好，表明cosSyst程序?qū)GTR事故具有良好的預(yù)測和分析能力。

［1］ 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，2004.

［2］ 柴寶華，周潤彬，許國華，等．不同破口面積下蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故試驗研究［J］．核動力工程，2003（S2）：38-42.

［3］ 袁明豪，馮雷，周擁輝，等．AP1000核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱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］ 葛煒，楊燕華，劉颯，等．大型先進壓水堆核電站關(guān)鍵設(shè)計軟件自主化與COSINE軟件包研發(fā)［J］．中國能源，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

國家科技重大專項大型先進壓水堆及高溫氣冷堆核電站資助（NO.2019ZX06005001）

杜 強（1995—），男，重慶人，碩士研究生，現(xiàn)主要從事反應(yīng)堆熱工水力研究

文青龍，E-mail：qlwen@cqu.edu.cn