傅孝良，劉麗芳，于楠，杜爭，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評價模型評估矩陣開發(fā)

傅孝良1，劉麗芳1，于楠1，杜爭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)外已有實驗數(shù)據(jù)，開發(fā)了3個與大破口LOCA事故發(fā)展階段相對應(yīng)的最佳估算評價模型評估矩陣。

最佳估算;大破口失水事故;評估矩陣

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

針對我國首個自主開發(fā)的堆芯設(shè)計和系統(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系列非能動壓水堆(同時兼顧傳統(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)外已有核電實驗數(shù)據(jù)的研究，開發(fā)與大破口LOCA事故進程相對應(yīng)的三個模型評估矩陣。

1　評價模型開發(fā)與評估方法

美國NRC 2005年發(fā)布的RG1.203［4］中為評價模型的開發(fā)與評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項任務(wù)(共20個步驟):

(1)建立評價模型能力需求。

定義評價模型的分析能力范圍，如針對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);并對該堆型對應(yīng)事故序列下的重要物理過程和現(xiàn)象進行識別和排序，得出一個在評價模型開發(fā)與評估過程中發(fā)揮重要作用的現(xiàn)象識別與排序表(PIRT表)。

(2)開發(fā)評估數(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)的實驗，并評價這些實驗數(shù)據(jù)的失真度和不確定度。

(3)開發(fā)評價模型。

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

(4)評估評價模型的適宜性。

利用任務(wù)(2)所收集的實驗數(shù)據(jù)，對任務(wù)(3)所開發(fā)的評價模型進行適宜性評估，包括利用分離效應(yīng)實驗數(shù)據(jù)進行的閉合關(guān)系式評估，和利用整體效應(yīng)實驗數(shù)據(jù)進行的評價模型整體評估，并根據(jù)評估結(jié)果確定評價模型計算結(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價模型必須經(jīng)過大量的實驗數(shù)據(jù)確認(rèn)與評估。根據(jù)最新的評價模型開發(fā)與評估方法，開發(fā)與應(yīng)用目的相對應(yīng)的現(xiàn)象識別與排序表及模型評估矩陣，是整個評價模型開發(fā)與評估工作的基礎(chǔ)。

2　COSINE最佳估算大LOCA評價模型能力需求分析

根據(jù)EMDAP方法，評價模型開發(fā)與評估的第一項任務(wù)是確定評價模型的需求，并識別需要評估的數(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評價模型應(yīng)用的核電廠類型為AP1000/CAP1400系列的非能動壓水堆，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)象識別與排序

通過對AP1000/CAP1400系列非能動反應(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?，識別并排序了COSINE最佳估算大破口LOCA評價模型的重要過程和現(xiàn)象［5］。

3　最佳估算大LOCA評估矩開陣發(fā)

基于所開發(fā)的最佳估算大破口LOCA評價模型PIRT表［5］，通過調(diào)研和分析世界范圍內(nèi)可用的實驗數(shù)據(jù)，并參考國際上對評價模型確認(rèn)與評估的研究結(jié)果［6］，按照國際上對大破口LOCA事故發(fā)展階段的劃分，對PIRT表中的每一個重要現(xiàn)象制定了相應(yīng)的實驗確認(rèn)和評估計劃，開發(fā)了最佳估算大破口LOCA評價模型評估矩陣，分別見表1～表3，其中標(biāo)注“×”表示計劃采用此實驗對對應(yīng)的現(xiàn)象進行評估。

表1　噴放階段的評估矩陣

表2　再灌水階段的評估矩陣

表3　再淹沒階段的評估矩陣

4　結(jié)語

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

根據(jù)所開發(fā)的3個評估矩陣，最佳估算大破口LOCA評價模型的評估需要用到約40個不同臺架的實驗數(shù)據(jù)，針對如此龐大的數(shù)據(jù)需求，需要在國內(nèi)外開展實驗數(shù)據(jù)收集;同時，還需要針對那些無法獲得而又必需的實驗數(shù)據(jù)開展補充實驗研究，以滿足COSINE最佳估算大破口LOCA評價模型的評估需求。

［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)計軟件自主化技術(shù)研究重大專項(2011ZX06004-024)

傅孝良(1985—)，男，工程師，研究方向為核能工程。

E-mail:fuxiaoliang@snptc.com.cn