單建強(qiáng) 吳攀

[摘要]安全是核電發(fā)展的生命線。核反應(yīng)堆安全類課程是目前核工程與核技術(shù)專業(yè)的重要基礎(chǔ)課程。針對核行業(yè)對核安全人才有不同的技能需求這一現(xiàn)狀，西安交通大學(xué)開展了本一碩一博多層次核反應(yīng)堆安全類課程建設(shè)的研究，以針對不同的對象采用不同的教育模式，并在教學(xué)過程中加強(qiáng)實(shí)踐教學(xué)環(huán)節(jié)，提升高校輸送的核反應(yīng)堆安全人才在核電站安全文化、核電廠系統(tǒng)操作、安全分析軟件應(yīng)用和開發(fā)等方面的能力，達(dá)到其相應(yīng)的培養(yǎng)要求與目標(biāo)。

[關(guān)鍵詞]核安全;課程建設(shè);核工程;核技術(shù)

[中圖分類號]G64 [文獻(xiàn)標(biāo)識碼]A [文章編號]2095-3437（2020）05-0007-04

引言

中國是世界上最大的發(fā)展中國家，面臨著發(fā)展經(jīng)濟(jì)、改善民生、全面建設(shè)小康社會的艱巨任務(wù)。維護(hù)能源資源長期穩(wěn)定可持續(xù)利用，是中國政府的一項重要戰(zhàn)略任務(wù)。中國能源必須走科技含量高、資源消耗低、環(huán)境污染少、經(jīng)濟(jì)效益好、安全有保障的發(fā)展道路，全面實(shí)現(xiàn)節(jié)約發(fā)展、清潔發(fā)展和安全發(fā)展。

根據(jù)《能源發(fā)展“十二五”規(guī)劃》（國發(fā)[2013]2號），在“十一五”時期，我國能源快速發(fā)展，供應(yīng)能力明顯提高，產(chǎn)業(yè)體系進(jìn)一步完善，基本滿足了經(jīng)濟(jì)社會發(fā)展需要，為“十二五”能源發(fā)展奠定了堅實(shí)基礎(chǔ)。

“十二五”規(guī)劃提出了安全高效發(fā)展核電，要求嚴(yán)格實(shí)施核電安全規(guī)劃和核電中長期發(fā)展規(guī)劃（調(diào)整），把“安全第一”方針落實(shí)到核電規(guī)劃、建設(shè)、運(yùn)行、退役全過程及所有相關(guān)產(chǎn)業(yè)。在做好安全檢查的基礎(chǔ)上，持續(xù)開展在役在建核電機(jī)組安全改造。全面加強(qiáng)核電安全管理，提高核事故應(yīng)急響應(yīng)能力。加快建設(shè)現(xiàn)代核電產(chǎn)業(yè)體系，打造核電強(qiáng)國。到2015年，運(yùn)行核電裝機(jī)達(dá)到4000萬千瓦，在建規(guī)模1800萬千瓦。

2011年福島核電廠事故之后，全世界對核安全又有了新的理解和要求，對核安全的嚴(yán)重事故進(jìn)行了更深入的研究，提出了具體的要求。我國提出了在確保安全的基礎(chǔ)上高效發(fā)展核電的發(fā)展方針。全世界在建核電廠70座，而中國在建的就有29座，占世界在建總數(shù)的41.2%。由此可見，核安全永遠(yuǎn)是核電發(fā)展的最根本的生命線。核安全的教育是核工程與核技術(shù)領(lǐng)域教育的重要組成部分。

從各層次核工程專業(yè)人才培養(yǎng)的角度看，需進(jìn)行核安全教育的人才基本可以分成三類：（a）本科生、核工程企業(yè)工程技術(shù)人員;（b）碩士生;（c）博士生。針對不同的人才，其培養(yǎng)目標(biāo)也各有側(cè)重。比如核工程企業(yè)工作人員，需要強(qiáng)調(diào)核安全文化的重要性，核安全原則的設(shè)計及其實(shí)施，核電廠事故分析及其規(guī)程分析。本科生需要著重了解核安全原則的設(shè)計原理，核安全事故分析方法，核安全嚴(yán)重事故的預(yù)防與緩解等。而針對研究生，就需要更深入的核安全的知識，不僅僅要知其然還要知其所以然，掌握事故分析的方法與理論。

核反應(yīng)堆安全課程涉及核安全文化，核安全原則，核安全事故分析，核安全嚴(yán)重事故的預(yù)防與緩解等的抽象性概念，學(xué)生很難通過純粹的課堂教學(xué)來深入理解其中的奧妙，從而對核安全事故進(jìn)程和應(yīng)對措施缺乏感性的認(rèn)識。

綜上所述，核反應(yīng)堆安全類的課程是目前核工程與核技術(shù)專業(yè)的重要基礎(chǔ)，不同的學(xué)習(xí)群體會有不同的需求，因此有必要進(jìn)行本一碩一博多層次核反應(yīng)堆安全類課程建設(shè)的研究，以針對不同的對象采用不同的教學(xué)模式，并在教學(xué)過程中加強(qiáng)實(shí)踐教學(xué)環(huán)節(jié)，培養(yǎng)學(xué)生的軟件應(yīng)用和開發(fā)能力，達(dá)到其相應(yīng)的培養(yǎng)要求與目標(biāo)。

一、本一碩一博多層次核安全人才培養(yǎng)方案

核安全作為核能發(fā)展的重要基石，核安全教育在核工程與核技術(shù)專業(yè)、核能科學(xué)與工程學(xué)科的人才培養(yǎng)中具有十分重要的地位;針對不同的對象（核電的從業(yè)人員、本科生、研究生）需要有不同的培養(yǎng)方案，但核安全基本理念（尤其是核安全文化理念）的教育必須貫穿所有的層次;實(shí)踐環(huán)節(jié)是掌握核安全分析技能的重要組成部分，必須利用各種機(jī)會進(jìn)行加強(qiáng)，但鑒于放射性的不可接觸性，需要借助虛擬仿真的平臺，采用虛擬仿真的方式，進(jìn)行核電廠的事故分析與處理策略的分析，以提高學(xué)生的核安全分析技能。

在培養(yǎng)方案方面，針對本科生和核工程技術(shù)人員，需要重點(diǎn)講解和掌握核安全的相關(guān)基本概念和基本分析方法，了解核安全相關(guān)的法規(guī)及安全監(jiān)督，掌握核電廠安全設(shè)計與評價方法、核電廠典型事故分析、核安全嚴(yán)重事故的處置與緩解、核電廠輻射防護(hù)與監(jiān)測等?？倢W(xué)時應(yīng)該為32學(xué)時。在實(shí)踐教學(xué)環(huán)節(jié)，要重點(diǎn)利用核電廠的仿真平臺以及仿真軟件，讓學(xué)生直觀地了解核電廠在典型事故工況下的行為，掌握不同事故處理策略帶來的后果。針對研究生，重點(diǎn)應(yīng)該在核電廠安全的分析與評價方法方面，比如核電廠安全分析模型與計算方法，分析目前普遍存在的分析模型與方法，各個模型和算法的優(yōu)缺點(diǎn)。總學(xué)時應(yīng)該為40學(xué)時。在實(shí)踐教學(xué)環(huán)節(jié)，重點(diǎn)應(yīng)該在大型核反應(yīng)堆安全分析計算軟件的應(yīng)用，各個模型與算法的比較分析與實(shí)現(xiàn)。

二、本一碩一博多層次核反應(yīng)堆安全課程教學(xué)實(shí)踐

提高高等教育質(zhì)量，既是高等教育自身發(fā)展的需要，也是辦好讓人民滿意的高等教育、提高學(xué)生就業(yè)能力和創(chuàng)業(yè)能力的需要，更是建設(shè)創(chuàng)新型國家、構(gòu)建社會主義和諧社會的需要。因此，迫切需要采取切實(shí)有效的措施，進(jìn)一步深化高等學(xué)校教學(xué)改革，提高人才培養(yǎng)的能力和水平，更好地滿足經(jīng)濟(jì)社會發(fā)展對高素質(zhì)創(chuàng)新型人才的需要。實(shí)踐教學(xué)對于學(xué)生技能的培養(yǎng)、知識的獲取、能力的形成與發(fā)展起著重要的作用。因此，在安排理論教學(xué)的同時必須加強(qiáng)實(shí)踐教學(xué)，使理論與實(shí)踐相結(jié)合，使學(xué)生所掌握的知識向?qū)嵺`能力方面轉(zhuǎn)化。實(shí)踐教學(xué)環(huán)節(jié)的安排，必須有利于開發(fā)學(xué)生的智力以及培養(yǎng)和發(fā)展學(xué)生的能力。

虛擬仿真實(shí)驗(yàn)教學(xué)依托虛擬現(xiàn)實(shí)、多媒體、人機(jī)交互、數(shù)據(jù)庫和網(wǎng)絡(luò)通信等技術(shù)，構(gòu)建高度仿真的虛擬實(shí)驗(yàn)環(huán)境和實(shí)驗(yàn)對象，讓學(xué)生在虛擬環(huán)境中開展實(shí)驗(yàn)，以達(dá)到教學(xué)大綱所要求的教學(xué)效果。

考慮到核電廠的高放射性、高溫高壓特性、復(fù)雜的電廠系統(tǒng)實(shí)體難于分解、實(shí)體實(shí)驗(yàn)平臺建設(shè)成本高、實(shí)驗(yàn)的安全性保障難等具體難點(diǎn)，本著體現(xiàn)“虛實(shí)結(jié)合、相互補(bǔ)充、能實(shí)不虛”的原則，核安全與運(yùn)行實(shí)驗(yàn)室結(jié)合核電廠與火電廠國家級虛擬仿真實(shí)驗(yàn)教學(xué)中心，為核安全類課程提供全方位的課程實(shí)踐教學(xué)實(shí)驗(yàn)。

（一）核電廠全范圍虛擬仿真平臺

核電廠全范圍虛擬仿真平臺所采用的是3KeyMas-ter仿真平臺，它是美國WSC公司開發(fā)的基于PC環(huán)境的仿真平臺，能夠在Windows操作系統(tǒng)平臺環(huán)境下實(shí)時運(yùn)行仿真模型。目前仿真平臺的規(guī)模如圖l所示。采用3KeyMaster軟件建立的仿真模型具有其他軟件無法比擬的優(yōu)越性，其中包括：3KeyMaster是全范圍的綜合性仿真平臺，面向?qū)ο蟮慕Ｒ约柏S富的模型和工具庫，可以準(zhǔn)確地仿真全范圍的核電廠系統(tǒng)。實(shí)物圖形化的主控臺、動態(tài)的圖表等，又為3KeyMaster提供了核動力仿真過程中更接近于實(shí)際的人機(jī)友好界面。在事故分析過程中，3KeyMaster還具有數(shù)據(jù)快照和過程回放等功能。更難能可貴的是，3KeyMaster具有良好的兼容性，可以非常方便地將FORTRAN，C和C++等語言編寫的程序加載進(jìn)去，同時可以很方便地實(shí)現(xiàn)和分散控制系統(tǒng)（DCS），I/O以及電廠過程計算機(jī)的對接。

3KeyMaster仿真系統(tǒng)可以用于核動力裝置的建模研究、核動力裝置事故安全分析以及核動力裝置操作人員的考試培訓(xùn)等。該仿真平臺采用了Access數(shù)據(jù)庫，能夠?yàn)楹藙恿ρb置系統(tǒng)的仿真建模提供大量的模型及工具庫，人機(jī)界面友好，面向?qū)ο蠼?，并具有方便引入事故、過程回放及進(jìn)行遠(yuǎn)程控制等功能。

PCTRAN是基于PC的多反應(yīng)堆堆型核能仿真軟件包，尤其適用于核電站運(yùn)行和事故分析的培訓(xùn)，對堆芯熔化、安全殼失效和放射性物質(zhì)釋放等嚴(yán)重事故的分析也包含在它的范圍內(nèi)。

在核電站模擬方面，提供了正常運(yùn)行時的儀表和控制顯示，而且還提供了反應(yīng)堆冷卻劑邊界泄漏或者安全殼失效的圖標(biāo)。組合的放射性釋放形成了應(yīng)急計劃區(qū)的放射性劑量分布。PCTRAN可以為核電站的工作人員提供真實(shí)的培訓(xùn)和練習(xí)。模擬程序延展到可以根據(jù)現(xiàn)實(shí)的氣象條件提供區(qū)域的劑量預(yù)測。它的運(yùn)行可以是真實(shí)的速度也可以是數(shù)倍于真實(shí)的速度。它的圖形用戶界面使操作十分方便。所有的圖標(biāo)以及文本信息和數(shù)據(jù)都是通過Microsoft Office Suite傳遞。

應(yīng)用非能動冷卻概念的第三代先進(jìn)反應(yīng)堆后，PC-TRAN模擬軟件已涵蓋GEABWR、ESBWR、AP1000、EPR等堆型。每一個模型都已經(jīng)與設(shè)計文件進(jìn)行了核實(shí)驗(yàn)證，保證程序的真實(shí)性。

（二）實(shí)驗(yàn)內(nèi)容設(shè)計

根據(jù)實(shí)驗(yàn)項目的特點(diǎn)及實(shí)驗(yàn)?zāi)康模瑢?shí)驗(yàn)項目可進(jìn)一步分為基礎(chǔ)理論學(xué)習(xí)、專業(yè)技能訓(xùn)練和前沿技術(shù)研究三大類型，內(nèi)容由淺入深、由點(diǎn)及面，從而滿足學(xué)生在不同培養(yǎng)階段的需要。

針對本科生，核反應(yīng)堆安全分析實(shí)驗(yàn)利用核電廠全范圍實(shí)時仿真平臺提供的建模和分析工具，開展壓水堆核電廠的典型設(shè)計基準(zhǔn)事故，如反應(yīng)性引入事故、熱阱喪失事故、失流事故、一回路冷卻劑喪失事故、蒸汽管道破裂事故、給水管道破裂事故和蒸汽發(fā)生器管道破裂事故等以及嚴(yán)重事故仿真模擬。通過對這些事故的仿真模擬，加深學(xué)生對各種事故的演化過程的理解。同時，學(xué)生可以修改系統(tǒng)或設(shè)備的仿真模型、控制方案，通過仿真來驗(yàn)證仿真模型、控制方案的可行性和有效性，培養(yǎng)與提高動手能力和創(chuàng)新實(shí)踐能力。

針對學(xué)有余力的高年級本科生和研究生，教學(xué)團(tuán)隊設(shè)置了事故規(guī)程分析專題實(shí)驗(yàn)和嚴(yán)重事故管理對策專題實(shí)驗(yàn)。

1.事故規(guī)程分析專題實(shí)驗(yàn)

該專題實(shí)驗(yàn)適合學(xué)有余力的高年級本科生和研究生。在這類實(shí)驗(yàn)項目中，學(xué)生開始接受科研的相關(guān)訓(xùn)練，完成從文獻(xiàn)檢索到仿真評估的過程。核電廠全范圍實(shí)時仿真平臺，將為學(xué)生提供進(jìn)行仿真實(shí)驗(yàn)和評估的基本環(huán)境。在該專題實(shí)驗(yàn)中，學(xué)生需要在老師的指導(dǎo)下對核電廠事故規(guī)程研究前沿技術(shù)展開調(diào)研，利用虛擬仿真平臺模擬分析，進(jìn)行基于事件導(dǎo)向或狀態(tài)導(dǎo)向的核電廠運(yùn)行規(guī)程的開發(fā)和制定。通過該專題實(shí)驗(yàn)，學(xué)生可以得到初步的科研訓(xùn)練，了解本專業(yè)的發(fā)展動態(tài)，理解創(chuàng)新研究的一般流程，并在學(xué)有余力的情況下獨(dú)立展開初步的研究工作。

2.嚴(yán)重事故管理對策專題實(shí)驗(yàn)

該專題實(shí)驗(yàn)適合學(xué)有余力的高年級本科生和研究生。在該專題實(shí)驗(yàn)中，利用核電廠嚴(yán)重事故系統(tǒng)分析軟件為學(xué)生演示核電廠嚴(yán)重事故過程中涉及的主要事故現(xiàn)象，包括核電廠嚴(yán)重事故過程中基本的一回路系統(tǒng)熱工水力現(xiàn)象，堆內(nèi)嚴(yán)重事故現(xiàn)象及過程，如堆芯過熱、堆芯熔化、堆芯碎片床的形成，熔融物行為及安全殼響應(yīng)等嚴(yán)重事故機(jī)理及現(xiàn)象學(xué)。學(xué)生需要在老師的指導(dǎo)下對核電廠嚴(yán)重事故管理策略的研究前沿技術(shù)展開調(diào)研，并基于中心所提供的核電廠全范圍實(shí)時仿真平臺對核電廠嚴(yán)重事故的模擬仿真，進(jìn)行嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則和核電廠應(yīng)急規(guī)程的開發(fā)和制定。通過該專題實(shí)驗(yàn)，學(xué)生可以得到初步的科研訓(xùn)練，了解本專業(yè)的發(fā)展動態(tài)，理解創(chuàng)新研究的一般流程，并在學(xué)有余力的情況下獨(dú)立展開初步的研究工作。

（三）項目設(shè)計

為了拓展本科生和核工程技術(shù)人員的知識面以及提升其事故安全分析能力，團(tuán)隊教學(xué)成員結(jié)合本科生和核工程技術(shù)人員的專業(yè)知識特點(diǎn)，有針對性地設(shè)計了許多項目設(shè)計的課題，比如“CANDU堆核電廠大破口失水事故分析”“RELAP5的LOFT大破口失水事故不確定性研究”，這些項目設(shè)計課題與《核電廠安全》的書本知識相關(guān)，但研究對象不同。通過讓本科生和核工程技術(shù)人員參與項目設(shè)計課題，加深其對核電廠安全分析基本知識的了解，同時讓其初步了解核電廠數(shù)值安全模擬的基本流程。

為了提高碩士生分析計算核電廠瞬態(tài)過程、從事科研工作的能力，在碩士研究生的培養(yǎng)過程中，團(tuán)隊教學(xué)成員有針對性地設(shè)計了一些科研訓(xùn)練課題，比如“兩流體兩相流模型數(shù)值方法的適定性分析”“行波堆堆芯穩(wěn)態(tài)熱工水力分析”等。這些科研訓(xùn)練課題讓碩士生熟練掌握了科研的基本流程，并在調(diào)研文獻(xiàn)、分析問題、實(shí)驗(yàn)研究的過程中培養(yǎng)了科研能力。

博士生需承擔(dān)科研任務(wù)，參與大型核電廠事故分析以及計算軟件的研制與開發(fā)，掌握堅實(shí)寬廣的基礎(chǔ)理論和系統(tǒng)深入的專業(yè)知識，培養(yǎng)獨(dú)立從事科研工作的能力和嚴(yán)謹(jǐn)?shù)目茖W(xué)態(tài)度。

三、本一碩一博多層次核反應(yīng)堆安全課程教材建設(shè)

為了配合核安全不同層次培養(yǎng)方案的實(shí)施，在原有《核反應(yīng)堆安全分析》教材的基礎(chǔ)上，特設(shè)置了三個層次的教材，其中，《核電廠安全》為本科生教材，《核反應(yīng)堆安全分析》可為本科生和碩士生教材，《壓水堆核電廠瞬態(tài)安全數(shù)值分析方法》可為碩士生和博士生專門從事安全分析方法研究的教材，見圖2。

（一）《核電廠安全》

本書為普通高等教育核工程與核技術(shù)專業(yè)規(guī)劃教材。本教材以壓水堆型核電廠為主要研究對象，著重論述美國三里島核電廠事故發(fā)生后30多年來，壓水堆核電廠設(shè)計和研究、制造和運(yùn)行、監(jiān)管和評價中關(guān)于核安全的主要課題。全書包含以下內(nèi)容：闡述核電廠安全的概念（核電廠安全的特征和安全對策）、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督、核電廠的安全設(shè)計（縱深防御設(shè)計原則）、核電廠的安全評價（確定論安全評價法與概率安全評價法兩種系統(tǒng)工程安全評定方法）、核電廠安全運(yùn)行——運(yùn)行工況與事故分類和核電廠典型事故、核電廠核輻射防護(hù)與監(jiān)測以及核電廠嚴(yán)重事故的處置與緩解。

（二）《核反應(yīng)堆安全分析》

本教材為國家級規(guī)劃教材，以壓水堆型、快堆、高溫氣冷堆和重水堆型核電廠為研究對象（以壓水堆型為主），著重論述三里島核電廠事故發(fā)生后30多年來，核安全與反應(yīng)堆事故分析中的主要課題與重大進(jìn)展。第一篇是壓水堆安全分析，重點(diǎn)介紹核反應(yīng)堆安全的基本原則、反應(yīng)堆的安全性及核反應(yīng)堆的安全功能，說明當(dāng)前國際核能界對核電廠安全與事故對策的見解與實(shí)踐，闡述核反應(yīng)堆安全分析基礎(chǔ)理論與模型，確定論安全評價法分析壓水堆各類設(shè)計基準(zhǔn)事故，闡述嚴(yán)重事故物理過程、嚴(yán)重事故的管理對策以及典型的嚴(yán)重事故，并介紹核安全評價中另一種系統(tǒng)的工程安全評價方法即概率安全評價法。第二篇是快堆、高溫氣冷堆和重水堆的安全分析。

（三）《壓水堆核電廠瞬態(tài)安全數(shù)值分析方法》

本教材以壓水堆型核電廠為研究對象，以核電廠安全分析程序的發(fā)展需求，詳細(xì)論述反應(yīng)堆動力學(xué)與熱工水力模型及其數(shù)值解法。首先闡述點(diǎn)堆及一維時空動力學(xué)模型和三維時空動力學(xué)模型，以便得到準(zhǔn)確的堆芯中子通量分布及堆芯功率分布，而后詳細(xì)介紹兩相流模型，準(zhǔn)確描述兩相流的行為和傳熱行為，闡述數(shù)值解法的基礎(chǔ)和數(shù)值方法在兩相流模型中的應(yīng)用，使得數(shù)值求解復(fù)雜的兩相流行為成為可能，最后補(bǔ)充介紹不確定性分析，以彌補(bǔ)對兩相流復(fù)雜現(xiàn)象認(rèn)識的不足。

四、結(jié)論

本研究從核工業(yè)對反應(yīng)堆安全相關(guān)人才的需求出發(fā)，創(chuàng)新性地提出了本一碩一博多層次核反應(yīng)堆安全課程建設(shè)方案。針對本科生、碩士生和博士生的知識結(jié)構(gòu)和核行業(yè)技能需求采用不同的教育模式，以達(dá)到其相應(yīng)的培養(yǎng)要求與目標(biāo)。在教學(xué)過程中，理論教學(xué)和實(shí)踐教學(xué)相結(jié)合，提升學(xué)生對專業(yè)基礎(chǔ)知識的掌握度和對核反應(yīng)堆安全相關(guān)的科研進(jìn)行再創(chuàng)新的能力。