初 曉 方紅宇 陸雅哲 陳 果 習蒙蒙

（中國核動力研究設計院核反應堆系統(tǒng)設計技術重點實驗室，四川 成都 610213）

0 引言

核電廠反應堆安全分析的主要內(nèi)容為針對一系列事故開展相應的分析評價，通過分析結果評價核電廠反應堆設計的安全性。 常用的反應堆分析軟件包括熱工水力系統(tǒng)分析軟件、堆芯熱工水力子通道分析軟件、燃料分析計算軟件等。 針對單一事故，需要使用多種分析軟件進行模擬計算，每種分析計算軟件都需要準備特定的輸入卡，而且不同分析計算軟件間需進行數(shù)據(jù)傳遞。 目前通常的作法是人工編寫分析軟件的事故分析輸入卡進行計算，之后在計算結果中手動提取所需數(shù)據(jù)，將數(shù)據(jù)傳輸?shù)较掠蔚姆治鲕浖小?該方法完全依靠人工操作，耗時耗力，容易出現(xiàn)失誤。 本文結合反應堆安全分析的工程經(jīng)驗，將自動化的理念運用于核電廠反應堆安全分析中，開發(fā)了一個高效智能的反應堆安全分析平臺， 提高了反應堆安全分析效率、保證分析結果的可靠性。

1 平臺功能介紹

本文開發(fā)的數(shù)據(jù)協(xié)同安全分析平臺，目前集成了自主研發(fā)的TRANTH （熱工水力瞬態(tài)分析） 程序、CORTH（堆芯熱工水力子通道分析）程序、FUTTA（燃料溫度計算軟件）程序，能夠進行軟件分析計算的數(shù)據(jù)前處理、過程控制以及結果后處理。 在反應堆事故分析計算中，利用該數(shù)據(jù)協(xié)同安全分析平臺可以自動生成分析計算軟件的輸入卡，如在接口數(shù)據(jù)庫中提取相關數(shù)據(jù)生成分析軟件的基礎參考卡，根據(jù)事故分析選項生成特定事故分析輸入卡。 然后利用該平臺進行計算進程控制、計算結果數(shù)據(jù)處理和傳遞。 最后該平臺整理輸出事故分析計算結果。 除初始數(shù)據(jù)準備及少量人為選擇外，整個計算過程無需人工操作。

1.1 接口數(shù)據(jù)庫

在反應堆安全分析中需要使用多種分析計算軟件，而每種分析計算軟件又需要一套特定的輸入卡。如上節(jié)所述， 每種分析計算軟件輸入卡的建立都需要一套接口數(shù)據(jù)， 而對于一個核電廠工程項目可能需要若干套用于相應分析軟件的接口數(shù)據(jù)。 由于接口數(shù)據(jù)處理一般存在數(shù)據(jù)量大、涉及專業(yè)多等特點，軟件用戶采用手動方式處理時，工作量較大且容易產(chǎn)生錯誤。

本文開發(fā)了接口數(shù)據(jù)庫， 該接口數(shù)據(jù)庫包含了目前主流反應堆安全分析軟件建立輸入卡所需要的基本數(shù)據(jù)，同時，該數(shù)據(jù)庫具有可擴展性，針對新增的反應堆安全分析軟件可增加相應的接口數(shù)據(jù)。 該接口數(shù)據(jù)庫能夠?qū)崿F(xiàn)接口數(shù)據(jù)的存儲、 管理、 傳遞和更新等功能。 此外， 接口數(shù)據(jù)庫的建立能夠?qū)涌跀?shù)據(jù)進行檢驗，同時對輸入卡的建立起一定指導作用，如對同一工程項目不同階段的接口數(shù)據(jù)能夠進行比較， 可指導本階段分析計算輸入卡的建卡； 對不同工程項目的接口數(shù)據(jù)能夠進行比較，指導本工程項目輸入卡的準備。

1.2 基礎參考卡準備

利用反應堆分析計算軟件開展反應堆安全分析時，需要針對每個分析計算軟件準備一套相應的基礎參考卡。 該數(shù)據(jù)協(xié)同安全分析平臺可對接口數(shù)據(jù)庫內(nèi)數(shù)據(jù)進行自動處理，生成參考卡，主要數(shù)據(jù)處理包括：（1）單位的轉換；（2）輸入?yún)⒘康挠嬎?，一些參量需多個接口數(shù)據(jù)計算得到；（3）用戶的自主選擇，某些輸入?yún)⒘啃杞Y合接口數(shù)據(jù)與用戶選項得到， 如一回路壓降，接口數(shù)據(jù)中一般為名義冷卻劑流量下一回路壓降值，而在反應堆安全分析中保守假設為熱工設計流量或機械設計流量，則需要根據(jù)名義冷卻劑流量下一回路壓降值計算得到；（4）數(shù)據(jù)保守性處理，反應堆安全分析時需要對某些接口數(shù)據(jù)進行保守考慮，引入一定的正偏差或負偏差。

在上述基礎參考卡的生成過程中，若采用手動操作的方式進行接口數(shù)據(jù)處理，操作時間較長且容易出現(xiàn)計算錯誤、遺漏等問題。 本文所開發(fā)的數(shù)據(jù)協(xié)同平臺能夠自動提取接口數(shù)據(jù)庫中的數(shù)據(jù)并按照指定的處理方法自動生成參考卡。

1.3 事故工況卡準備

事故分析是核電廠反應堆安全分析的一個重要組成部分，它研究核電廠在事故工況下的行為，是核電廠設計過程和許可證申請程序中的重要步驟。 由于各個反應堆事故的瞬態(tài)過程不同，需要根據(jù)反應堆事故特征進行相應的安全分析假設，主要包括：事故初因，如在卡軸事故分析中一條環(huán)路的冷卻劑主泵瞬時卡死；主要模型的選擇，如反應堆冷卻劑流量計算模型；初始工況的假設，如反應堆初始功率和流量等；控制、專設和保護系統(tǒng)的假設，如保守的停堆信號、考慮保護系統(tǒng)及其動作的偏差；中子學參數(shù)的選取，如采用最大包絡值或最小包絡值，或者采用專用的中子學參數(shù)。

事故工況卡是在基礎參考卡上考慮相關假設后修改形成的， 人工進行修改時容易產(chǎn)生數(shù)據(jù)修改遺漏、輸入錯誤等問題。 由于某一特定事故的分析假設一般是固定的，因此數(shù)據(jù)協(xié)同安全分析平臺上開發(fā)了如下功能：針對每種特定事故，確定了一套固化的基礎分析假設；平臺提供多個事故工況分析選項，選擇任一事故工況可自動生成對應的事故工況卡。

2 協(xié)同計算

核電廠反應堆安全分析中一般組合使用多個不同功能或尺度的分析軟件來進行核電廠反應堆安全分析。 本文以冷卻劑泵卡軸事故為例進行演示說明。

2.1 計算流程

卡軸事故一般會導致燃料棒發(fā)生DNB，反應堆安全分析需要確定發(fā)生DNB 的燃料棒份額和燃料包殼的最高溫度，計算流程如下：

發(fā)生DNB 的燃料棒份額的計算：（1）利用TRANTH程序計算事故下系統(tǒng)瞬態(tài)特性；（2） 利用DNBR 計算的相關程序（PRECORTH、RENORMALISE、CORTH）和燃料統(tǒng)計曲線提取程序（FUEL_CENSUS）確定發(fā)生DNB的燃料棒份額。

計算燃料包殼溫度：（1） 利用TRANTH 程序計算事故下系統(tǒng)瞬態(tài)特性；（2）利用FUTTA 程序計算燃料包殼溫度。

2.2 數(shù)據(jù)傳遞

卡軸事故安全分析計算所需要的數(shù)據(jù)傳遞包括TRANTH 程序到FUTTA 程序的數(shù)據(jù)傳遞，TRANTH程序、CORTH 程序和FUEL_CENSUS 程序間的數(shù)據(jù)傳遞。 圖1 給出了卡軸事故安全分析中從接口數(shù)據(jù)庫到計算結束的數(shù)據(jù)傳遞過程。

圖1 卡軸事故安全分析中數(shù)據(jù)傳遞

為了計算堆芯最小DNBR 滿足限值時所對應的焓升因子，需開展如下計算。 TRANTH 程序?qū)⒚總€計算步長的反應堆熱功率、堆芯入口最大溫度、穩(wěn)壓器壓力和冷卻劑流量等瞬態(tài)參數(shù)傳遞給CORTH 程序，由CORTH 程序計算堆芯最小DNBR。 若反應堆熱功率小于名義熱功率，則對焓升因子（FΔH）進行修正，根據(jù)修正后的焓升因子（FΔHNEW）修改CORTH 程序中的堆芯軸向功率分布。 若整個瞬態(tài)計算中堆芯最小DNBR 低于限值，則減小焓升因子（FΔH），直至最小DNBR 滿足限值。 整個計算流程如圖2 所示。

圖2 滿足限值的焓升因子計算流程

2.3 協(xié)同計算實現(xiàn)

采用Shell 和Python 語言編寫實現(xiàn)上述計算流程的腳本，該腳本是數(shù)據(jù)協(xié)同安全分析平臺的重要組成部分之一。 利用該安全分析平臺能夠進行自動傳遞數(shù)據(jù)， 從而完成系統(tǒng)瞬態(tài)熱工水力特性計算、 堆芯DNBR 計算、發(fā)生DNB 的燃料棒份額計算以及燃料包殼溫度計算等。

3 結語

本文研究的反應堆事故分析自動建模和協(xié)同計算方法，解決了煩瑣復雜的軟件輸入卡生成和不同分析計算軟件間數(shù)據(jù)傳遞問題。

（1）能夠在接口數(shù)據(jù)庫中提取相關數(shù)據(jù)，完成分析計算軟件的基礎參考卡生成。

（2）能夠根據(jù)事故工況選項完成事故工況卡的生成。

（3）通過執(zhí)行編寫的腳本完成計算流程和數(shù)據(jù)傳遞。 實現(xiàn)從數(shù)據(jù)到安全分析全過程的自動建模、計算協(xié)同化，極大提高了計算效率與正確率。