基于RELAP5与MELCOR联合分析方法的压水堆严重事故研究

王 珏,梁国兴

(上海交通大学核科学与工程学院,上海200240)

基于RELAP5与MELCOR联合分析方法的压水堆严重事故研究

王 珏,梁国兴

(上海交通大学核科学与工程学院,上海200240)

针对严重事故的模拟研究,本文提出结合热工水力系统程序和严重事故一体化程序的分析方法,以典型三环路传统压水堆为对象,分别采用RELAP5和MELCOR程序建立模型,分析在全厂断电叠加汽动辅助给水泵失效事故下系统的瞬态响应。为了尽可能地利用RELAP5计算早期热工水力响应,同时保证严重事故计算结果的准确性,以MELCOR锆合金氧化模型开始工作温度的下限,即包壳温度达到1 100 K作为程序衔接准则并利用RELAP5的大编辑功能,提取所需计算结果导入MELCOR输入卡作为初始参数继续模拟。计算结果表明,数据连接过程整体保持了连续性,两种方法计算得出的主冷却剂系统压力、堆芯和稳压器水位、燃料包壳温度等参数的数值以及堆芯传热恶化和压力容器失效等现象的时序存在不同程度的差异,例如堆芯熔毁时间延后了约538 s。由于采用了RELAP5计算严重事故前的系统暂态响应,联合分析方法的计算结果比单独使用MELCOR分析的结果更加准确,该方法可以提高传统严重事故分析的可靠性。

RELAP5;MELCOR;联合分析方法;严重事故

福岛第一核电站事故后,严重事故的研究进一步引起了重视。现有实际使用的严重事故分析程序主要分为两大类:一类为快速计算一体化程序,能够分析完整的严重事故序列,但较多地采用参数模型,不适用于最佳估算仿真;另一类为机理性程序,侧重考虑特定的事故现象,所用模型较一体化程序更为细致,但运行耗时,通常不能模拟反应堆冷却剂系统和安全壳的失效破损[1,2]。

为综合利用上述两类程序的优点,程序之间的耦合或联合使用成为了一个新的发展方向。通常,热工水力系统程序由于不能分析诸如堆芯熔化移位、压力容器失效和熔融物混凝土反应等现象,应用范围无法涵盖大部分严重事故过程,但在堆芯熔化等严重事故现象发生之前,能够提供相对可靠的瞬态响应参数。针对这一特点,本文提出结合热工水力系统程序和严重事故一体化程序的方法,以典型三环路传统压水堆为对象,应用RELAP5与MELCOR联合分析方法模拟研究全厂断电事故,即先由RELAP5对事故早期进行模拟,然后将所需热工水力计算数据转化为MELCOR初始状态参数,由MELCOR继续严重事故模拟,并将计算结果与MELCOR程序单独分析的结果进行对比。

1 RELAP5和MELCOR联合分析方法

1.1 联合分析方法步骤

本方法的具体分析步骤如图1所示。首先分别应用RELAP5和MELCOR对电厂进行建模,计算分析同一严重事故序列的整体过程。然后根据一定的准则,利用RELAP5的大编辑功能将某一时间点的系统状态参数导出,按照MELCOR输入卡的要求对数据进行处理,然后将其作为初始数据导入MELCOR输入卡,由MELCOR继续计算分析该严重事故序列。

图1 联合分析方法示意图Fig.1 Sketch of RELAP5-MELCOR combined analysis method

1.2 联合分析方法

RELAP5程序是Idaho国家工程实验室为美国核管会开发的轻水堆瞬态分析程序,以两流体不平衡态流体动力学模型为基础,可以计算复杂的热工水力现象。而MELCOR程序则是由美国Sandia国家实验室为美国核管会开发的严重事故分析程序,可以计算包括系统热工水力响应、堆芯熔化、燃料释放、主系统内迁移、压力容器和安全壳响应和损坏等瞬态现象[3]。参照RELAP5和MELCOR的使用手册[4-6],可将整个数据传递过程划分为水力部件、堆芯结构及功率分布、热构件和控制系统等主要部分,具体处理方法如下:

1.2.1 水力部件

RELAP5的水力部件分为控制体部件和接口部件两部分,对应MELCOR的控制容积和流道。由于程序特点,RELAP5的控制体部件节点划分可更细致,故将相应结构RELAP5的数据作加权求和或加权平均处理后作为MELCOR对应结构的初始参数。而MELCOR的控制容积热工参数采用质量和能量类型输入,以保证数据连接过程中的质量和能量守恒。同时,由于MELCOR的控制容积分为底部的液相区和顶部的气相区,故需对RELAP5中的液相和气相分别作处理,具体数据处理公式如下:

液相区总质量

其中:i,j表示RELAP5中细分的控制体部件编号,α为空泡份额,u为比内能,V为体积。通过对各子控制体部件的质量和内能做求和处理,即可得到相应MELCOR控制容积所需的热工水力参数。

另外,在RELAP5中,接口部件连接的两个控制体部件必须处于同一高度,当两控制体部件处于不同高度时,需建立过渡控制体部件以满足高度要求。而MELCOR中流道可连接不同高度的控制容积,故在数据连接过程中,视具体情况将RELAP5中的过渡控制体部件合并到相邻的结构中或直接舍弃后再做数据转移。而MELCOR中流道所需初始参数为流速,可直接采用RELAP5相应接口部件的流速值做近似处理。

1.2.2 堆芯结构及功率分布

MELCOR堆芯结构的基本组成为轴向的段和径向的环,两者交叉组成一个单元,单元内包含燃料、包壳、控制棒和支撑结构等不同材料,输入卡内需提供材料质量、温度等参数,其中同种材料具有相同的参数,即单元内是集总的。堆芯轴向、径向功率分别为各段各环所分配到的功率,由堆芯程序包给出具体数值。而RELAP5堆芯为一维结构,通过带有内热源的热构件来模拟,堆芯燃料的组件数由热构件的传热长度来模拟,通常包含堆芯热通道和平均通道两类热构件,在径向上根据实际参数划分燃料、气隙和包壳等节点,其中燃料节点之间可模拟热源分布。另外,热构件还提供了各堆芯热构件和同一热构件不同轴向位置的功率分布。为保证计算结果的连续性,需使RELAP5与MELCOR的功率分布一致。轴向上,统一二者的节点划分即可;径向上以MELCOR的功率分布特点为参照,将RELAP5堆芯划分为多个平均通道,其尺寸、个数等参数与MELCOR的环保持一致,并使燃料间隔之间的热源分布保持均匀。

同时,为保证能量守恒,需要将计算转移时刻的堆芯储能传递至MELCOR,而RELAP5的输出数据中不包含热构件的内能,故只能根据RELAP5热构件的节点温度值来估算内能,轴向划分相同后,同一轴向位置只考虑RELAP5热构件的径向节点温度分布。堆芯能量计算公式如下:

其中:i表示径向节点数,Ti_RELAP为容积平均温度值,Cp(t)为比热容,V为热构件体积。MELCOR输入卡中仅需相应单元的温度值,因堆芯燃料所用材料一致,其对应比热容、密度等值相同,故可简化为下述公式:

同样,MELCOR单元中的包壳、控制棒等材料的温度值可根据上述简化公式计算得到。

1.2.3 热构件

MELCOR热构件需要的热工参数为节点初始温度分布,可在系统调稳态的过程中由程序自动计算得到。为采用RELAP5的计算结果,本文设置MELCOR热构件为手动给定初始温度值。由于热构件以相应水力部件为边界,RELAP5的热构件同样比MELCOR划分细致。所以需要对RELAP5热构件节点温度值做加权平均处理,作为对应MELCOR热构件的节点温度。转换公式如下:

其中:A表示与传热方向垂直的热构件传热面积或传热长度。图2为水力部件和热构件数据转移示意图。

图2 水力部件和热构件数据转移示意图Fig.2 Data transferring process of hydrodynamic volume and heat structure

1.2.4 控制系统及其他结构

RELAP5的控制系统包含控制变量卡和触发卡,同MELCOR中的控制函数对应,二者应采用相同的控制逻辑。除水力部件、堆芯结构、热构件和控制逻辑等主要系统外,MELCOR还包含诸如可燃气体燃烧、放射性核素等独有结构,但在事故进展早期,这些程序包并未激活,所以直接按照MELCOR的方式建模即可。

1.3 计算转移时刻的确定

根据上述处理方法,可完成RELAP5与MELCOR的数据衔接,但对特定的严重事故现象,RELAP5并不能提供相应的参数,故需在恰当时刻中止RELAP5模拟。参考美国核管会针对LOCA事故提出的10CFR50.46法规可知[7],RELAP5可模拟的极限情况为燃料包壳峰值温度达到2 200°F(1 477 K)。而在MELCOR的堆芯模型中,锆合金氧化模型的工作温度范围为1 100～9 900 K,燃料包壳气隙释放的准则之一为包壳温度达到失效阈值1 173 K。若采用包壳峰值温度达到1 477 K作为衔接标准,MELCOR模型可能在数据连接前已发生锆氧反应和气隙释放,故在最大限度使用RELAP5的同时,为保证严重事故计算结果的准确性,本文保守选取包壳峰值温度达到1 100 K作为程序连接点选取准则。

2 程序模型及初始条件

2.1 程序模型

本文采用的RELAP5和MELCOR电厂整体模型如图3所示,实线部分为RELAP5和MELCOR相同的节点划分,虚线部分为RELAP5单有的划分,个别细节未标出。系统为典型三环路传统压水堆,环路成对称分布,故仅绘出含有稳压器的回路系统节点图。

系统模拟了典型三环路传统压水堆较完整的一回路系统和简化的二回路系统,其中一回路包含压力容器、主冷却剂管道、蒸汽发生器一次侧和主泵等结构;二回路包含主给水、辅助给水、安全阀等结构;安注系统包含高低压安注和安注箱等结构。

2.1.1 堆芯划分及功率分布

堆芯部分,RELAP5和MELCOR的建模方式不同,根据前述方法分别建立如下,图4、图5中阴影部分为热构件。

RELAP5的堆芯模型模拟157个燃料组件,径向按照53-52-52由内到外分为三个平均通道,其轴向分为9段,其中堆芯活性区为7段,顶部和底部两段为不发热段。MELCOR堆芯划分及功率分布同RELAP5一致,径向按同样比例分为三个环,轴向分为九段,下腔室由于要考虑熔渣重力下落和迁移问题,细分为四段,其中底部三段包含不锈钢非支撑结构材料,第四段为下支撑板。堆芯结构以吊篮、围板和上下封头等热构件为边界。

图3 电厂核岛部分节点图Fig.3 Nodalization of the nuclear island

图4 RELAP5堆芯模型Fig.4 Nodalization of core by RELAP5

2.1.2 安全壳等结构

图5 MELCOR堆芯模型Fig.5 Nodalization of core by MELCOR

RELAP5的安全壳等结构通常以时间相关控制体部件作为边界条件给出,无法分析安全壳的瞬态响应。本文模型在连接RELAP5至MELCOR前,系统一回路压力边界依然完整,故不需要向RELAP5输入安全壳模型和提供安全壳的初始参数,具体模型见图6。

图6 安全壳模型Fig.6 Nodalization of containment

MELCOR程序中整个安全壳的控制容积分为堆腔CV210、下部空间CV220、环形空间CV230和穹顶CV240四个部分,分别通过流道FL260和FL270模拟安全壳泄露和失效。由于模拟全厂断电事故,故未建立安全壳喷淋、风扇等部件,同时假设安全壳内没有氢气点火器,堆坑为压力容器熔穿后的碎片接收体。

2.2 初始条件

模型建立后,需分别对RELAP5和MELCOR的输入卡进行稳态调试,确保计算条件稳定,且达到电厂参数的设计值,调完稳态后的电厂主要参数如表1所示,假设事故前电厂为102%功率运行。

表1 电厂主要参数稳态值Table 1 Steady-state values of main parameters

3 模型计算结果及分析

3.1 事故序列及假设

3.1.1 MELCOR单独分析

本文分析的事故序列为全厂断电叠加汽动辅助给水泵失效,0 s时发生全厂断电,同时反应堆紧急停堆、主泵开始惰转,假设5 s后汽轮机跳脱、主蒸汽隔离阀关闭。事故主要序列如表2所示。

表2 严重事故序列Table 2 Scenarios of the severe accident

全厂断电后,所有能动设备失效,二次侧丧失主给水和辅助给水。系统以二次侧储存水为热阱,形成自然循环将一回路衰变热带走。当二次侧水被蒸干后,自然循环停止,一回路处于绝热加热状态,系统压力温度快速上升,直至达到稳压器泄压阀的整定值。随后,系统压力维持在泄压阀的整定值处,同时冷却剂不停流失,压力容器水位下降,堆芯活性区开始裸露。此时,由于系统压力过高,安注箱无法注入。随后堆芯熔化并导致压力容器失效,由于系统压力得不到释放,发生高压熔喷现象,压力容器内氢气迁移至堆腔后可能发生氢气燃爆,最终造成安全壳早期超压失效。

3.1.2 联合分析(RELAP5＋MELCOR)

联合分析采用和单独MELCOR分析一样的假设,在系统稳态调试完成后,加入全厂断电动作,并叠加汽动辅助给水泵失效,然后开始瞬态计算。当燃料包壳峰值温度达到1 100 K时,RELAP5计算部分中止,然后将所需热工参数按前述联合分析方法导入MELCOR继续计算,其事故序列时间点见表2。

3.2 计算结果分析

图7为两种计算方法得到的系统压力响应,全厂断电后反应堆紧急停堆、主泵惰转、主给水丧失,一回路压力及蒸汽发生器二次侧压力迅速下降,当二次侧主蒸汽隔离阀关闭后,二次侧压力开始回升,直至达到大气释放阀整定值。此时,由于换热条件变差,一回路压力也开始上升,在达到稳压器泄压阀整定值后维持在该值处。堆芯融毁以致高压熔穿后,一回路压力快速下降至安全壳压力值。其中由联合分析方法模拟的一回路压力在达到稳压器泄压阀整定值之前高于MELCOR分析的结果约2 MPa,二者整体趋势大致相同。值得注意的是,由联合分析方法的计算结果显示,压力容器高压熔穿的时间点延后了约538 s。

图8为堆芯流量示意图,主泵惰转后,一回路流量迅速下降,两种分析方法的计算结果基本相同。

图7 一回路压力及蒸汽发生器二次侧压力Fig.7 Primary system pressure and SG secondary side pressure

图8 堆芯流量Fig.8 Core flow rate

图9 为堆芯坍塌水位,在堆芯开始裸露初期,由联合分析方法计算的水位下降趋势更平缓;图10为稳压器坍塌水位,蒸汽发生器干涸后,一回路传热丧失热阱导致平均温度上升,稳压器水位随即快速上升,泄压阀开启后,冷却剂流失使水位开始下降,直至干涸。其中由联合分析方法计算的水位总体低于MELCOR的计算结果。

图11、图12为部分堆芯材料的温度变化趋势,结果表明联合分析方法计算得出的燃料包壳温度变化趋势同单独由MELCOR计算的结果大致相同,但传热恶化的时序延后了约1 980 s。同样,在结构坍塌的时序上存在明显差别,由联合分析方法计算出的坍塌时间点延后了约1 960 s。

由图13、图14可知,采用联合分析方法计算得出的压力容器内氢气产生量较少而堆坑内氢气产生量较多,二者的产氢时间点均晚于单独由MELCOR分析的计算值。

图9 堆芯坍塌水位Fig.9 Core collapsed water level

图10 稳压器坍塌水位Fig.10 Pressurizer collapsed water level

图11 环1堆芯燃料峰值温度Fig.11 Peak fuel temperature of Ring 1

4 结论

图12 环1包壳峰值温度Fig.12 Peak cladding temperature of Ring one

图13 压力容器内氢气产生量Fig.13 Hydrogen generation inside RPV

图14 堆坑内氢气产生量Fig.14 Hydrogen generation inside Cavity

本文通过对全厂断电叠加汽动辅助给水泵失效事故建模分析,实现了RELAP5和MELCOR程序之间的联合使用。计算结果表明,数据连接过程整体保持了连续性,其中由联合分析方法得出的事故现象趋势同单独由MELCOR分析得出的大致相同,但在参数数值及现象时序上存在一定差异,总结RELAP5＋MELCOR联合分析方法主要结果如下:

(1)主蒸汽阀关闭初期,一回路压力最高上升至15.7 MPa(增加了约2 MPa),最终于4 390 s时顶开稳压器泄压阀(延后了约588 s);

(2)分析堆芯水位和燃料包壳温度得出:堆芯中央区(环1)传热恶化延后了约1 980 s,燃料包壳失效延后了约1 960 s,而堆芯熔毁时间延后了约538 s;

(3)压力容器内产氢时间点延后了2 170 s产氢量减少了80 kg,而堆坑产氢时间点延后了538 s产氢量增加了221 kg;

总体来说,该方法有效地利用了各程序的优点,通过引入热工水力系统程序的计算结果作为MELCOR程序的初始参数,很好地弥补了严重事故一体化程序在事故早期热工水力模拟方面精确度不足的缺点,虽然在模型建立和数据连接等步骤上存在一定的近似,但对提高严重事故研究的准确性和可靠性仍具有重要参考意义。

[1] International Atomic Energy Agency．Approaches and Tools for Severe Accident Analysis for Nuclear Power Plants[M]．Austria:IAEA,2008:97-100．

[2] 郎明刚,高祖瑛．严重事故分析程序[J]．核动力工程,2002,23(2):46-50．

[3] 朱继洲．核反应堆安全分析[M]．西安:西安交通大学出版社,2000:173-174．

[4] Idaho．RELAP5/MOD3．3 Code Manual Volume II:Appendix A Input Requirements,2001．NUREG/CR-5535．

[5] R．O．Gauntt,et al．MELCOR Computer Code Manuals,Vol．1:Primer and Users'Guide,Version 1．8．5 May 2001．NUREG/CR-6119．

[6] R．O．Gauntt,et al．MELCORComputer Code Manuals,Vol．3:Reference Manuals,Version 1．8．5 May 2001．NUREG/CR-6119．

[7] NRC．Acceptance criteria for emergency core cooling systems for light water nuclear power reactors,Appendix K,ECCS evaluation models[S]．1992．Code of Federal Regulation,Title 10 Part 50 Section 46．

Study on severe accident for traditional PWR based on RELAP5 and MELCOR combined analysis method

WANG Jue,LIANG Kuo-xing
(ShanghaiJiaotong University,Shanghai 200240,China)

A combined analysis method utilizing thermal-hydraulic system code RELAP5 and severe accident integral code MELCOR is developed to study the transient response of a traditional three-loop PWR under the severe accident TMLB'scenario.In order to utilize RELAP5 to the maximum degree and guarantee the accuracy of system response before entering into severe accident situation,the minimum cutoff temperature for zircaloy oxidation model of MELCOR,default value of 1 100 K,is used as the criterion to switch RELAP5 transient calculation to MELCOR severe accident analysis.Requireddata to initiate MELCOR will be extracted through the major edit of RELAP5 output.The results show that the data transferring process is relatively continuous.As observed in combined calculation,differences to varying degree are concluded comparing the parameters of primary system pressure,core/pressurizer collapsed water level and fuel/cladding temperature calculated by two methods,as well as the timing of core heat transfer degradation and vessel failure.Since system transient responses were calculated by RELAP5 before entering into severe accident,the results from combined calculation are more accurate than the calculation based on MELCOR alone.Consequently,this combined calculation can improve the accuracy and reliability of the severe accident simulation.

2014-12-02

王 珏(1989—),男,陕西榆林人,硕士研究生,现从事核能科学与工程方面研究

RELAP5;MELCOR;Combined Analysis Method;Severe Accident

TL364

A

0258-0918(2016)02-0223-08