TRACE程序在国产先进压水堆核电厂小破口失水事故计算中的应用

乔雪冬，毕金生，孙 微，靖剑平，王昆鹏，张春明，贾 斌

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100042)

TRACE程序在国产先进压水堆核电厂小破口失水事故计算中的应用

乔雪冬，毕金生，孙 微，靖剑平，王昆鹏，张春明，贾 斌

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100042)

本文利用反应堆热工水力软件TRACE对三回路国产先进压水堆发生小破口失水事故进行模拟计算，得到事故过程中反应堆系统压力、水位、破口流量的变化和安注系统的投入情况，将计算结果与CATHARE程序的计算结果进行对比、分析和讨论，两程序计算结果在趋势上较符合，验证了TRACE程序在计算小破口事故的准确性。

小破口；TRACE；先进压水堆；失水事故

1 引言

TRACE程序(TRAC/RELAP Advanced Computational Engine)是由美国核管会(USNRC)在传统核电厂系统分析程序TRAC、RELAP等基础上开发的专门用于核电厂安全分析的热工水力学程序[1]，用于模拟轻水堆、沸水堆以及试验台架的LOCA、运行瞬态和其他事故工况。此程序已被纳入USNRC最新开发的先进安全分析程序中，目标是将NRC传统的安全分析程序(TRAC、RELAP5等)整合和发展成为一套更有效率的、现代化的热工水力安全分析软件以适应今后的核安全审评工作[2]。M. Avramova等在2012年利用OECD与NRC联合完成的PSBT基准例题数据进行了TRACE 程序在水蒸气产生和分布方面的验证计算[3]，取得了较满意的结果；Jong-Rong Wang等利用马鞍山压水堆核电厂瞬态运行数据对TRACE 程序在失流、汽轮机停机等事故的应用进行了评价[4]；冯进军等利用PARCS/TRACE/ROBIN等程序耦合计算了秦山二期的弹棒事故并与核电厂安全分析报告结果进行了对比[5]。

反应堆冷却剂丧失事故是TRACE 程序开发的主要目的之一，其中，小破口事故过程时间较长、事故各阶段热工水力学现象特点显著，是考验应急堆芯冷却系统等专设安全设施可靠性的典型事故，因此有必要利用TRACE程序对国产先进核电厂的小破口事故进行模拟计算，验证其计算结果的可信性，支持核电厂安全分析和安全评价工作。

2 事故描述

反应堆冷却剂系统的管道破裂或在第一个隔离阀内与该系统相连的任何管道破裂定义为失水事故(LOCA)。等效直径在9.5～25mm之间的破口被定义为小破口事故[6]。以往的计算和实验数据，特别是三哩岛事故的经验表明，小破口事故虽然冷却剂丧失相对较少、泄压程度相对较低，但由于其事故过程长、系统降压过程波动较大等特点，其导致严重事故后果的可能性也不容忽视。因此，本课题专门对等效直径为25mm的小破口事故进行模拟计算分析。

等效直径在9.5mm到25mm范围的小破口属于Ⅲ类工况事件，为稀有事件，一般的，事故过程中稳压器水位不能保持；RCS要卸压，中压安注泵将投入。

事故过程中引起的反应堆保护主要有：

a) 下列信号使反应堆紧急停堆：

——稳压器压力低。

b) 下列信号之一触发安注系统：

——稳压器压力低；

——安全壳压力高。

c) 当一回路压力低于安注箱排放压力整定值时，安注箱开始向反应堆冷却剂环路注水。

d) 紧急停堆引起下列动作：

——汽轮机进汽阀关闭；

——与平均温度低符合隔离主给水的主调节阀管线，并且使正常旁路给水阀开启到某一固定位置。

e) 下列信号之一触发辅助给水系统：

——安注信号；

——主给水泵跳闸。

f) 下列信号使快速冷却启动：

——安注信号。

快速冷却定义为通过蒸汽发生器二次侧大气释放阀对反应堆冷却剂进行100℃/h的快速冷却，直到二回路蒸汽压力降低到4.5MPa，或操纵员干预时结束。

g) 下列信号触发反应堆冷却剂泵停运：

——安注信号与反应堆冷却剂泵进、出口压差低信号符合。

3 分析方法

3.1 计算机程序

相对于传统热工水力学程序(如CATHARE等)利用剩余容积份额和相间质能传递近似等处理方法[7]，TRACE 程序使用了非平衡、非均匀流体动力学模型，能够较为精确的处理相变问题，可对反应堆压力容器内冷却剂进行三维热工水力计算，并可提供耦合三维中子动力学程序的接口，是目前在计算方法上较为先进的事故分析程序。

TRACE程序对流体的模拟遵循守恒方程的基本原理，同时在数值计算方法中考虑了壁面和相间界面热流密度引起的参数的散度，以及界面上应力张量引起的变化，考虑到这些修正和影响后的控制方程为：

质量方程：

动量方程：

能量方程：

=-P

qωg+qωl+qdl+qdg.

其中，

qil=hilαi(Tsv-Tl)

3.2 分析模型

根据三回路压水堆核电厂的特点，将系统做了以下节块划分，反应堆系统节块图如图1所示。模型共设置三个环路，分别为LOOP1、LOOP2和LOOP3，每个回路由一个热管段、一个冷管段、一台主冷却剂泵和一台SG组成。此外，模型中还包含稳压器系统、主蒸汽管道系统、安注系统、上充下泄系统、轴封系统等。

图1 反应堆系统节点划分Fig.1 Nodalization of Reactor system

整个压力容器部分用25个水力学控制体进行模拟，具体部件号和水体描述见表1。图2为堆芯部件和系统的节块图。

表1 压力容器水力部件描述Table 1 Description of hydraulic components for vessel

续表

图2 压力容器节块示意图Fig.2 Nodalization of vessel

由图2所示，模型中压力容器中的下降段分为112、114、116三块，用于对应三个回路的冷段，并通过多重接管相互连接，实现冷却剂的横向交混流动。堆芯处根据机组的燃料分区情况分为5个区：122、124、126、128和130，135为旁通通道。

3.3 分析假设

采用较为保守的边界和初始条件，以使假设的事故后果更为恶劣，采取假设条件如下：

运行点和初始条件：

——机组初始运行功率为满功率加上最大的稳态测量误差；

——反应堆冷却剂平均温度初始值为其名义值加上最大稳态控制范围和测量误差；

——初始稳压器压力为额定值加上最大的稳态波动和测量误差，以便延迟紧急停堆和安注信号；

——一回路流量为热工设计流量；

——总的堆芯旁通流量取最大，为6.5%；

——10%蒸汽发生器传热管堵塞。

事故工况：

——假设破口出现在泵和反应堆压力容器进口之间的冷管段。

因为安全壳压力不起重要作用，所以最不利的一种能动故障是产生最小安注流量的故障，即柴油发电机故障，它能使一台中压泵和一台低压泵同时丧失。

4 分析结果

TRACE程序模型计算得到的事故序列详见表2，为了验证程序的计算，将计算结果与传统压水堆系统程序CATHARE的计算结果进行了对比。通过对比可知，两个序列发展的基本趋势一致，TRACE程序的结果从整体上看系统降压速度较快，导致停堆信号、安注信号触发也相对较快。而反应堆冷却剂泵停运的触发信号主要是由主泵两侧压差决定，这涉及程序模型对整个系统压力分布的计算和泵模型的选择等各种因素，因此两程序在停泵时间的判断上产生一定差异。主泵停运在一定程度上导致堆芯冷却能力的降低，系统压力会有一定程度的上升，但总体波动幅度不大，不会产生威胁堆芯安全的影响。

表2 事故序列Table 2 Sequence of events

0s时刻破口发生，冷却剂有一回路冷段破口向安全壳内喷放，导致稳压器水位、压力迅速下降，如图3所示，相比CATHARE程序的计算结果，TRACE程序计算的压力降低得更为快速，导致更快的触发反应堆停堆信号而引发停堆保护。此结果导致了与CATHARE程序结果的第一个不同：由于CATHARE程序计算的压力降低速度较慢，使得反应堆停堆动作相对较慢，在停堆之前，400s时刻系统压力已经降低到一个变化相对较缓慢的压力平台，由于此时还未达到稳压器压力低停堆信号，因此整个系统在正常功率水平之下维持较高压力运行了一段时间，直至压力缓慢下降至触发停堆，反应堆功率下降。

一般来说，破口事故的喷放阶段前期，一回路系统压力还远大于二回路压力的情况下，其稳压器压力应该还有较大的下降空间，因此，TRACE的计算结果应更为合理，此处的差异还需要试验数据的进一步验证。

图3 稳压器压力Fig.3 Pressure of Pressurizer

两种计算结果显示，反应堆系统在事故的1000s左右，一回路系统压力进入压力平台期，即此时一回路的压力下降不明显，堆芯内的余热主要靠一回路、二回路的自然循环导出。不同的是，CATHARE程序结果有较大的压力波动，因为在此时刻，主泵因两侧压差低触发停运，导致了堆芯冷却的进一步恶化而使压力上升，而TRACE程序结果则较平稳的下降，其结果中，主泵的停运触发是在约1300s时刻，此时系统压力已经降低到一个较低水平，因此主泵导致的压力波动不显著，这是两程序结果的第二个较明显的不同。反映到破口流量上，也显示了与压力变化一致的变化特征，在1000s时刻后的一段时间内，TRACE程序结果较为平缓而CATHARE程序结果则出现了一个较为明显的破口流量上升，但随着系统压力的进一步下降，两种计算都显示了压力、流量逐步下降的趋势，且整体符合较好，具体见图4所示。

图4 破口流量Fig.4 Break Flowrate

由于计算假设了产生最小安注流量的故障，即柴油发电机故障，它能使一台中压泵和一台低压泵同时丧失。因此，安注流量采用了合理假设范围内最小的值。中、低安注泵的总流量是与系统压力相关的，所以在安注箱投入之前，安注的流量是与系统压力变化相关的，由于CATHARE程序计算结果中，压力在1000s时刻后出现一个较小的峰值，相应的，安注流量在此刻也出现了一个相对低值，除此之外，两种计算的结果符合的比较好。在事故后期4500s之后，由于安注箱的开始投入，安注流量会出现较为明显的振荡上升现象，这是由于系统压力与安注箱压力较为接近的原因，随着系统压力的进一步下降，安注流量会逐渐平稳，具体见图5所示。

图5 安注流量Fig.5 Safety Injection flowrate

由于TRACE程序对破口流量的估计结果偏低，导致总的堆内失水总量相对较少，因此堆芯一直保持较高的水位，并且，前期失水量不足以使堆芯上部出现汽水分离界面，所以在事故前、中期，堆芯水位没有明显的下降。两种计算都证明了，在整个事故过程中，堆芯水位有较小幅度的下降，但始终能保持堆芯淹没的状态，不会出现堆芯组件失水过热的现象，具体见图6所示。

图6 堆芯水位Fig.6 Core water Level

5 结论

本文针对三回路国产先进压水堆核电厂，利用TRACE程序建立系统模型，进行了冷段发生小破口失水事故分析，并与传统压水堆系统程序CATHARE的计算结果进行了对比，结果表明：

1) TRACE和CATHARE程序对冷段小破口事故的计算都表明在事故进程中堆芯一直处于可冷却状态，反应堆是安全的；

2) TRACE程序对于系统压力、水位、流量的计算合理，在破口流量和破口导致的压力变化上，TRACE与CATHARE程序计算结果存在偏差，但参数变化总体趋势是基本一致的；

3) TRACE程序在事故前期喷放阶段对压力的计算结果与CATHARE程序存在不同，TRACE程序计算的一回路压力平台区发生在稳压器压力降至稍大于二回路压力之时，这个结果更为符合传统压水堆小破口事故分析的一贯看法。

[1] TRACE V5.0 USER’S MANUAL[R]. U. S. Nuclear Regulatory Commission，2010.

[2] Jong-Rong Wang，Hao-Tzu Lin，Chunkuan Shih. Assessment of the TRACE Code Using Transient Data from Maanshan PWR Nuclear Power Plant[R]. Office of Nuclear Regulatory Research U.S. Nuclear Regulatory Commission，Washington，DC，20555-0001，2010.6.

[3] M. Avramova，A. Velazquez-Lozada，A. Rubin1. Compa-rative Analysis of CTF and Trace Thermal-Hydraulic Codes Using OECD/NRC PSBT Benchmark Void Distribution Database[J]. Science and Technology of Nuclear Installations，2012，2013(6).

[4] Jong-Rong Wang，Hao-Tzu Lin，Chunkuan Shih. Assessment of the TRACE Code Using Transient Data from Maanshan PWR Nuclear Power Plant[R]. U.S. Nuclear Regulatory Commission. NUREG/IA-0241.

[5] 冯进军，胡威，周克峰，等. 用PARCS/TRACE/ROBIN 程序系统研究秦山二期弹棒事故[J].核科学与工程，2015(3).

[6] 俞尔俊，李吉根. 核电厂核安全[M]. 北京：原子能出版社，2010：125-132.

[7] 黄彦平、曹念、文彦，等.CATHARE程序的主要特征及应用[J]. 核动力工程，2003，12：540-544.

[8] TRACE V5.0 THEORY MANUAL[R]. U.S. Nuclear Regulatory Commission，2010.

[9] Symbolic Nuclear Analysis Package(SNAP)User’s Manual[R]. Applied Programming Technology，Inc.

SmallBreakLOCAaccidentcalculationofthree-loopDomesticAdvancedPWRbyusingthecodeofTRACE

QIAOXue-dong,BIJin-sheng,SUNWei,JINGJian-ping,WANGKun-peng,ZHANGChun-ming,JIABin

(Nuclear and Radiation Safety Center, MEP, Beijing 100042)

In this paper SB-LOCA accident calculation of three-loop Domestic Advanced PWR is carried out by the reactor thermal hydraulic code of TRACE，the results include reactor system pressure，core water level，break flow rate and safety injection system operating condition. Further the calculation results are compared with the ones got with CATHARE code to make verification that whether the results we got are correct.

Small Break；TRACE；Advanced PWR；LOCA

2017-05-11

大型先进压水堆及高温气冷堆电站国家科技重大专项：CAP1400安全审评关键技术研究(2013ZX06002001);大型先进压水堆及高温气冷堆电站国家科技重大专项：CAP1400核安全监管重要试验验证(2015ZX06002007)

乔雪冬(1979—)，男，内蒙古呼伦贝尔人，博士，核反应堆热工水力与安全分析方面研究

贾 斌：jiabin@chinansc.cn

TL33

A

0258-0918(2017)06-1026-07