林誠(chéng)格,劉志弢,趙瑞昌 (國(guó)家核安全局,北京 00035;國(guó)家核電技術(shù)公司,北京 0090)

壓水堆失水事故最佳估算方法研究

林誠(chéng)格1,劉志弢2,趙瑞昌2(1國(guó)家核安全局,北京 100035;2國(guó)家核電技術(shù)公司,北京 100190)

傳統(tǒng)使用的失水事故分析模型和方法被公認(rèn)是極度保守的,它帶來(lái)不必要的過(guò)量裕度,限制了運(yùn)行核電廠和新建核電廠的功率提高,并限制了運(yùn)行的靈活性。最佳估算方法的發(fā)展和應(yīng)用為消除這些不必要的限制提供了可能。本文介紹了壓水堆失水事故最佳估算方法的進(jìn)展;敘述了最佳估算方法及評(píng)價(jià)方法,特別是不確定性分析方法,介紹了目前已獲使用的最佳估算程序。

失水事故;最佳估算;不確定性分析;CSAU;ASTRUM

1 概述

冷卻劑喪失事故(Lost of coolant accident,簡(jiǎn)稱(chēng)LOCA),是指反應(yīng)堆冷卻劑流失速率超過(guò)正常補(bǔ)給系統(tǒng)補(bǔ)給能力的事故,對(duì)輕水堆,也叫做失水事故。一回路一根管道或輔助系統(tǒng)的管道破裂,一回路或輔助系統(tǒng)管道上的閥門(mén)意外打開(kāi)或不能關(guān)閉,輸送一回路介質(zhì)的泵的軸封或閥桿泄漏等,均可能引起失水事故。

失水事故是輕水堆核電廠最重要的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故之一。發(fā)生失水事故,意味著堆芯內(nèi)冷卻條件惡化,堆芯內(nèi)積蓄的大量熱量和裂變產(chǎn)物的衰變熱無(wú)法導(dǎo)出,其后果甚至可能導(dǎo)致輕水堆核電廠縱深防御體系的四道屏障——元件芯塊、包殼、一次壓力邊界和安全殼功能全部喪失。

失水事故的后果隨著破口的大小、位置和裝置的初始狀態(tài)的不同而不同,在 AP600/ AP1000的事故分析中,凡破口總截面等于或大于1.0 ft2(合0.09 m2),即定義為大破口;而破口總截面小于 1.0 ft2,則定義為小破口[1]。

AP600/AP1000失水事故的發(fā)展階段如下(如圖 1所示)：

?噴放(Blowdown)階段,從發(fā)生破口、緊急停堆、觸發(fā)CMT和安注箱注水到堆芯、直到噴放結(jié)束。

?再充水(Refill)階段,堆芯底部開(kāi)始恢復(fù)充水。

?再淹沒(méi)(Reflood)階段,包殼峰值溫度發(fā)生、安注箱排空、CMT重新注水。

?長(zhǎng)期冷卻(Long-term cooling)階段, ADS啟動(dòng)、IRWST排空和通過(guò)地坑再循環(huán)。

圖 1 AP 600小破口失水事故中系統(tǒng)壓力的變化[2]

LOCA的驗(yàn)收準(zhǔn)則由 10CFR50.46[3]規(guī)定如下：

?計(jì)算的最高燃料包殼溫度(Peak Cladding Temperature,PCT)不應(yīng)超過(guò)1477 K。

?包殼局部最大氧化量(Localized Maxi--1-mum Oxidation,LMO)不應(yīng)超過(guò)氧化前總包殼厚度的17%。

?堆芯燃料包殼與水和蒸汽氧化反應(yīng)(Core Wide Oxidation,CWO)生成氫氣量,不超過(guò)假設(shè)反應(yīng)堆中全部鋯與水反應(yīng)所釋氫總量的1%。

?堆芯保持可冷卻的幾何形狀。

?堆芯溫度保持低值,堆芯長(zhǎng)壽命放射性產(chǎn)生的衰變熱在所需的長(zhǎng)時(shí)間內(nèi)能排出。

LOCA的評(píng)價(jià)模型、數(shù)據(jù)和分析方法由10CFR50.46的附錄K規(guī)定。

2 最佳估算方法的研究進(jìn)展

1974年,美國(guó) NRC發(fā)布了輕水反應(yīng)堆LOCA事故分析的基本準(zhǔn)則10CFR50.46及其附錄K,首次以法規(guī)的形式確立了輕水反應(yīng)堆LOCA事故分析時(shí)必須遵守的保守性準(zhǔn)則。當(dāng)時(shí)為界定數(shù)據(jù)和模型的不確定性,不得不在事故分析的各方面均人為引入足夠的保守度。這一法規(guī)得到了世界各國(guó)核安全監(jiān)管部門(mén)的廣泛接受,成為輕水堆保守性事故分析的國(guó)際通用規(guī)范。最為典型的基于附錄 K的保守性事故分析程序有RELAP4/MOD6,RETRAN-02等。

此后,為了在分析中盡可能精確地反映反應(yīng)堆的真實(shí)情況,國(guó)際上針對(duì)LOCA事故開(kāi)展了廣泛而深入的研究。其中,由美國(guó)、日本、德國(guó)的核安全監(jiān)管部門(mén)、科研機(jī)構(gòu)、企業(yè)聯(lián)合開(kāi)展的 2D/3D研究計(jì)劃成功實(shí)施,研究側(cè)重于多維物理現(xiàn)象和比例分析方法,為推進(jìn) LOCA事故研究做出了重要貢獻(xiàn)[4]。在此期間建成的試驗(yàn)裝置主要有全尺寸上腔室試驗(yàn)裝置[5](UPTF)、大比例圓柱狀堆芯試驗(yàn)裝置[6](CCTF)、平板堆芯試驗(yàn)裝置(SCTF)[7]等。

以上工作促進(jìn)了對(duì)LOCA事故的現(xiàn)實(shí)性方法的研究[8]。1988年 9月,NRC修訂了10CFR50.46,保持LOCA驗(yàn)收準(zhǔn)則不變,但在LOCA事故分析所采用的計(jì)算機(jī)程序中,允許采用更為真實(shí)的物理模型。隨后在 1989年頒布的監(jiān)管導(dǎo)則 RG1.1.57[9],就最佳估算程序及允許采用的模型、經(jīng)驗(yàn)關(guān)系、數(shù)據(jù)、模型的評(píng)估程序和方法等做出了明確規(guī)定。RG1.157導(dǎo)則還規(guī)定要做不確定性分析,用統(tǒng)計(jì)處理方法得出總的計(jì)算不確定性。1989年Boyack.B等人提出了程序的比例模擬、適用性和不確定性分析方法(Code Scaling,Applicability and Uncertainty,CSAU)[10]。

2005年,美國(guó)NRC發(fā)布了標(biāo)準(zhǔn)審查大綱(Standard Review Plan)[11]的第15.0.2部分,規(guī)定了事故和瞬態(tài)分析模型和計(jì)算機(jī)程序的審查程序和驗(yàn)收準(zhǔn)則,其中包括失水事故最佳估算不確定性估計(jì)的方法。此外,NRC還發(fā)布了監(jiān)管導(dǎo)則 RG1.203[12],提出了評(píng)價(jià)模型開(kāi)發(fā)與核定過(guò)程順序(Evaluation Model Development and assessment process,EMDAP)。EMDAP是CSAU方法的應(yīng)用和發(fā)展,遵循了CSAU方法的基本原則,同時(shí)更側(cè)重于強(qiáng)調(diào)以目標(biāo)定義、功能要求和核定步驟為基礎(chǔ),以評(píng)價(jià)模型準(zhǔn)確性為方向的評(píng)價(jià)模型開(kāi)發(fā)的過(guò)程順序。

就失水事故的最佳估算方法而言,首個(gè)經(jīng)NRC審查批準(zhǔn)的最佳估算方法是美國(guó)西屋公司基于CSAU的分析方法。該方法使用了蒙特卡羅取樣和響應(yīng)面法(Response Surface Technique)來(lái)估算PCT的不確定度分布,其結(jié)果成為 PCT的取證基準(zhǔn)[13]。2004年,西屋公司在原有基礎(chǔ)上進(jìn)一步改進(jìn),采用有序統(tǒng)計(jì)(Order Statistics)法,提出了不確定性高級(jí)統(tǒng)計(jì)處理方法(Advanced Statistical Treatment Of Uncertainty Method,ASTRUM)[14]。至2006年,共有 24個(gè)核電廠采用了西屋公司 1996年和1999年獲準(zhǔn)使用的最佳估算LOCA方法,共有10個(gè)核電廠采用了ASTRUM方法[15]。

法國(guó)法馬通ANP所提出的現(xiàn)實(shí)性LBLOCA方法于2003年得到NRC批準(zhǔn)。該方法遵循了CSAU方法的基本步驟,使用了非參數(shù)次序統(tǒng)計(jì)方法[16]。德國(guó)允許最佳估算程序與保守性初始和邊界條件結(jié)合使用,德國(guó)的反應(yīng)堆安全委員會(huì)提出了 LOCA取證分析的推薦方法[17]。加拿大核安全委員會(huì)也就最佳估算和不確定性分析方法開(kāi)展研究,形成了安全評(píng)價(jià)的導(dǎo)則[18]。

3 最佳估算方法

3.1 最佳估算的定義

顧名思義,最佳估算就是估算盡可能地接近物理現(xiàn)象的真實(shí)情況。根據(jù)IAEA定義[19],最佳估算事故分析應(yīng)符合以下三個(gè)條件：對(duì)于選定的接受準(zhǔn)則,不人為引入悲觀性;使用最佳估算程序;進(jìn)行不確定性分析。而最佳估算程序的兩個(gè)基本特征為：對(duì)于選定的接受準(zhǔn)則,不引入有意的悲觀性;對(duì)于需要模擬的物理過(guò)程,程序包含足夠詳細(xì)的模型。

與保守性事故分析相比,最佳估算分析利用盡可能詳細(xì)的模型而不是簡(jiǎn)單的模型來(lái)保證結(jié)果更為接近物理現(xiàn)實(shí),用不確定性分析來(lái)界定分析結(jié)果與物理現(xiàn)實(shí)之間的差距 (如圖2[20]所示)。

圖2 最佳估算方法和安全余量

3.2 最佳估算模型與保守模型的比較

RG1.157中提出的最佳估算模型和10CFR50.46附錄K的保守模型比較列于表1中。值得指出的是,最佳估算模型還給出了ECC旁路的模型評(píng)價(jià)程序和試驗(yàn)數(shù)據(jù)[21,22]。

表1 RG 1.157中提出的最佳估算模型和10CFR 50.46附錄K的保守模型比較

續(xù)表

續(xù)表

3.3 安全分析評(píng)價(jià)模型

用于安全分析的各種評(píng)價(jià)模型方案如表 2所示。

表 2 用于安全分析的各種評(píng)價(jià)模型方案

表中方案 1的方法是完全的保守性分析方法,普遍應(yīng)用于較早的安全分析中。方案 2和方案 3是目前大多數(shù)國(guó)家進(jìn)行安全分析所采用的方法[65]。但由于存在輸入數(shù)據(jù)保守而使計(jì)算無(wú)法把握某些事故現(xiàn)象等問(wèn)題,美國(guó) NRC不允許使用方案 2,而是同意方案 1或方案 3,方案 3也是能夠定量給出安全余量的唯一方法。方案 4在在安全分析中尚未得到實(shí)際的應(yīng)用。

4 最佳估算的不確定性分析

4.1 最佳估算事故分析中不確定性的來(lái)源

壓水堆核電廠失水事故最佳估算的不確定性來(lái)源可分為三類(lèi)。第一類(lèi)是最佳估算程序中計(jì)算模型對(duì)物理現(xiàn)象的近似,以及程序求解方法中的近似。這是最佳估算不確定性的根本來(lái)源。第二類(lèi)是簡(jiǎn)化的電廠模型對(duì)真實(shí)電廠的近似。這是不確定性的重要來(lái)源。第三類(lèi)是“用戶(hù)效應(yīng)”,即程序用戶(hù)由于經(jīng)驗(yàn)差異或使用疏忽等,導(dǎo)致分析結(jié)果出現(xiàn)不確定性[66]。表 3列出了最佳估算事故分析的主要不確定性來(lái)源及其定量分析的可能性。

對(duì)壓水堆核電廠,程序本身和電廠數(shù)據(jù)的不確定性詳細(xì)來(lái)源列于表 4。

表 3 最佳估算做分析的不確定性來(lái)源分類(lèi)及其定量分析的可能性

表 4 壓水堆核電廠失水事故不確定性來(lái)源

4.2 CSAU方法

CSAU方法是最佳估算不確定性分析的重要方法。CSAU法包括三個(gè)要素。

第一個(gè)要素是確定對(duì)主要安全準(zhǔn)則有主要影響的物理過(guò)程和現(xiàn)象。首先把事件過(guò)程分解成幾個(gè)相關(guān)的時(shí)間段 (如大破口事件中的噴放、再充水和再淹沒(méi)階段),以及把反應(yīng)堆主系統(tǒng)分解成幾個(gè)相關(guān)的空間段 (如燃料棒、堆芯、下腔室等)。接著對(duì)每個(gè)時(shí)間段和空間段確定其主要的過(guò)程和現(xiàn)象的重要度。最終的結(jié)果匯總在現(xiàn)象認(rèn)定排序表中(PIRT,Phenomena Identification Ranking Tab le)。PIRT是CSAU方法中一個(gè)關(guān)鍵的因素。

第二個(gè)要素是評(píng)價(jià)一個(gè)認(rèn)定的計(jì)算機(jī)程序。為此要建立一個(gè)實(shí)驗(yàn)組合 (包括單項(xiàng)效應(yīng)試驗(yàn)和整體效應(yīng)試驗(yàn))來(lái)驗(yàn)證 (確認(rèn))該計(jì)算機(jī)程序,也就是要確認(rèn)在PIRT中認(rèn)定的主要物理現(xiàn)象。試驗(yàn)的比例模型決定了計(jì)算機(jī)程序的偏差程度和不確定性范圍,比例分析(Scaling Analysis)是試驗(yàn)中的一個(gè)關(guān)鍵因素。

第三個(gè)要素是進(jìn)行敏感性分析和不確定性分析。對(duì)最佳估算的一個(gè)主要要求就是要確定計(jì)算機(jī)程序的不確定性。

AP600/AP1000非能動(dòng)安全系統(tǒng)的試驗(yàn)和計(jì)算機(jī)程序驗(yàn)證就是按照NRC所批準(zhǔn)的CSAU方法進(jìn)行的。試驗(yàn)是為了驗(yàn)證計(jì)算機(jī)程序。為了確認(rèn)試驗(yàn)結(jié)果能夠用于鑒定程序,試驗(yàn)要按照CSAU方法中的兩個(gè)關(guān)鍵因素,即PIRT和比例分析的要求來(lái)進(jìn)行。

在USNRC的標(biāo)準(zhǔn)審查大綱(NUREG-0800)和監(jiān)管導(dǎo)則RG1.203中,CSAU方法已經(jīng)成為可接受的程序[67]。CSAU方法流程如圖2所示。

4.3 ASTRUM方法

ASTRUM方法是Automated Statistical Treatment of Uncertainty Method的縮寫(xiě),表示“不確定自動(dòng)統(tǒng)計(jì)處理方法”,是西屋公司近年來(lái)開(kāi)發(fā)的又一種不確定性分析方法。這種方法仍然遵循CSAU方法的步驟,但CSAU方法中的第三個(gè)要素 “不確定性分析”,則由基于有序統(tǒng)計(jì)方法的技術(shù)所代替。

圖2 CSAU方法流程圖

美國(guó)NRC已經(jīng)批準(zhǔn)ASTRUM方法用于二環(huán)路、三環(huán)路和四環(huán)路西屋壓水堆,以及AP600的95/95PCT計(jì)算,并正在審核用于AP1000的PCT計(jì)算。

在使用ASTRUM方法作不確定性分析時(shí), WCOBRA/TRAC程序用于計(jì)算初始條件、功率分布和總體模型的不確定性影響, HOTSPOT程序用于計(jì)算局部模型的不確定性影響。在分析大破口失水事故中,對(duì) 124次運(yùn)算中的每一次獨(dú)立地對(duì)整體模型、初始條件、功率分布和局部模型取樣。被取樣的整體模型、初始條件和功率分布的不確定度成為WCOBRA/TRAC程序運(yùn)算中每一次運(yùn)算的輸入值;熱燃料棒 (線(xiàn)功率最大的燃料棒)的熱工水力邊界條件成為HOTSPOT進(jìn)行局部不確定性計(jì)算的輸入值。

124次運(yùn)算得到的結(jié)果按PCT值從高到低排序。同樣對(duì)最大局部氧化量 (MLO)和全堆芯氧化量 (CWO)按程序作計(jì)算。在ASTRUM應(yīng)用的有序統(tǒng)計(jì)方法中,一個(gè)參數(shù) (如PCT)的極限情況是取置信區(qū)間為95%以?xún)?nèi)的真實(shí)概率為 95%估計(jì)值。

極限PCT、極限MLO和CWO可以來(lái)自同樣的一項(xiàng)計(jì)算,也可以來(lái)自多至三項(xiàng)不同的計(jì)算。因?yàn)槊總€(gè)參數(shù)假定是獨(dú)立于其他兩個(gè)參數(shù)。假設(shè)申請(qǐng)?jiān)S可證用的參數(shù)計(jì)算值相互是獨(dú)立的,是一項(xiàng)保守的假設(shè),因?yàn)閷?shí)際上MLO和SWO與包殼溫度有關(guān)。

5 目前獲準(zhǔn)用于LOCA的最佳估算程序

目前經(jīng)美國(guó)NRC批準(zhǔn)的用于壓水堆核電廠失水事故分析的最佳估算程序主要有TRACPWR、COBRA、RELAP5、TRACE等。目前其他國(guó)家正在使用的程序還有ATHLET和CATHARE程序等。

5.1 WCOBRA/TRAC程序

WCOBRA/TRAC是在美國(guó)太平洋西北實(shí)驗(yàn)室開(kāi)發(fā)的通用熱工水力系統(tǒng)程序COBRA/ TRAC基礎(chǔ)上改進(jìn)的。程序的COBRA部分主要模擬反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)的設(shè)備,TRAC部分主要模擬環(huán)路的設(shè)備,如蒸汽發(fā)生器、主泵、安注箱以及相關(guān)的管路。

根據(jù)CSAU方法,開(kāi)展了WCOBRA/TRAC程序?qū)?AP600大破口失水事故分析。通過(guò)PIRT分析,以及圓柱形堆芯試驗(yàn)裝置(CCTF)和上腔室試驗(yàn)裝置(UPTF)下降段注入試驗(yàn)、噴放和再淹沒(méi)冷卻熱傳遞不確定性分析等,證明了WCOBRA/TRAC程序?qū)P600的適用性。

WCOBRA/TRAC同樣也適用于AP1000 LBLOCA的最佳估算分析,這主要是基于：(1)NRC批準(zhǔn)WCOBRA/TRAC可用于分析AP600和三環(huán)路和四環(huán)路的LBLOCA。(2)分析了AP600和AP1000的非能動(dòng)冷卻特性對(duì)燃料包殼溫度峰值的影響。(3)PIRT分析結(jié)果表明,AP1000、AP600和西屋公司三、四環(huán)路電廠在大破口失水事故條件下的響應(yīng)基本相同。

由于ASTRUM方法的應(yīng)用,WCOBRA/ TRAC要運(yùn)算124次作不確定性分析,程序已有原來(lái)的WCOBRA/TRAC(M 7AR4-AP)和HOTSPOT3.0升版至M 7AP7-AP和HOTSPOT6.1。

5.2 ATHLET程序

ATHLET(Analysis of Thermal Hydrau lics of Leaks and Transients)程序,是由德國(guó)核安全技術(shù)中心(Gesellschaft fǜr Anlagen-und Reaktorsicherheit,GRS)開(kāi)發(fā)的系統(tǒng)分析程序。ATHLET程序的結(jié)構(gòu)采用高度模塊化設(shè)計(jì)。程序主要由熱工流體力學(xué)模塊、熱傳導(dǎo)模塊、中子動(dòng)力學(xué)模塊和通用控制模塊組成。這些模塊又由子模塊組成,模塊通過(guò)輸入數(shù)據(jù)組裝在一起,有效地模擬任何一個(gè)相關(guān)的水堆系統(tǒng)或?qū)嶒?yàn)裝置。這種結(jié)構(gòu)可適應(yīng)多種用途的需要。ATHLET的計(jì)算功能即在這些模塊中實(shí)現(xiàn),例如,基本的一維流體動(dòng)力學(xué)解法、溫度場(chǎng)解法、傳熱系數(shù)選擇及其他一些功能均在一些子模塊中進(jìn)行。當(dāng)?shù)玫礁玫年P(guān)系式或?qū)嶒?yàn)數(shù)據(jù)時(shí),可通過(guò)修改子模塊改進(jìn)程序。

5.3 CATHARE程序

CATHARE(Code for Analysis of Thermal-Hydraulics during an Accidentof Reactor and Safety Evaluation)是由法國(guó)原子能委員會(huì)(CEA)、AREVA公司、EDF公司和法國(guó)核安全防護(hù)研究所 (IPSN)聯(lián)合開(kāi)發(fā)的大型反應(yīng)堆系統(tǒng)安全分析程序。為評(píng)估程序的有效性,分別開(kāi)展了模型的單項(xiàng)效應(yīng)實(shí)驗(yàn)評(píng)估和程序的整體效應(yīng)實(shí)驗(yàn)評(píng)估。模型的單項(xiàng)效應(yīng)試驗(yàn)包括臨界流、流型確定、再淹沒(méi)、蒸汽發(fā)生器和主泵特性等方面的 300多個(gè)試驗(yàn)。這些試驗(yàn)驗(yàn)證了程序的有效性,但同時(shí)表明還有一些問(wèn)題需作深入研究,如沸騰模型的起始點(diǎn)、棒束幾何界面的摩擦等。程序的整體效應(yīng)試驗(yàn)包括在LOBI、LOFT等試驗(yàn)臺(tái)架上開(kāi)展了 21項(xiàng)試驗(yàn)。結(jié)果表明：CATHARE能夠很好地描述小破口或大破口的各種瞬態(tài),但在描述蒸汽發(fā)生器二次側(cè)有關(guān)參數(shù)方面存在偏差。CATHARE2針對(duì)上述問(wèn)題進(jìn)行了研究和優(yōu)化,已被法國(guó)核安全監(jiān)管部門(mén)和企業(yè)界用于安全分析和設(shè)計(jì)。目前的最新版本有CATHARE 2 V2.5-1mod8.1和CATHARE 2 V2.5-2mod2.1,另一版本CATHARE 2 V2.5-3mod2.1預(yù)計(jì)在2011年發(fā)布。

5.4 RELAP5程序

RELAP5(Reactor Excursion and Leak Analysis Program)是美國(guó)愛(ài)達(dá)荷國(guó)家工程實(shí)驗(yàn)室(INEL)為美國(guó)核管會(huì)(USNRC)開(kāi)發(fā)的用于輕水堆瞬態(tài)分析程序,可模擬壓水堆系統(tǒng)的瞬態(tài)過(guò)程,其使用范圍包括失水事故、失流事故、給水喪失事故及未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)(ATWS)、失去廠外電、全廠斷電、汽輪機(jī)脫扣,幾乎覆蓋了核電廠所有的熱工水力瞬態(tài)。20世紀(jì)80年代發(fā)布的RELAP5/MOD3版本,是世界上應(yīng)用最為廣泛的熱工水力系統(tǒng)程序。

5.5 TRACE程序

TRACE(Transient Reactor Analysis Code)程序是基于TRAC/RELAP的高級(jí)計(jì)算程序。自20世紀(jì)70年代,USNRC曾資助了一批用于計(jì)算LOCA的軟件開(kāi)發(fā),包括愛(ài)達(dá)荷國(guó)家實(shí)驗(yàn)室負(fù)責(zé)的RELAP程序、Los Alamos國(guó)家實(shí)驗(yàn)室負(fù)責(zé)的TRAC程序和Brookhaven國(guó)家實(shí)驗(yàn)室負(fù)責(zé)的RAMONA程序等。在實(shí)踐過(guò)程中, TRAC、RELAP5和RAMONA模擬程序在壓水堆和沸水堆的熱工水力分析中得到了廣泛應(yīng)用。1996年,NRC決定,由Los Alamos實(shí)驗(yàn)室、MIT、普渡大學(xué)參加整合上述軟件,開(kāi)發(fā)TRACE程序。在程序開(kāi)發(fā)過(guò)程中,以TRAC-P程序?yàn)榛A(chǔ),將綜合了TRAC-B、RELAP5和 RAMONA程序,升級(jí)為T(mén)RAC4.0,并更名為T(mén)RACE,目前已發(fā)展到TRACE 5.0版。能夠在一維和三維空間建立熱工水力現(xiàn)象的模型,分析壓水堆和沸水堆的大、小破口失水事故和系統(tǒng)瞬態(tài)。

以上介紹的通用程序,用于某一具體設(shè)計(jì)和某一具體事件時(shí),需要通過(guò)類(lèi)似CSAU的評(píng)價(jià)和針對(duì)具體情況的不確定性分析,才能確認(rèn)最佳估算程序的適用性。

6 結(jié)束語(yǔ)

國(guó)際上就壓水堆核電廠失水事故的最佳估算分析開(kāi)展了深入的研究工作,這種方法也正在得到廣泛的應(yīng)用。最佳估算分析方法的進(jìn)一步發(fā)展,以更好反映核電廠安全余量為目標(biāo),以結(jié)果的可溯性和再現(xiàn)性為標(biāo)準(zhǔn),以不確定分析方法的進(jìn)步和最佳估算程序的開(kāi)發(fā)為主要途徑。我國(guó)核電領(lǐng)域有必要高度重視對(duì)壓水堆核電廠失水事故的最佳估算分析的研究,組織力量,努力攻關(guān),為我國(guó)核電自主創(chuàng)新貢獻(xiàn)力量。

[1]林誠(chéng)格,郁祖盛.非能動(dòng)安全先進(jìn)核電廠AP1000.原子能出版社,2008

[2]J.N.Reyes Jr.,L.Hochreiter.Scaling Analysis for the OSU AP600 TestFacility(APEX).Nuclear Engineering and Design.1998,186：53～109

[3]U.S.Nuc lear Regulatory Commmsion Regulations. 10CFR50.Code of Federal Regulations

[4]P.S.Damerell,J.W.Simons.2D/3D Program Work Summary Report,GRS-100 and 101.Prepared Jointly by JAERI, GRS,Siemens UB KWU,U.S.NRC,MPR Associates

[5]R.Emmerling etal.UPTF：Program and System Description, U 9 414/88/023,November 1988

[6]Iguchi et al.Data Report on Large Scale Reflood Test-82—CCTF core II test C2-4.1983

[7]MPR Associates,1989,Research Information Report of The Slab Core Test Facility(SCTF)Core II Test Series. MPR-111

[8]U.S.NRC.Compendium of ECCSResearch for Realistic LOCA Analysis.NUREG-1230,1987

[9]USNuclear Regulatory Commissions.RG 1.157,Best-Estimate Calculationsof Emergency Core Cooling System Performance.May 1989

[10]B.E.Boyack,R.B.Duffey,P.Griffith,et al.Quantifying Reactor Safety Margins,NUREG/CR-5249,1989

[11]NUREG-0800.Standard Review Plan—15.0.2,Review of Transient and Accident Analysis Methods,December 2005

[12]USNRC.Transient and Accident Analysis Methods,R G 1.203.December 2005

[13]U.S.Nuc lear Regulatory Comm ission.Safety Evaluation by the Office of Nuc lear Reactor Regulation Related to Acceptability of the Topical ReportWCAP-12945(P)‘Westinghouse Code Qualification Document for Best-Estimate Loss of Coolant Accident Analysis'for referencing in PWR Licensing Applications,Westinghouse Electric Corporation

[14]Safety Evaluation by the O ffice of Nuclear Reactor Regulation：Topical ReportWCAP-16009-P Revision 0,Realistic Large Break LOCA Methodology using Automated Statistical Treatment of Uncertainty Method(ASTRUM),Westinghouse Electric Company,Project Number 700,TAC NO.MB9483,November 2004

[15]European Best-Estimate LOCA Sem inar,Brussels,Belgium,January 2006

[16]Safety Evaluation by the O ffice of Nuclear Reactor Regulation：TopicalReport EMF-2103(P)Revision 0,Realistic Large Break LOCA Methodology for Pressurized Water Reactors,Project Number 693,TAC NO.MB7554, April 2003

[17]H.Glaeser.Best-estimate Approach in German Licensing, Lecture 28A,Sem inar and Training on Scaling,Uncertainty and 3D Coupled Calculations in Nuclear Technology(3D S. UN.COP 2007),January-February,College Station, Texas,USA

[18]N.K.Popov and J.C.Luxat.Best Estimate and Uncertainty Analysis for CANDU Reactors,Lecture 35A,Sem inar and Training on Scaling,Uncertainty and 3DCoupled Calculations in Nuclear Technology(3D S.UN.COP 2007), January-February,College Station,Texas,USA

[19]International Atomic Energy Agency.Safety Reports Series No.23,Accident Analysis For Nuclear Power Plants.Vienna,2002

[20]IAEA-TECDOC-1539,Use And Development ofCoupled Computer Codes for the Analysis of Accidents at Nuclear Power Plants.IAEA,VIENNA,2007

[21]W.D.Beckner,J.N.Reyes,R.Anderson.Analysis of ECC Bypass Data.U.S.Nuc lear Regulatory Comm ission, NUREG-0573,July 1979

[22]C.J.Crowley et al.1/5-Scale Countercurrent Flow Data Presentation and Discussion,NUREG/CR-2106,November 1981

[23]Lanning,D.D.,Cunningham,M.E.Trends in Thermal Calculations for LightWater Reactor Fuel(1971～1981). 9th water reactor safety research information meeting,Washington,DC,USA,26 Oct 1981

[24]Idaho NationalEngineering Laboratory.MATPRO Version 11 (Revision 2)：AHandbook of Materials Properties for Use in the Analysis of Light-Water Reactor Fuel Rod Behavior, NUREG/CR-0497,Rev.2,August 1981

[25]American Nuclear Society.American National Standard for Decay Heat Power in LightWater Reactors,ANSI/ANS-5.1～1979,August 1979

[26]J.V.Cathcart et al.Zirconium Metal-Water Oxidation Kinetics：IV Reaction Rate Studies,Oak Ridge National Laboratory,ORNL/NUREG-17,August 1977

[27]H.J.Richter.Separated Two-Phase Flow Model：Application to Critical Two-Phase Flow,EPRIReportNP-1800, Electric Power Research Institute,Palo Alto,CA, April 1981

[28]D.Abdollahian et al.Critical Flow Data Review and Analysis,Report NP-2192,Electric Power Research Institute, Palo Alto,CA,January 1982

[29]USNRC.The Marviken Full Scale Critical Flow Tests,Summary Report(Joint Reactor Safety Experiments in the Marviken Power Station,Sweden),NUREG/CR-2671, May 1982

[30]M.Reocreux.Contribution to the Study of Two-Phase Steam-Water Critical Flow,Ph.D.Thesis,L'Universite Scientifique Medicale de Grenoble,1974.(English translation available from NTIS,LIB/Trarns-576.)

[31]N.Abuaf,G.A.Zimmer,B.J.C.Wu.A Study of Nonequilibrium Flashing of Water in a Converging-Diverging Nozzle,NUREG/CR-1864,Vols.1～2(Brookhaven National Laboratory,BNL-NUREG-51317), March 1982

[32]G.L.Sozzi and W.A.Sutherland.Critical Flow of Saturated and Subcooled Water at High Pressure,General Electric Company,GE ReportNEDO-13418,1975.(Available in the NRC Public Document Room.)

[33]R.A.Edwards and T.P.O'Brien.Studies of Phenomena Connected with the Depressurization ofWater Reactois,Nuclear Energy(Journal of the British Nuclear Energy Society),Vol.9,No.2,April 1970

[34]Commissariat a L'Energie Atomique,C.Jeandey et al.Auto vaporisation D'ecoulements Eau/vapeur,Report TT,No. 163,Centre d'Etudes Nucleaires de Grenoble,Dept.des Reacteursa Eau,Service des Transferts Thermiques,Grenoble,France,July 1981.(Copies may be obtained from Maurice Gomolinski,CEA,B.P.No.6,92260 Fontenayaux-Roses Cedex,France.)

[35]C.Jeandey and L.Gros d'A illon.Critical Flows in a Short Super Moby Dick Pipe,Rapport TT/SETRE/7 1,Centre d' EtudesNucleaires de Grenoble,Grenoble,France,September 1983.NRC Translation 1401 available from the NRC Public Document Room(52 FR 6334),accession number 8704060298

[36]J.L.Anderson and W.A.Owca.Data Report for the TPFL Tee/Critical Flow Experiments,NUREG/CR-4164 (EG＆G Idaho,Inc.,EGG-2377),November 1985

[37]J.Reimann and M.Khan.Flow Through a Small Break at the Bottom of a Large Pipe with Stratified Flow,Nuc lear Science and Engineering,Vol.88,pp.297～310,November 1984

[38]V.E.Schrock et al.Steam-Water Critical Flow Through Small Pipes from Stratified Upstream Regions,in Heat Transfer 1986,C.L.Tien,V.P.Carey,and J.K.Ferrell,Editors,Vol.5,pp.2307～2311,Hem isphere Publishing Corp.,242 Cherry St.,Philadelphia,PA 19106,1986

[39]V.E.Schrock etal.Small Break CriticalDischarge-Roles of Vapor and Liquid Entrainment in Stratified Two-Phase Region Upstream of the Break,NUREG/CR-4761(Lawrence Berkeley Laboratory,LBL-22024),December 1986

[40]J.L.Anderson and W.A.Owca.Data Report for the TPFL Tee/Critical Flow Experiments,NUREG/CR-4164 (EG＆G Idaho,Inc.,EGG-2377),November 1985

[41]J.Reimann and M.Khan.Flow Through a Small Break at the Bottom ofa Large Pipe with Stratified Flow,Nuc lear Science and Engineering,Vol.88,pp.297～310, November 1984

[42]V.E.Schrock et al.Steam-Water Critical Flow Through Small Pipes from Stratified Upstream Regions,in Heat Transfer 1986,C.L.Tien,V.P.Carey,and J.K.Ferrell,Editors,Vol.5,pp.2307～2311,Hem isphere Publishing Corp.,242 Cherry St.,Philadelphia,PA 19106,1986

[43]V.E.Schrock et al.Small Break Critical Discharge-Roles of Vapor and Liquid Entrainment in Stratified Two-Phase Region Upstream of the Break,NUREG/CR-4761(Lawrence Berkeley Laboratory,LBL-22024),December 1986

[44]W.D.Beckner and J.N.Reyes.Research Information Letter No.128,PWR Lower Plenum Refill Research Results, USNRC,December 8,1981

[45]W.D.Beckner,J.N.Reyes,R.Anderson.Analysis of ECC Bypass Data,U.S.Nuclear Regulatory Comm ission, NUREG-0573,July 1979

[46]C.J.Crow ley et al.1/5-Scale Countercurrent Flow Data Presentation and Discussion,NUREG/CR-2106(Creare Incorporated,Creare TN-333),November 1981

[47]A.A lessadrini,G.Peterlongo,R.Ravetta.Large Scale Experimentson HeatTransfer and Hydrodynamicswith Steam-Water Mixtures.Critical Heat Flux and Pressure Drop Measurements in Round Vertical Tubes at the Pressure of 51 kg/ cm2 abs,Centro InformazioniStudi Esperienze,Milan,Italy,CISE-R 86,1963.(Available from NTIS.)

[48]E.Janssen and J.A.Kervinen.Two-Phase Pressure D rop Across Contractions and Expansions：Water-Steam Mixtures at 600 to 1400 psia,AECR＆DReportGEAP-4622,1964. (Available in the NRC Public Document Room.)

[49]E.Janssen and J.A.Kervinen.Two-Phase Pressure D rop in Straight Pipes and Channels：Water-Steam Mixtures at 600 to 1400 psia,AEC R＆D Report GEAP-4616,1964. (Available in the NRC Public Document Room.)

[50]R.T.Lahey,B.S.Shiralkar,D.W.Radcliffe.Two-Phase Flow and Heat Transfer in Multirod Geometries：Subchannel and Pressure Drop Measurements in a Nine-Rod Bundle for Diabatic and Adiabatic Conditions,AEC R＆D Report GEAP-13049,General Electric Company, March 1970

[51]G.L.Yoder et al.Dispersed Flow Film Boiling in Rod Bundle Geometry-Steady State Heat Transfer Data and Correlation Comparisons,NUREG/CR-2435(ORNL-5822), April 1982

[52]D.G.Morris et al.Dispersed Flow Film Boiling of High PressureWater in a Rod Bundle,NUREG/CR-2183(Oak Ridge National Laboratory,ORNL/TM-7864), September 1982

[53]N.Lee et al.PWR FLECHT-SEASET Unblocked Bundle, Forced and Gravity Reflood Task Data Evaluation and Analysis Report,NUREG/CR-2256(WCAP-9891, EPRINP-2013),November 1981

[54]R.C.Gottula et al.Forced Convective,Nonequilibrium, Post-CHF Heat Transfer Experiment Data and Correlation Comparison Report,NUREG/CR-3193(EG＆G Idaho, Inc.,EGG-2245),April 1985

[55]G.L.Yoder.Rod Bundle Film Boiling and Steam Cooling Data Base and Correlation Evaluation,NUREG/CR-4394 (ORNL/TM-9628),August 1986

[56]T.M.Anklam et al.Experimental Investigations of Uncovered-Bundle Heat Transfer and Two-Phase Mixture-Level Swell Under HighPressure Low Heat-Flux Conditions, NUREG/CR-2456(Oak Ridge National Laboratory, ORNL-5848),April 1982

[57]G.L.Yoder et al.High Dryout Quality Film Boiling and Steam Cooling Heat Transfer Data from a Rod Bundle, NUREG/CR-3502(Oak Ridge National Laboratory, ORNL/TM-8794),January 1984

[58]S.Wong and L.E.Hochreiter.Analysis of the FLECHTSEASET Unblocked Bundle Steam Cooling and Boiloff Tests, NUREG/CR-1533(Westinghouse Electric Corporation, WCAP-9729,EPRINP-1460),March 1981

[59]M.J.Loftus et al.PWR FLECHT SEASET 21-Rod Bundle Flow Blockage Test Data and Analysis Report,NUREG/ CR-2444,Vol.1～2(Westinghouse Electric Corporation, WCAP-9992,EPRINP-2014),September 1982

[60]T.M.Anklam et al.Experimental Investigations of Uncovered-Bundle Heat Transfer and Two-Phase Mixture-Level Swell Under HighPressure Low Heat-Flux Conditions, NUREG/CR-2456(ORNL-5848),April 1982

[61]T.M.Anklam.ORNL Small-Break LOCA Heat Transfer Series I：Two-Phase M ixture Level Swell Results, NUREG/CR-2115(ORNL/NUREG/TM-447),September 1981

[62]S.Wong and L.E.Hochreiter.Analysis of the FLECHTSEASET Unblocked Bundle Steam Cooling and Boiloff Tests, NUREG/CR-1533(WCAP-9729,EPRINP-1460), March 1981

[63]D.Jowitt.A New Voidage Correlation for Level Swell Conditions,Winfrith UK,AEEW-R-1488,December 1981. (Available in the NRCPublic Document Room.)

[64]Compendium of ECCS Research for Realistic LOCA Analysis,NUREG-1230,December 1988

[65]IAEA.Safety Assessment and Verification for Nuclear Power Plants,IAEA Safety Standards Series No.NS-G-1.2, IAEA,Vienna,2001

[66]T.Wickett et al.Report of the Uncertainty Methods Study for Advanced Best Estimate Thermal Hydraulic Code Applications,2 vols,Rep.NEA/CSNIR(97)35,OECD,Paris,1998

[67]NUREG-0800,Standard review plan—15.0.2,Review of Transient and Accident AnalysisMethods,December 2005

Study on Realistic Best Estimate Methodology of PWR LOCA

LIN Chengge1,LIU Zhitao2,ZHAO Ruichang2
(1National Nuclear Safety Administration,Beijing 100035,China;2State Nuclear Power Technology Corporation Ltd,Beijing 100190,China)

The traditional evaluation models and methodologies of LOCA analysis are recognized as highly conservative,which both limits the power up rating of the operating and newly-built NPPs and restricts the flexibility of operation.The best estimatemethodology p rovides a perspective way to eliminate the above restricts.An introduction wasmade on status of the bestestimatemethodology of PWR LOCA. The best estimate method and its evaluation models,especially the uncertainty analysis methods,were given in the paper.The best-estimate computer codes being approved to usewere also p resented.

LOCA;best estimate;uncertainty analysis;CSAU;ASTRUM