倪陳宵+湯微建+王章立+路璐+蔡孝玉

摘要：核電廠安全系統(tǒng)的一項(xiàng)重要設(shè)計(jì)功能就是在失水事故下為反應(yīng)堆堆芯提供足夠的冷卻。在核電廠設(shè)計(jì)過(guò)程中，需要通過(guò)安全分析來(lái)論證安全系統(tǒng)能夠在失水事故下為堆芯提供足夠的冷卻，過(guò)程中涉及大量的接口參數(shù)傳遞和數(shù)據(jù)處理。傳統(tǒng)的分析流程受到設(shè)計(jì)工具、設(shè)計(jì)進(jìn)度的影響，分析效率較低，并且不利于核電廠的安全性。通過(guò)本文的研究，開(kāi)發(fā)了核電廠失水事故后長(zhǎng)期冷卻一體化分析工具，依靠軟件工程規(guī)范和固化了分析流程，實(shí)現(xiàn)了結(jié)果的可重復(fù)性，大大提高了分析效率，實(shí)現(xiàn)了真正的迭代計(jì)算，并且釋放了傳統(tǒng)分析中的保守性，提高了核電廠在事故下的安全性。

關(guān)鍵詞：事故分析；分析流程；計(jì)算迭代；程序開(kāi)發(fā)

中圖分類號(hào)：TL364 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：A 文章編號(hào)：1007-9416（2017）06-0156-02

1 背景和目的

核電廠安全系統(tǒng)的一項(xiàng)重要設(shè)計(jì)功能就是在失水事故（LOCA）下為反應(yīng)堆堆芯提供足夠的冷卻。失水事故后長(zhǎng)期冷卻分析的目的是論證安全系統(tǒng)能夠在失水事故下為堆芯提供足夠的冷卻，過(guò)程中主要采用3個(gè)分析程序，分別是計(jì)算包括堆芯參數(shù)在內(nèi)的反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)長(zhǎng)期冷卻分析程序（RCSCORE程序）、為RCSCORE提供安全殼壓力溫度響應(yīng)參數(shù)的安全殼分析程序（CNTMT程序）、以及為CNTMT分析提供破口質(zhì)量和能量釋放的破口質(zhì)能釋放分析程序（BREAKME程序），程序之間詳細(xì)的參數(shù)接口關(guān)系見(jiàn)第2節(jié)。在傳統(tǒng)的分析流程中，分別由不同的工程師使用RCSCORE、CNTMT和BREAKME程序完成相應(yīng)的分析，過(guò)程中涉及大量的接口參數(shù)傳遞和數(shù)據(jù)處理，接口關(guān)系非常復(fù)雜，需要進(jìn)行迭代分析。由于開(kāi)展完整的迭代分析耗時(shí)長(zhǎng)（近一個(gè)月），考慮到設(shè)計(jì)進(jìn)度，三個(gè)程序較難在同一個(gè)時(shí)間段內(nèi)完成分析，通常都是基于保守性假設(shè)開(kāi)展各自的分析，后續(xù)再根據(jù)需要對(duì)比各個(gè)分析假設(shè)的保守性。這樣的操作方式不僅分析效率低，而且分析過(guò)程中通常引入了更多的保守性，得到的分析結(jié)果常常更加極限，給系統(tǒng)設(shè)計(jì)提出更高的要求。

因此，通過(guò)本文的研究，為實(shí)現(xiàn)失水事故后長(zhǎng)期冷卻分析的數(shù)字化、自動(dòng)化和一體化，開(kāi)發(fā)了核電廠失水事故后長(zhǎng)期冷卻一體化分析工具，提高了核電廠事故下的安全性。

2 程序功能概述

核電廠失水事故長(zhǎng)期冷卻分析過(guò)程中，采用RCSCORE程序計(jì)算反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和堆芯參數(shù)，以評(píng)價(jià)安全系統(tǒng)的排熱能力；RCSCORE需要來(lái)自安全殼分析的壓力、溫度、地坑等隔間的水位和水溫作為分析的輸入，采用CNTMT程序計(jì)算得到這些參數(shù)；CNTMT程序需要BREAKME的程序計(jì)算得到破口質(zhì)能釋放作為輸入，同時(shí)采用BREAKME計(jì)算時(shí)又需要CNTMT程序提供安全殼壓力，以及RCSCORE程序提供破口回流的流量，具體計(jì)算流程和程序接口詳見(jiàn)圖1。由此可見(jiàn)，失水事故長(zhǎng)期冷卻分析是一個(gè)涉及大量數(shù)據(jù)傳遞的過(guò)程，不同程序之間的計(jì)算結(jié)果互為設(shè)計(jì)輸入，需要通過(guò)反復(fù)迭代計(jì)算獲得合理的結(jié)果，最終的迭代收斂準(zhǔn)則是用作設(shè)計(jì)輸入的安全殼壓力和計(jì)算得到的安全殼壓力接近并滿足一定的大小關(guān)系。

根據(jù)圖1中的計(jì)算流程和程序接口關(guān)系，長(zhǎng)期冷卻迭代分析工具各部分功能模塊如圖2所示。STEP1模塊為質(zhì)能釋放分析，STEP2模塊為安全殼響應(yīng)分析，STEP3模塊為長(zhǎng)期冷卻分析。迭代工具模塊通過(guò)接口IF01將質(zhì)能釋放分析所需輸入?yún)?shù)傳遞給STEP1模塊，STEP1模塊通過(guò)接口IF12將安全殼質(zhì)能釋放傳遞給STEP2模塊，STEP2模塊通過(guò)接口IF23將安全殼響應(yīng)結(jié)果傳遞給STEP3模塊。

迭代工具模塊需要實(shí)現(xiàn)如下功能：

（1）實(shí)現(xiàn)對(duì)BREAKME程序、CNTMT程序和RCSCORE程序的輸入數(shù)據(jù)修改、自動(dòng)調(diào)用執(zhí)行和結(jié)果提取及處理；

（2）根據(jù)收斂準(zhǔn)則對(duì)計(jì)算是否收斂做出判斷；

（3）輸出每個(gè)迭代步上的相關(guān)比對(duì)數(shù)據(jù)；

（4）通過(guò)文本監(jiān)控迭代過(guò)程，并輸出每個(gè)迭代步上的參數(shù)，例如用于判斷計(jì)算是否收斂的安全殼壓力參數(shù)等等；

（5）實(shí)現(xiàn)迭代過(guò)程可手動(dòng)停止并調(diào)整部分參數(shù)，例如安全殼冷卻水流量、迭代次數(shù)等等。

3 總體控制邏輯設(shè)計(jì)

程序的總體控制邏輯如圖3所示，包含如下技術(shù)要點(diǎn)：

3.1 迭代控制

完成一個(gè)迭代循環(huán)需要經(jīng)過(guò)的步驟包括：初值設(shè)置、BREAKME穩(wěn)態(tài)、BREAKME第一次重啟動(dòng)、BREAKME第二次重啟動(dòng)、BREAKME Standalone計(jì)算、長(zhǎng)期階段堆芯流量計(jì)算、CNTMT計(jì)算、RCSCORE計(jì)算，最后通過(guò)收斂判斷確定是否繼續(xù)下一個(gè)迭代循環(huán)。

3.2 接口連接

迭代循環(huán)內(nèi)的每個(gè)步驟之間，通過(guò)接口連接，并標(biāo)記了序號(hào)，如圖3所示。

3.3 收斂判斷

在合理平衡計(jì)算精度和效率的基礎(chǔ)上，選擇合適的迭代收斂準(zhǔn)則。

3.4 編程工具

通過(guò)選取合適的編程工具滿足各個(gè)步驟的不同處理需求。

4 編程工具

4.1 主迭代循環(huán)

采用SHELL腳本編寫(xiě)。

4.2 接口處理

采用AWK腳本或者C++處理接口文本。

4.3 數(shù)據(jù)處理

采用C++處理比較復(fù)雜的參數(shù)關(guān)系。

4.4 現(xiàn)有工具

現(xiàn)有成熟的代碼文件、小工具，經(jīng)過(guò)專業(yè)人員確認(rèn)后可以直接調(diào)用。

4.5 水蒸氣物性庫(kù)

直接調(diào)用計(jì)算平臺(tái)現(xiàn)有的水蒸氣物性庫(kù)。

5 程序測(cè)試和功能評(píng)估

通過(guò)測(cè)試對(duì)圖3中的各個(gè)環(huán)節(jié)進(jìn)行了評(píng)估，以驗(yàn)證所有分模塊是否都能正確工作。由于計(jì)算過(guò)程中的所有中間數(shù)據(jù)均保存在相應(yīng)目錄，因此無(wú)需專門(mén)針對(duì)每個(gè)分模塊設(shè)計(jì)單獨(dú)的算例，只需查看每個(gè)環(huán)節(jié)的過(guò)程數(shù)據(jù)文件就能對(duì)該環(huán)節(jié)的工作狀態(tài)進(jìn)行評(píng)估。

以核電廠典型的DEDVI管線破裂事故為例，執(zhí)行了計(jì)算工具，以第1次迭代循環(huán)產(chǎn)生的數(shù)據(jù)來(lái)評(píng)估各個(gè)環(huán)節(jié)的功能是否正常。通過(guò)查看各環(huán)節(jié)產(chǎn)生的過(guò)程數(shù)據(jù)文件，確認(rèn)BREAKME、CNTMT和RCSCORE程序的計(jì)算輸入卡片可以正確生成，根據(jù)工具設(shè)定的調(diào)用關(guān)系，各個(gè)程序可以被正確調(diào)用并抽取用作其他程序設(shè)計(jì)輸入的接口參數(shù)，設(shè)計(jì)輸入的接口參數(shù)可以正確寫(xiě)到程序輸入卡片的相應(yīng)位置，迭代控制模塊收斂判斷執(zhí)行效果符合設(shè)計(jì)要求，可以根據(jù)收斂準(zhǔn)則進(jìn)行計(jì)算過(guò)程的控制。以上確認(rèn)了各個(gè)分模塊功能滿足要求。

迭代分析工具啟動(dòng)后，全過(guò)程無(wú)需任何人工干預(yù)，能自動(dòng)完成包括接口數(shù)據(jù)處理、各個(gè)工具、庫(kù)的調(diào)用以及迭代循環(huán)的總體控制等全部環(huán)節(jié)，所有的中間結(jié)果均保存在相應(yīng)的目錄以方便跟蹤，實(shí)現(xiàn)了預(yù)定的自動(dòng)迭代計(jì)算功能。

所采用的工程算例的一共執(zhí)行了3個(gè)迭代循環(huán)就就收斂并結(jié)束計(jì)算，花費(fèi)大概54個(gè)小時(shí)。在第3次迭代循環(huán)結(jié)束后，計(jì)算得到的安全殼壓力比第2次迭代循環(huán)要小，已經(jīng)滿足收斂準(zhǔn)則。計(jì)算分析結(jié)果經(jīng)過(guò)核電廠熱工水力分析工程師確認(rèn)，符合工程預(yù)期。

6 結(jié)語(yǔ)

通過(guò)軟件工程開(kāi)發(fā)完成了核電廠失水事故后長(zhǎng)期冷卻一體化分析工具，大大提高了分析的效率，使得整個(gè)迭代流程從原先需要3位不同專業(yè)方向的設(shè)計(jì)人員通力合作一個(gè)月左右，減少至60個(gè)小時(shí)以內(nèi)。一體化分析工具使得整個(gè)迭代流程得以固化，避免了過(guò)去由于迭代過(guò)程復(fù)雜、人員之間溝通協(xié)調(diào)困難導(dǎo)致的計(jì)算的不確定性，同時(shí)釋放了計(jì)算過(guò)程中過(guò)度的保守性，提高了核電廠事故下的安全性。

參考文獻(xiàn)

[1]朱繼洲.核反應(yīng)堆安全分析[M].西安交通大學(xué)出版社，2000.endprint