基于3Keymaster平台的压水堆核电站系统回路放射性仿真研究

郑剑香,倪星河,谢 珊,何 明

(1．厦门大学能源学院,福建 厦门361102;2.福建宁德核电有限公司,福建 宁德355200)

基于3Keymaster平台的压水堆核电站系统回路放射性仿真研究

郑剑香1,倪星河1,谢 珊1,何 明2

(1．厦门大学能源学院,福建 厦门361102;2.福建宁德核电有限公司,福建 宁德355200)

核电站一、二回路放射性水平的分析和仿真,是实现核电站辐射监测系统仿真的重要组成部分。本文对放射性源项进行分析和简化、建立核素释放和输运模型,并基于3Keymaster仿真平台对一、二回路的放射性水平进行仿真。给出在SGTR、燃料棒破损事故条件下的系统回路内的放射性仿真结果,以验证放射性核素释放及输运模型的合理性和适用性。

放射性;仿真;源项;释放模型

核电站辐射监测系统(KRT)主要用于监 测核电站工艺系统、厂区、排(流)出物、电站工作人员和环境的放射性水平。通过对核电站某些工艺过程和设备进行监测,从辐射水平的高低来发现设备是否有效、是否正常运行,对屏障完整性及有效性进行监测,防范放射性事故的发生,以确保核电站的安全运行。操纵员必须充分了解和掌握它。因此在模拟机上对核电站辐射监测系统进行仿真是十分必要的。

由于一、二回路是核电站工艺系统的主要组成部分,且一回路压力边界是放射性物质的重要屏障,因此KRT仿真的关键是正确建立核电站系统回路放射性水平的仿真模型,保证一、二回路内的放射性水平在各种工况条件下的响应符合实际过程。只有基于核电站系统回路部分的正确建模,才能进行后续安全壳部分的辐射监测仿真。文中对放射性源项进行分析和简化,建立源项的释放和输运模型,基于3Keymaster仿真平台对一、二回路管道内的放射性水平进行仿真,并给出SGTR及燃料棒破损事故工况下的仿真结果。

1 仿真平台

3Keymaster仿真平台是美国WSC公司开发的仿真软件工具,它可以对核电站的各种工艺系统进行图形化建模。3Keymaster仿真平台是一个实现了与RELAP5-3D程序内耦合的平台。RELAP5-3D在RELAP5的基础上添加了三维堆芯动力学模型,能够更好地模拟堆芯的物理过程。特别地,不同于其他版本的RELAP5程序,RELAP5-3D集成了放射性核素的输运分析功能,便于建立放射性核素的输运仿真模型。

基于3Keymaster仿真平台的模拟机,利用RELAP5-3D程序模块来建立核电站一回路及蒸汽发生器(包括一次侧和二次侧)内的热工水力流网模型。放射性核素的产生、累积、释放及输运等过程都在该流网内进行。堆芯源项、一回路源项及核素释放模型由RELAP5-3D的控制模块来建立,核素输运模型则采用RELAP5-3D内置的一维欧拉输运模型。

2 放射性仿真原理及模型

图1所示为宁德三环路压水堆核电站的RELAP5-3D热工水力建模示意图。电站模型如实地划分成3个相似的环路,正常及事故工况下放射性核素将在每条环路的回路内释放和输运。

图1 宁德核电站热工水力建模示意图Fig.1 Schematic diagram of thermal hydraulic modeling of Ningde NPP

对核电站系统回路放射性水平的仿真,除了必须进行系统建模,还需要对具体的堆芯区放射性源项,一、二回路系统内放射性核素的释放和输运模型进行分析和研究。

2.1 放射性源项简化

对宁德核电站某机组进行仿真,其堆芯核素积存活度直接参考该电站的工程文件[1],该文件数据直接用于该电站的最终安全分析报告。

寿期末,堆芯核素积存量是利用ORIGEN-S程序,对热功率2 895 MW,装载157根燃料组件的堆芯,在18个月换料方案下的计算结果,见表1。

表1 寿期末堆芯核素积存量Table 1 The inventory of core nuclides at EOL

续表

1995年之前国内所开发的核电站模拟机中,关于放射性核素源项通常只考虑卤族核素、惰性气体、水活化物和活化微粒四类核素[2][3]。而在NUREG-1465[4]及GB/T 13976—2008[5]中都明确指出了碱金属核素的重要影响。特别是在事故工况下,碱金属核素的释放份额与惰性气体及卤族核素同水平。因此,理应增加考虑碱金属核素。然而,工程文件[1]并未给出碱金属核素在堆芯的积存量,因此目前宁德模拟机没能考虑碱金属的放射性。

在模拟机上对所有相关的核素进行仿真计算是不必要的,且为了保证模拟机的实时性,必须对核素数量进行适当简化。具体的办法是,针对具体的问题时间跨度,对上述5类核素分别选取一个具有代表性的核素或是分别求取一个等效代表核素。等效原则是保证等效核素的放射活度与该类核素总放射活度的大小及变化趋势基本一致。

由表1可计算卤族核素和惰性气体的等效参数;依据工程文件[6]来计算活化微粒的等效参数;水活化物则以16N作为代表核素。计算结果见表2。

表2 典型问题时间仿真所用的(等效)代表核素Table 2 The equivalent/representative nuclides used by simulation during typical problem time

2.2 放射性核素释放模型

放射性核素释放模型主要关注核素释放过程和份额释放率。

燃料元件内裂变产物的释放过程分为两阶段:从燃料向燃料-包壳间隙的释放,简称芯块释放;从燃料-包壳间隙向冷却剂的释放,简称间隙释放。

有些计算模型或方法对放射性核素的释放过程并未明确地区分间隙释放和芯块释放两部分,而是趋向于把堆芯核素的释放看成一个过程来考虑[7、8]。而主流的严重事故分析程序(如 MELCOR、RELAP5/SCDAP)都明确地区分这两部分,即采用两步释放法。两种方法详细介绍如下:

2.2.1 一步释放法

在行业标准NBT 20194—2012[8]中推荐了一种较简便的方法来计算裂变产物从燃料元件向冷却剂的释放,即逃脱率系数法。该方法针对正常工况下燃料棒包壳已破损的情形,其认为芯块释放出来的裂变产物直接就进入冷却剂,即裂变产物被一步释放。该方法所取的逃脱率系数很小且为固定值。然而,在事故工况下,燃料包壳破损后短时间内,间隙释放过程将导致燃料棒内核素的释放率非常大;随后由于冷却能力下降致使堆芯温度上升,裂变产物自燃料芯块的逃脱率系数将比正常工况时有所增大。因此,NBT 20194—2012所推荐的逃脱率系数并不适用于事故工况。

考虑到一步释放法的简便性,以及事故工况的要求。本文认为可通过适当调整逃脱率系数来把一步释放法推广应用到事故工况,计算时所用的数值见表3。

表3 逃脱率系数Table 3 Escape rate coefficient

2.2.2 两步释放法

对间隙释放和芯块释放进行区分更符合实际。主流的严重事故程序,一般假设间隙释放是在瞬间完成,而且是瞬间就把间隙内积存的挥发性核素全部释出[9]。本文认为间隙释放需要一定的时间,虽然其相对于芯块释放要快速许多且具有喷放的特征,但它并不能够在包壳破损瞬间就把间隙内全部的核素积存量放空。

综合考虑,本文提出修正的两步法。该法认为:燃料棒内放射性核素的释放也分为间隙释放和芯块释放,但是在包壳破损瞬间,间隙释放只能放掉间隙内核素积存量的一部分,间隙内所剩的核素积存量将随同芯块内积存的核素一起按照特定的释放规律进行后续的释放。该方法的具体实施步骤如下所述。

设t时刻堆芯区新增的包壳破损度为

其中,η为全堆芯包壳破损度,0.0≤η≤1.0。t时刻包壳间隙瞬间释放的核素质量:

其中,θ为燃料棒内核素分布在间隙的份额;φ为采用修正的两步法所定义的间隙喷放份额;M i为被释放的核素i的总积存量,单位kg。

t时刻后至出现下一包壳破损的时段Δt内,有机会从燃料芯块释放的核素质量:

此处M re为截至上一步长结束时核素i的累计总释放量,每一个步长的计算都需要对其进行累计,其单位kg。

t时刻至出现下一包壳破损的时段Δt内,实际从堆芯释放的核素质量:

其中,f是核素i的份额释放率,单位1/s。

2.2.3 份额释放率模型

在众多份额释放率的模型中,CORSOR-M模型相对简单,应用范围广,适用于高、中、低及无挥发性的核素[9]。因此从工程仿真的角度考虑,选择CORSOR-M模型比较合适。其形式如下:

其中,f(T)是核素的份额释放率,单位(1/min);T是燃料芯块的体平均温度,单位K;常数K与Q的单位分别为(1/min)与(kcal/mol);R是通用气体常数,值为1.987E-3 kcal/(mol·K)。

针对卤族核素、惰性气体及碱金属核素,选定了模型参数之后,这三类核素的份额释放率都具有一致的表达式,如下所示:

其中,f为某核素的份额释放率(1/min);T为燃料芯块的体平均温度,单位K。

2.3 核素输运模型

RELAP5-3D程序内置了放射性核素的一维欧拉输运模型,这与硼酸的输运模型相似。

模型的基本假设:

(1)流体(水和蒸汽)的物性参数不受放射性核素的影响;

(2)忽略流体所吸收的中子辐射或放射性核素衰变能;

(3)放射性核素已经在流体中均匀混合,因此它们是以流体的流速被输运的。

基于这些假设,所得的放射性核素质量守恒方程为:

其中,C是每单位体积的放射性核素原子密度,v是流体的速度,A是流管流动方向上的横截面面积,S是放射性核素源,即单位体积内每秒出现的放射性核素原子数。

原子密度C与质量密度间的转换关系式:

其中,N A是阿伏伽德罗常数,M w是原子摩尔质量。

2.4 放射性水平计算

经过释放及输运模型的计算,可获得核电站各工艺系统内放射性核素的浓度,最终各辐射监测点的读数就可相应计算出来。

3Keymaster平台中所用的KRT比活度监测仪表的计算公式如下:

其中,a为比活度,单位Bq/m3;λe为等效代表核素的衰变常数,单位s－1;M e为等效代表核素的摩尔质量,单位kg/mol;N A为摩尔常数,取6.022×1023/mol;c为核素的质量百分比浓度为回路管道控制体内流体的平均密度,单位kg/m3;

3 仿真结果

经过建模,运行得到堆芯寿期末稳态下一回路热管段的放射性水平接近参考电站提供的水平。例如,水活化产物16N的放射性水平在模拟机启动后较短的时间内即可达到稳态要求。

图2 寿期末16 N放射性的稳态运行结果Fig.2 Steady state running results of 16 N's radioactivity at EOL

对堆芯寿期末稳态运行,前述5类核素放射性水平的运行数值如表4所示,仿真结果与电站数据接近,都处于同一个数量级。如此可以认为,已经实现电站稳态正常运行系统回路内放射性水平的仿真。

基于稳态正常工况的正确仿真,随后在模拟机上针对下列事故进行了事故仿真:蒸汽发生器传热管破裂事故、燃料元件包壳破损事故。

表4 寿期末稳态下热管段放射性水平Table 4 Steady state radioactive level of hot leg at EOL

图3是引入1%的蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)后蒸汽发生器二回路侧水中16N的比活度,该值最终达到2.93E＋03 GBq/m3,该值相比文献[10]所给的蒸汽发生器一回路侧入口值3.90E＋03 GBq/m3及蒸汽发生器一回路侧出口值3.66E＋03 GBq/m3要略小。由于16N半衰期短,SGTR时从一回路侧向二回路测的泄漏过程中16N衰变影响相对明显,且二回路侧有大量低放射性的水,同时给水系统还会不断补水,因此实际结果必然是二回路侧的16N放射性要比一回路侧稍为低些。这说明对SGTR事故的仿真结果具有合理性。

图3 SGTR事故时蒸汽发生器二次侧16 N比活度Fig.3 Specific radioactivity of 16 N at the steam generator secondary side under SGTR accident condition

图4 是分别根据前述的一步释放法及两步释放法对引入0.25%燃料棒破损后,反应堆主冷却剂系统回路(RCS)热管段内以碘为代表的卤族核素和以氙为代表的惰性气体的比活度变化曲线。可以看到,棒破损前Xe和I在堆芯寿期末稳态比活度值分别为1.25E＋12 Bq/m3及9.70E＋10 Bq/m3。

图4 引入0.25%燃料棒破损后,RCS中Xe和I比活度Fig.4 Specific radioactivity of Xe and I in the RCS under the 0.25%fuel rods rupture accident

对于两步释放法,引入一个0.25%的阶跃燃料棒破损值后,Xe和I会迅速从燃料包壳中释放到冷却剂里,导致局部放射性水平出现短暂的峰值,随后由于冷却剂的循环流动,回路内的放射性经过一段时间的波动就会维持一个较稳定的水平。结果显示,Xe和I最后分别维持在2.24E＋012 Bq/m3及1.30E＋12 Bq/m3,这与参考电站所给的堆芯寿期末异常瞬态峰值2.32 E＋12 Bq/m3和1.24E＋12 Bq/m3相近。

对于一步释放法,取逃脱率系数为0.01时,引入包壳破损后,RCS热段冷却剂碘和氙的比活度都相对缓慢上升。取逃脱率系数为0.1时,引入包壳破损后,可以较好地模拟到间隙喷放的现象,此时RCS热段冷却剂碘和氙的比活度都快速上升,但没有模拟到峰值现象。结果对比发现,一步释放法仿真的冷却剂放射性水平也和参考电站所给堆芯寿期末异常瞬态放射性水平相近,同时比两步释放法稍微高一些。

4 结论

基于3Keymaster平台建立核电站回路系统的放射性释放、传输模型,能够较好地描述实际系统的放射性释放和传输的情况。当前的仿真运行结果表明,仿真模型及其结果符合前述事故发生机理,对主要参数的仿真与宁德核电厂设计计算的数据相符合。

后续工作,将增加考虑碱金属核素的影响;同时对核素释放模型开展更加细致的研究,以获得事故工况下最适的逃脱率系数。

致谢

本文得到福建省科学技术厅重点项目“事故工况下核电站辐射监测仿真研究”(2013I0007)的资助,特表感谢。

[1] 福建宁德核电有限公司.堆芯裂变产物积存量报告[R],核电站工程文件.2010．

[2] 郑福裕,傅晓东,蒋国兵.核电厂放射性监测系统仿真的数学物理模型[J]．核科学与工程,1995,15(1):9-15．[3] 段卫江.秦山300 MW核电机组全范围仿真机放射性监测系统仿真[J]．核动力工程,1996,17(2):156-160．

[4] USNRC．NUREG-1465．Accident Source Terms for Light Water Nuclear Power Plants[R]．

[5] 国家标准.GB/T 13976—2008,压水堆核电厂运行状态下的放射性源项[S]．北京:中国标准出版社,2008．

[6] 福建宁德核电有限公司.一回路源项计算报告[R],核电站工程文件.2010．

[7] 周静,宫权,邱海峰.压水堆核电厂裂变产物源项计算方法研究[J]．核科学与工程,2014,34(4):469-474．

[8] 国家能源局.NBT 20194—2012.压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则[S]．北京:原子能出版社,2013．

[9] USNRC．NUREG/CR-6150.SCDAP/RELAP5/MOD3.2 CODE MANUAL VOLUMEⅡ:DAMAGE PROGRESSION MODEL THEORY[R]．

[10] 单陈瑜,卢皓亮,石秀安,等．压水堆核岛系统16N源项计算分析[J]．中国核电,2012,5(4):329-334．

Radioactive Simulation Study of PWR System Loop Based on 3Keymaster Platform

ZHENG Jian-xiang1,NI Xing-he1,XIE Shan1,HE Ming2
(1．School of Energy,Xiamen University,Xiamen of Fujian Prov．361102,China;2．Fujian Ningde Nuclear Power Co．,Ltd,Ningde of Fujian Prov．355200,China)

The analysis and simulation of the primary and secondary loop radioactive level at nuclear power plant plays an important role in achieving radiation monitoring system simulation．It has been presented in this paper the nuclear power plant radioactive source term analysis and simplification,the source term release and transport model establishment,and the primary and secondary loops radioactive levels simulation based on 3Keymaster simulation platform．The paper has also given the simulation results under SGTR and fuel rods damaged accidents conditions to verify the reasonableness and suitability of the radionuclide release and transport models．

Radiation;Simulation;Source Term;Release Model

TL365

A

0258-0918(2016)01-0287-06

2015-12-03

福建省科学技术厅重点项目“事故工况下核电站辐射监测仿真研究”(2013I0007)

郑剑香(1981—),女,福建莆田人,工程师,硕士,现主要从事核能系统仿真和数字化仪控技术研发