基于ATHLET软件与仿真机系统对压水堆热管段小破口失水事故的分析

李天晓，周文平，盛 伟

(沈阳工程学院 a.能源与动力学院；b.研究生部，辽宁 沈阳 110136)



基于ATHLET软件与仿真机系统对压水堆热管段小破口失水事故的分析

李天晓a，周文平a，盛 伟b

(沈阳工程学院 a.能源与动力学院；b.研究生部，辽宁 沈阳 110136)

为避免反应堆在一回路小破口失水事故下，堆芯因不充分冷却而发生融化事故和放射性的外泄，利用大亚湾1 000 MW核电站仿真机系统对压水堆主冷却剂系统热管段小破口失水事故进行计算分析。通过实验数据分析不同破口尺寸情况下出入口温度变化趋势,并将分析结果与ATHLET软件模拟情况的参数变化相比较，以此来验证仿真机系统能否精确地对热管段小破口事故进行仿真机模拟，同时为分析不同破口尺寸情况下出入口温度变化趋势提供数据参考。

热管段；小破口；ATHLET分析系统；仿真机系统

在预想的可能发生的核电厂事故中，一回路小破口冷却剂失水事故是一种发生概率相对很大的安全事故[1]。美国三哩岛事故发生之后，人们对反应堆小破口失水事故予以了高度重视，事故概率分析结果也证明小破口事故发生的概率是大破口事故的10倍左右。为了对反应堆的安全性做出评价，进而改进反应堆的安全设计，指导安全运行，全世界研发了许多计算程序来模拟核电厂发生的典型失水事故，并分析事故结果，使之成为核电站设计和审评的重要手段。通过模拟机仿真模拟小破口失水事故也是对该问题研究的最直观手段，而仿真机分析的准确度研究也自然成为对问题分析的关键。通过已知被公认的小破口事故分析的分析程序ATHLET与仿真机模拟开展小破口失水事故的对比研究，从而验证仿真模拟机对问题分析的准确性。

1 热管段小破口失水事故简介

小破口失水事故(SBLOCA)引起的后果有很多种，如反应堆冷却系统由于冷却剂减少引起的压力下降、堆芯冷却恶化、冷却剂泄漏到安全壳和潜在的放射性向工厂外的泄漏[2-3]。事故的具体影响程度与压水堆设计、应急冷却设备、破口的大小和位置以及具体的瞬态过程有关。

小破口失水事故如果发生在主冷却剂管道的热管段时，热管段的压力会小于压力容器上腔室的压力，冷却剂从热管段破口流失，堆芯水位下降引起冷却剂蒸发产生的大量蒸汽通过上腔室进入热管段，之后通过破口流出。与此同时，由于热管段的破口，压力容器压力将小于冷管段的压力，使得安注系统的补给水和一回路的冷却剂由于压差的关系更容易流入堆芯。从而使堆芯裸露的高度和时间都可以减少，保证了对燃料元件进行了充分的冷却。

美国核管会规定可接受的小破口事故为:包壳峰值温度 2 200 ℃(1 204 ℃)，壁厚的17%局部氧化，堆芯宽度的1%氧化。在满足上述条件后，其他规定(如氢气产生量、堆芯几何尺寸、堆芯长期冷却、安全壳的完整性和放射性泄漏等)便被认为满足了。

2 ATHLET分析软件核电仿真机系统(SIMIS)

2.1 ATHLET软件

ATHLET(Analysis of Thermal-Hydraulics of Leaks and Transients)程序[4]是由德国核安全机构指定的技术咨询和安全分析中心GRS(Gesell2 schaft fur Anlagen-und Reaktorsicherheit)为分析在轻水反应堆中预期和非预期的瞬变、失水事故而开发的热工水力学系统分析程序。清华大学核能技术设计研究院从德国核设施安全评审中心GRS引进了反应堆通用热工水力学分析程序 ATHLET，它可以详细分析反应堆内的流动特性。该程序曾经过多方面的验证、改善和提高,是国际上公认的用于核能系统热工水力学模拟的工具之一。

ATHLET程序使用了通用控制模块来实现核电站的动态模拟。通用控制模块是用于描述控制系统、保护系统和辅助系统的模块。通过一系列的控制模块,用户可以实现回路或流体系统的控制模拟。该程序可以使用这些控制模块来模拟单端断裂、双端断裂、再淹没、破口事故等过程，其模块结构如图1所示。

利用ATHLET Mod 2.0 Cycle A可以分析除堆芯熔化这样的严重事故之外的其他设计基准事故且可适用的反应堆系统很广,包括美欧传统和先进的压水堆和沸水堆、原苏联设计的压水堆(VVER)和石墨水冷堆、加拿大的重水堆(CANDU)等。

图1 ATHLET模块结构

2.2 大亚湾核电站1 000 MW仿真机系统

核电站仿真机是以计算机作为工作平台，通过仿真数学模拟核电站物理、工艺和控制过程，以计算机图形页面作为人机界面的仿真系统。核电站仿真机能够在模拟机系统图中弹出设备软操作开关的控制窗对系统和设备进行控制。仿真机模拟了参考核电站主控制室和就地控制的主要内容，使得模拟机能够完成机组启停、升降功率、事故和机组瞬态下的主要操作，操作界面如图2所示。

3 ATHLET 程序分析与仿真机模拟(SIMIS)比较

ATHLET程序的结构采用高度模块化设计。程序主要由热工流体力学模块、热传导模块、中子动力学模块和通用控制模块组成。这些模块又是由一些子模块组成,模块通过输入数据组装在一起,可以有效地模拟任何一个相关的水堆系统或实验装置。鉴于在核电站一回路中，温度是反映堆芯状况与安全最直观的变量，因此着重对这一参数变化进行了分析。列出事故发生后的事件序列,并用ATHLET软件的计算结果对比并验证仿真机模拟的准确性。

图2 仿真机操作界面

3.1 事件序列表

热管段发生不同尺寸的小破口失流事故时的事件序列如表1所示，尺寸百分比分别为1%、2%、5%。

3.2 温度变化曲线及分析

3.2.1 1%小破口堆芯出、入口温度

热管段1%小破口发生后，堆芯入口温度的变化曲线如图3所示。设定事故发生时间为10 s，事故发生后最初的一段时间内温度相对稳定。仿真系统的模拟情况下，160 s之后，曲线开始出现明显下降，温度由295 ℃降到280 ℃。随后下降趋势趋于平缓，但仍保持下降趋势。ATHLET软件的模拟情况下，100 s左右，温度出现下降，但是相比于仿真机的模拟，其下降趋势较为缓和，且在200 s左右，趋势更加平缓。截止到最后统计的300 s，温度降至275 ℃。从图中可以看出，仿真机的模拟曲线有骤变过程，而ATHLET模拟曲线下降速率比较稳定。二者在温度方面趋势相同，但数值存在一定差异。

表1 热管段小破口失水事故工况主要事件序列

热管段1%小破口情况下，堆芯出口温度的变化趋势如图4所示。情况类似于入口温度变化曲线。160 s左右，仿真机系统模拟的温度开始快速地降低，由320 ℃降至280 ℃左右，之后下降趋势趋于平缓。而ATHLET软件模拟情况则是在140 s左右开始快速下降，降至290 ℃左右，之后下降趋势缓和，但仍存在明显的下降趋势。这两种方法所模拟的曲线在两端较符合。

图3 1%小破口堆芯入口温度

由此可见，在1%小破口的情况下，两种方法均可以模拟温度变化趋势，但是在时间上存在误差。总体而言，可以认为仿真机系统只能粗略的模拟1%小破口的堆芯出入口温度。

3.2.2 2%小破口堆芯出、入口温度变化分析

热管段2%小破口事故情况下，堆芯入口温度的变化曲线如图5所示。与1%小破口的情况相比，这种情况下更短的时间内，温度出现明显的下降。仿真机系统模拟的情况下,90 s左右，温度开始快速下降，由293 ℃降到280 ℃左右，之后下降趋势缓和。在ATHLET模拟情况下，80 s左右温度开始快速下降，降至282 ℃左右，之后下降趋势变得缓和。根据曲线变化看，模拟机对2%小破口事故的模拟比较准确，在时间上存在少许误差，温度趋势以及数值上与ATHLET较好符合。

图4 1%小破口堆芯出口温度

图5 2%小破口堆芯入口温度

热管段2%小破口事故情况下，堆芯出口温度的变化曲线如图6所示。仿真机系统模拟情况下，93 s左右温度开始快速下降，直到100 s左右下降趋势开始缓和，此时温度在285 ℃左右。此后温度缓慢下降，300 s时，温度达到275 ℃。在ATHLET模拟情况下，相比于仿真机系统，90 s左右温度开始快速下降，由320 ℃左右降至285 ℃。

图6 2%小破口堆芯出口温度

综合而言，两种软件在2%小破口情况下符合情况很理想。在温度方面，两种模拟对于出入口温度的模拟吻合较好。时间方面，与ATHLET相比而言，仿真机系统在事故发生后，温度在更短的时间内下降，不过仅仅存在小于5 s的误差。

图7 5%小破口堆芯入口温度

图8 5%小破口堆芯出口温度

3.2.3 5%小破口堆芯出、入口温度

热管段5%小破口事故情况下，堆芯入口温度的变化曲线如图7所示。仿真机系统模拟的情况下,30 s左右，温度开始快速下降，由293 ℃降到283 ℃左右，之后下降趋势缓和。在ATHLET模拟情况下，35 s左右温度开始快速下降，降至283 ℃左右，之后下降趋势变得缓和。由此看来，两种模拟方式在时间上存在5 s左右的误差，温度变化趋势较为一致。

热管段5%小破口事故情况下，堆芯出口温度的变化曲线如图8所示。与入口温度类似，在35 s左右，两曲线均快速下降，温度由320 ℃降至285 ℃左右，随之温度缓慢下降，截至300 s，温度下降至275 ℃。

综合两图，在热管段5%小破口事故情况下，ATHLET程序模拟和仿真机系统模拟在时间与温度两方面变化趋势较为一致。

4 结 论

小破口失水事故的流动过程是一种十分复杂的过程,在发生小破口失水事故后，系统多个参数会发生明显变化[5]。通过ATHLET程序模拟的小破口失水事故可以充分验证压水堆发生小破口失水事故时，压水堆系统堆芯出入口温度的变化情况，并且将ATHLET程序模拟结果与大亚湾1 000 MW核电站仿真机系统模拟结果相比较，得出以下结论：

1)实验模拟较为清晰地再现了压水堆核电站热管段1%、2%和5%小破口事故发生时，一回路堆芯出入口温度参数的变化情况。从而为核电站一回路小破口事故的处理提供参考依据。

2)通过ATHLET程序模拟数据与大亚湾1 000 MW仿真机系统的仿真结果相比较，可以得知：仿真机系统有能力模拟出1 000 MW压水堆核电站发生事故时的堆芯出入口温度的变化趋势。同时，该系统在破口模拟方面在一定尺寸下有较高的可信度与准确性，在1%情况下存在较大程度的时间和温度误差，在2%、5%小破口情况下与ATHLET程序模拟结果一致性高，具有可信度。

[1]黄洪文,刘汉刚,钱达志,等.主回路小破口失水事故分析[J]．核动力工程,2010，31(4)：78-81.

[2]朱继洲.核反应堆安全分析[M].西安：西安交通大学出版社,2004.

[3]朱继洲,单建强.核电站安全[M].北京：中国电力出版社,2010.

[4]方 京,周志伟.ATHLET程序及其在低温供热堆中的应用[J].核科学与工程,2003，23(1)：91-95.

[5]博金海,王 飞.小破口失水事故研究综述[J].核科学与工程,1998,18(2)：172-179.

(责任编辑张凯校对魏静敏)

SmallBreakLossofCoolantAccidentAnalysisinPWRHotLegBasedonATHLETandSIMIS

LI Tian-xiaoa,ZHOU Wen-pingb,SHENG Weia

(a.Graduate Department; b.School of Energy and Power Engineering,Shenyang Institute of Engineering,Shenyang 110136,Liaoning Province)

The small break loss of coolant accident in hot leg of PWR primary coolant system was analyzed with the Daya Bay 1000 MW nuclear power plant simulation system in order to avoid the reactor core melt and the radioactive leakage due to the inadequate cooling of the reactor core led by the small break loss of coolant accident in primary circuit.The temperature variation trend of inlet and outlet under different break sizes were analyzed on the basis of the simulation data and the results were compared with the results which were calculated by the ATHLET software to verify the accuracy of the simulation system and provide data references for the analysis of the inlet and outlet temperature variation under different break sizes.

Hot leg; Small break; ATHLET analysis system; SIMIS

2017-04-27

沈阳工程学院学生创新创业项目(LGXS-1619)

李天晓(1991-)，男，山东滨州人，硕士研究生。

周文平(1976-)，女，吉林德惠人，讲师，博士，主要从事核电站安全分析与核辐射检测及技术应用研究方面的工作。

10.13888/j.cnki.jsie(ns).2017.03.001

TL364.4

： A

： 1673-1603(2017)03-0193-06