自动化协同分析技术在反应堆安全分析中的应用

时间：2024-05-19

初晓方红宇陆雅哲陈果习蒙蒙

（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都 610213）

0 引言

核电厂反应堆安全分析的主要内容为针对一系列事故开展相应的分析评价，通过分析结果评价核电厂反应堆设计的安全性。常用的反应堆分析软件包括热工水力系统分析软件、堆芯热工水力子通道分析软件、燃料分析计算软件等。针对单一事故，需要使用多种分析软件进行模拟计算，每种分析计算软件都需要准备特定的输入卡，而且不同分析计算软件间需进行数据传递。目前通常的作法是人工编写分析软件的事故分析输入卡进行计算，之后在计算结果中手动提取所需数据，将数据传输到下游的分析软件中。该方法完全依靠人工操作，耗时耗力，容易出现失误。本文结合反应堆安全分析的工程经验，将自动化的理念运用于核电厂反应堆安全分析中，开发了一个高效智能的反应堆安全分析平台，提高了反应堆安全分析效率、保证分析结果的可靠性。

1 平台功能介绍

本文开发的数据协同安全分析平台，目前集成了自主研发的TRANTH （热工水力瞬态分析）程序、CORTH（堆芯热工水力子通道分析）程序、FUTTA（燃料温度计算软件）程序，能够进行软件分析计算的数据前处理、过程控制以及结果后处理。在反应堆事故分析计算中，利用该数据协同安全分析平台可以自动生成分析计算软件的输入卡，如在接口数据库中提取相关数据生成分析软件的基础参考卡，根据事故分析选项生成特定事故分析输入卡。然后利用该平台进行计算进程控制、计算结果数据处理和传递。最后该平台整理输出事故分析计算结果。除初始数据准备及少量人为选择外，整个计算过程无需人工操作。

1.1 接口数据库

在反应堆安全分析中需要使用多种分析计算软件，而每种分析计算软件又需要一套特定的输入卡。如上节所述，每种分析计算软件输入卡的建立都需要一套接口数据，而对于一个核电厂工程项目可能需要若干套用于相应分析软件的接口数据。由于接口数据处理一般存在数据量大、涉及专业多等特点，软件用户采用手动方式处理时，工作量较大且容易产生错误。

本文开发了接口数据库，该接口数据库包含了目前主流反应堆安全分析软件建立输入卡所需要的基本数据，同时，该数据库具有可扩展性，针对新增的反应堆安全分析软件可增加相应的接口数据。该接口数据库能够实现接口数据的存储、管理、传递和更新等功能。此外，接口数据库的建立能够对接口数据进行检验，同时对输入卡的建立起一定指导作用，如对同一工程项目不同阶段的接口数据能够进行比较，可指导本阶段分析计算输入卡的建卡；对不同工程项目的接口数据能够进行比较，指导本工程项目输入卡的准备。

1.2 基础参考卡准备

利用反应堆分析计算软件开展反应堆安全分析时，需要针对每个分析计算软件准备一套相应的基础参考卡。该数据协同安全分析平台可对接口数据库内数据进行自动处理，生成参考卡，主要数据处理包括：（1）单位的转换；（2）输入参量的计算，一些参量需多个接口数据计算得到；（3）用户的自主选择，某些输入参量需结合接口数据与用户选项得到，如一回路压降，接口数据中一般为名义冷却剂流量下一回路压降值，而在反应堆安全分析中保守假设为热工设计流量或机械设计流量，则需要根据名义冷却剂流量下一回路压降值计算得到；（4）数据保守性处理，反应堆安全分析时需要对某些接口数据进行保守考虑，引入一定的正偏差或负偏差。

在上述基础参考卡的生成过程中，若采用手动操作的方式进行接口数据处理，操作时间较长且容易出现计算错误、遗漏等问题。本文所开发的数据协同平台能够自动提取接口数据库中的数据并按照指定的处理方法自动生成参考卡。

1.3 事故工况卡准备

事故分析是核电厂反应堆安全分析的一个重要组成部分，它研究核电厂在事故工况下的行为，是核电厂设计过程和许可证申请程序中的重要步骤。由于各个反应堆事故的瞬态过程不同，需要根据反应堆事故特征进行相应的安全分析假设，主要包括：事故初因，如在卡轴事故分析中一条环路的冷却剂主泵瞬时卡死；主要模型的选择，如反应堆冷却剂流量计算模型；初始工况的假设，如反应堆初始功率和流量等；控制、专设和保护系统的假设，如保守的停堆信号、考虑保护系统及其动作的偏差；中子学参数的选取，如采用最大包络值或最小包络值，或者采用专用的中子学参数。

事故工况卡是在基础参考卡上考虑相关假设后修改形成的，人工进行修改时容易产生数据修改遗漏、输入错误等问题。由于某一特定事故的分析假设一般是固定的，因此数据协同安全分析平台上开发了如下功能：针对每种特定事故，确定了一套固化的基础分析假设；平台提供多个事故工况分析选项，选择任一事故工况可自动生成对应的事故工况卡。

2 协同计算

核电厂反应堆安全分析中一般组合使用多个不同功能或尺度的分析软件来进行核电厂反应堆安全分析。本文以冷却剂泵卡轴事故为例进行演示说明。

2.1 计算流程

卡轴事故一般会导致燃料棒发生DNB，反应堆安全分析需要确定发生DNB 的燃料棒份额和燃料包壳的最高温度，计算流程如下：

发生DNB 的燃料棒份额的计算：（1）利用TRANTH程序计算事故下系统瞬态特性；（2）利用DNBR 计算的相关程序（PRECORTH、RENORMALISE、CORTH）和燃料统计曲线提取程序（FUEL_CENSUS）确定发生DNB的燃料棒份额。

计算燃料包壳温度：（1）利用TRANTH 程序计算事故下系统瞬态特性；（2）利用FUTTA 程序计算燃料包壳温度。

2.2 数据传递

卡轴事故安全分析计算所需要的数据传递包括TRANTH 程序到FUTTA 程序的数据传递，TRANTH程序、CORTH 程序和FUEL_CENSUS 程序间的数据传递。图1 给出了卡轴事故安全分析中从接口数据库到计算结束的数据传递过程。

图1 卡轴事故安全分析中数据传递

为了计算堆芯最小DNBR 满足限值时所对应的焓升因子，需开展如下计算。 TRANTH 程序将每个计算步长的反应堆热功率、堆芯入口最大温度、稳压器压力和冷却剂流量等瞬态参数传递给CORTH 程序，由CORTH 程序计算堆芯最小DNBR。若反应堆热功率小于名义热功率，则对焓升因子（FΔH）进行修正，根据修正后的焓升因子（FΔHNEW）修改CORTH 程序中的堆芯轴向功率分布。若整个瞬态计算中堆芯最小DNBR 低于限值，则减小焓升因子（FΔH），直至最小DNBR 满足限值。整个计算流程如图2 所示。

图2 满足限值的焓升因子计算流程