核電廠失水事故后長期冷卻一體化分析軟件開發

倪陳宵+湯微建+王章立+路璐+蔡孝玉

摘要：核電廠安全系統的一項重要設計功能就是在失水事故下為反應堆堆芯提供足夠的冷卻。在核電廠設計過程中，需要通過安全分析來論證安全系統能夠在失水事故下為堆芯提供足夠的冷卻，過程中涉及大量的接口參數傳遞和數據處理。傳統的分析流程受到設計工具、設計進度的影響，分析效率較低，并且不利于核電廠的安全性。通過本文的研究，開發了核電廠失水事故后長期冷卻一體化分析工具，依靠軟件工程規范和固化了分析流程，實現了結果的可重復性，大大提高了分析效率，實現了真正的迭代計算，并且釋放了傳統分析中的保守性，提高了核電廠在事故下的安全性。

關鍵詞：事故分析；分析流程；計算迭代；程序開發

中圖分類號：TL364 文獻標識碼：A 文章編號：1007-9416（2017）06-0156-02

1 背景和目的

核電廠安全系統的一項重要設計功能就是在失水事故（LOCA）下為反應堆堆芯提供足夠的冷卻。失水事故后長期冷卻分析的目的是論證安全系統能夠在失水事故下為堆芯提供足夠的冷卻，過程中主要采用3個分析程序，分別是計算包括堆芯參數在內的反應堆冷卻系統長期冷卻分析程序（RCSCORE程序）、為RCSCORE提供安全殼壓力溫度響應參數的安全殼分析程序（CNTMT程序）、以及為CNTMT分析提供破口質量和能量釋放的破口質能釋放分析程序（BREAKME程序），程序之間詳細的參數接口關系見第2節。在傳統的分析流程中，分別由不同的工程師使用RCSCORE、CNTMT和BREAKME程序完成相應的分析，過程中涉及大量的接口參數傳遞和數據處理，接口關系非常復雜，需要進行迭代分析。由于開展完整的迭代分析耗時長（近一個月），考慮到設計進度，三個程序較難在同一個時間段內完成分析，通常都是基于保守性假設開展各自的分析，后續再根據需要對比各個分析假設的保守性。這樣的操作方式不僅分析效率低，而且分析過程中通常引入了更多的保守性，得到的分析結果常常更加極限，給系統設計提出更高的要求。

因此，通過本文的研究，為實現失水事故后長期冷卻分析的數字化、自動化和一體化，開發了核電廠失水事故后長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

核電廠失水事故長期冷卻分析過程中，采用RCSCORE程序計算反應堆冷卻劑系統和堆芯參數，以評價安全系統的排熱能力；RCSCORE需要來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程序計算得到這些參數；CNTMT程序需要BREAKME的程序計算得到破口質能釋放作為輸入，同時采用BREAKME計算時又需要CNTMT程序提供安全殼壓力，以及RCSCORE程序提供破口回流的流量，具體計算流程和程序接口詳見圖1。由此可見，失水事故長期冷卻分析是一個涉及大量數據傳遞的過程，不同程序之間的計算結果互為設計輸入，需要通過反復迭代計算獲得合理的結果，最終的迭代收斂準則是用作設計輸入的安全殼壓力和計算得到的安全殼壓力接近并滿足一定的大小關系。

根據圖1中的計算流程和程序接口關系，長期冷卻迭代分析工具各部分功能模塊如圖2所示。STEP1模塊為質能釋放分析，STEP2模塊為安全殼響應分析，STEP3模塊為長期冷卻分析。迭代工具模塊通過接口IF01將質能釋放分析所需輸入參數傳遞給STEP1模塊，STEP1模塊通過接口IF12將安全殼質能釋放傳遞給STEP2模塊，STEP2模塊通過接口IF23將安全殼響應結果傳遞給STEP3模塊。

迭代工具模塊需要實現如下功能：

（1）實現對BREAKME程序、CNTMT程序和RCSCORE程序的輸入數據修改、自動調用執行和結果提取及處理；

（2）根據收斂準則對計算是否收斂做出判斷；

（3）輸出每個迭代步上的相關比對數據；

（4）通過文本監控迭代過程，并輸出每個迭代步上的參數，例如用于判斷計算是否收斂的安全殼壓力參數等等；

（5）實現迭代過程可手動停止并調整部分參數，例如安全殼冷卻水流量、迭代次數等等。

3 總體控制邏輯設計

程序的總體控制邏輯如圖3所示，包含如下技術要點：

3.1 迭代控制

完成一個迭代循環需要經過的步驟包括：初值設置、BREAKME穩態、BREAKME第一次重啟動、BREAKME第二次重啟動、BREAKME Standalone計算、長期階段堆芯流量計算、CNTMT計算、RCSCORE計算，最后通過收斂判斷確定是否繼續下一個迭代循環。

3.2 接口連接

迭代循環內的每個步驟之間，通過接口連接，并標記了序號，如圖3所示。

3.3 收斂判斷

在合理平衡計算精度和效率的基礎上，選擇合適的迭代收斂準則。

3.4 編程工具

通過選取合適的編程工具滿足各個步驟的不同處理需求。

4 編程工具

4.1 主迭代循環

采用SHELL腳本編寫。

4.2 接口處理

采用AWK腳本或者C++處理接口文本。

4.3 數據處理

采用C++處理比較復雜的參數關系。

4.4 現有工具

現有成熟的代碼文件、小工具，經過專業人員確認后可以直接調用。

4.5 水蒸氣物性庫

直接調用計算平臺現有的水蒸氣物性庫。

5 程序測試和功能評估

通過測試對圖3中的各個環節進行了評估，以驗證所有分模塊是否都能正確工作。由于計算過程中的所有中間數據均保存在相應目錄，因此無需專門針對每個分模塊設計單獨的算例，只需查看每個環節的過程數據文件就能對該環節的工作狀態進行評估。

以核電廠典型的DEDVI管線破裂事故為例，執行了計算工具，以第1次迭代循環產生的數據來評估各個環節的功能是否正常。通過查看各環節產生的過程數據文件，確認BREAKME、CNTMT和RCSCORE程序的計算輸入卡片可以正確生成，根據工具設定的調用關系，各個程序可以被正確調用并抽取用作其他程序設計輸入的接口參數，設計輸入的接口參數可以正確寫到程序輸入卡片的相應位置，迭代控制模塊收斂判斷執行效果符合設計要求，可以根據收斂準則進行計算過程的控制。以上確認了各個分模塊功能滿足要求。

迭代分析工具啟動后，全過程無需任何人工干預，能自動完成包括接口數據處理、各個工具、庫的調用以及迭代循環的總體控制等全部環節，所有的中間結果均保存在相應的目錄以方便跟蹤，實現了預定的自動迭代計算功能。

所采用的工程算例的一共執行了3個迭代循環就就收斂并結束計算，花費大概54個小時。在第3次迭代循環結束后，計算得到的安全殼壓力比第2次迭代循環要小，已經滿足收斂準則。計算分析結果經過核電廠熱工水力分析工程師確認，符合工程預期。

6 結語

通過軟件工程開發完成了核電廠失水事故后長期冷卻一體化分析工具，大大提高了分析的效率，使得整個迭代流程從原先需要3位不同專業方向的設計人員通力合作一個月左右，減少至60個小時以內。一體化分析工具使得整個迭代流程得以固化，避免了過去由于迭代過程復雜、人員之間溝通協調困難導致的計算的不確定性，同時釋放了計算過程中過度的保守性，提高了核電廠事故下的安全性。

參考文獻

[1]朱繼洲.核反應堆安全分析[M].西安交通大學出版社，2000.endprint