不同破口尺寸下系統熱工與安全殼耦合響應研究

賀青云，王 婷，馬忠英，任志豪

(中廣核研究院有限公司，廣東 深圳 518026)

20世紀80年代末期，隨著第三代堆概念的提出和核電技術的不斷更新，反應堆冷卻系統與安全殼之間的熱工水力聯系越來越受關注并開展了大量研究。Park等[1]基于UNIX系統的進程控制技術開發了 RELAP5 MOD3與CONTEMPT4的耦合程序。Smith等[2]利用并行計算機PVM技術實現了RELAP5 MOD3和CONTAIN1.12的耦合并分析了未能緊急停堆預期瞬態(ATWS)。Keco等[3]利用耦合程序RELAP5/GOTHIC分析了壓水堆在滿功率下發主蒸汽管道破裂事故過程中系統和安全殼內的壓力響應，分別對比了耦合程序與獨立程序計算的差異。Kwon[4]等利用耦合程序RELAP/CONTEMPT4和保守設計分析程序比較了Yonggwang核電廠3、4號機組大破口失水事故工況下的質能釋放以及分析了安全殼系統響應，對比結果顯示現實耦合分析程序計算更為合理。武小莉等[5]將一體化嚴重事故程序以子程序的方式與系統程序RELAP5 進行直接耦合，并利用Marviken CFT 24試驗對耦合程序進行了驗證。另外，其他研究者[6-11]也進行了反應堆系統和安全殼系統的耦合分析。

相比大破口事故，中小破口事故的堆芯裕量相對足夠大，通常采用保守低、抑制安全殼壓邊界條件的方式對中小破口事故一回路系統計算分析，獲得反應堆破口處的質能釋放與時間關系，然后通過獲得的質能釋放與時間的關系計算安全殼壓力響應和溫度變化。而對于安全殼的壓力和溫度響應方面，相比大破口事故，反應堆發生中小破口事故后一般不會使得安全殼壓力存在超限的風險，故邊界設置也通常采用保守輸入。……