自動化協同分析技術在反應堆安全分析中的應用

初 曉 方紅宇 陸雅哲 陳 果 習蒙蒙

（中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術重點實驗室，四川 成都 610213）

0 引言

核電廠反應堆安全分析的主要內容為針對一系列事故開展相應的分析評價，通過分析結果評價核電廠反應堆設計的安全性。 常用的反應堆分析軟件包括熱工水力系統分析軟件、堆芯熱工水力子通道分析軟件、燃料分析計算軟件等。 針對單一事故，需要使用多種分析軟件進行模擬計算，每種分析計算軟件都需要準備特定的輸入卡，而且不同分析計算軟件間需進行數據傳遞。 目前通常的作法是人工編寫分析軟件的事故分析輸入卡進行計算，之后在計算結果中手動提取所需數據，將數據傳輸到下游的分析軟件中。 該方法完全依靠人工操作，耗時耗力，容易出現失誤。 本文結合反應堆安全分析的工程經驗，將自動化的理念運用于核電廠反應堆安全分析中，開發了一個高效智能的反應堆安全分析平臺， 提高了反應堆安全分析效率、保證分析結果的可靠性。

1 平臺功能介紹

本文開發的數據協同安全分析平臺，目前集成了自主研發的TRANTH （熱工水力瞬態分析） 程序、CORTH（堆芯熱工水力子通道分析）程序、FUTTA（燃料溫度計算軟件）程序，能夠進行軟件分析計算的數據前處理、過程控制以及結果后處理。 在反應堆事故分析計算中，利用該數據協同安全分析平臺可以自動生成分析計算軟件的輸入卡，如在接口數據庫中提取相關數據生成分析軟件的基礎參考卡，根據事故分析選項生成特定事故分析輸入卡。 然后利用該平臺進行計算進程控制、計算結果數據處理和傳遞。 最后該平臺整理輸出事故分析計算結果。 除初始數據準備及少量人為選擇外，整個計算過程無需人工操作。

1.1 接口數據庫

在反應堆安全分析中需要使用多種分析計算軟件，而每種分析計算軟件又需要一套特定的輸入卡。如上節所述， 每種分析計算軟件輸入卡的建立都需要一套接口數據， 而對于一個核電廠工程項目可能需要若干套用于相應分析軟件的接口數據。 由于接口數據處理一般存在數據量大、涉及專業多等特點，軟件用戶采用手動方式處理時，工作量較大且容易產生錯誤。

本文開發了接口數據庫， 該接口數據庫包含了目前主流反應堆安全分析軟件建立輸入卡所需要的基本數據，同時，該數據庫具有可擴展性，針對新增的反應堆安全分析軟件可增加相應的接口數據。 該接口數據庫能夠實現接口數據的存儲、 管理、 傳遞和更新等功能。 此外， 接口數據庫的建立能夠對接口數據進行檢驗，同時對輸入卡的建立起一定指導作用，如對同一工程項目不同階段的接口數據能夠進行比較， 可指導本階段分析計算輸入卡的建卡； 對不同工程項目的接口數據能夠進行比較，指導本工程項目輸入卡的準備。

1.2 基礎參考卡準備

利用反應堆分析計算軟件開展反應堆安全分析時，需要針對每個分析計算軟件準備一套相應的基礎參考卡。 該數據協同安全分析平臺可對接口數據庫內數據進行自動處理，生成參考卡，主要數據處理包括：（1）單位的轉換；（2）輸入參量的計算，一些參量需多個接口數據計算得到；（3）用戶的自主選擇，某些輸入參量需結合接口數據與用戶選項得到， 如一回路壓降，接口數據中一般為名義冷卻劑流量下一回路壓降值，而在反應堆安全分析中保守假設為熱工設計流量或機械設計流量，則需要根據名義冷卻劑流量下一回路壓降值計算得到；（4）數據保守性處理，反應堆安全分析時需要對某些接口數據進行保守考慮，引入一定的正偏差或負偏差。

在上述基礎參考卡的生成過程中，若采用手動操作的方式進行接口數據處理，操作時間較長且容易出現計算錯誤、遺漏等問題。 本文所開發的數據協同平臺能夠自動提取接口數據庫中的數據并按照指定的處理方法自動生成參考卡。

1.3 事故工況卡準備

事故分析是核電廠反應堆安全分析的一個重要組成部分，它研究核電廠在事故工況下的行為，是核電廠設計過程和許可證申請程序中的重要步驟。 由于各個反應堆事故的瞬態過程不同，需要根據反應堆事故特征進行相應的安全分析假設，主要包括：事故初因，如在卡軸事故分析中一條環路的冷卻劑主泵瞬時卡死；主要模型的選擇，如反應堆冷卻劑流量計算模型；初始工況的假設，如反應堆初始功率和流量等；控制、專設和保護系統的假設，如保守的停堆信號、考慮保護系統及其動作的偏差；中子學參數的選取，如采用最大包絡值或最小包絡值，或者采用專用的中子學參數。

事故工況卡是在基礎參考卡上考慮相關假設后修改形成的， 人工進行修改時容易產生數據修改遺漏、輸入錯誤等問題。 由于某一特定事故的分析假設一般是固定的，因此數據協同安全分析平臺上開發了如下功能：針對每種特定事故，確定了一套固化的基礎分析假設；平臺提供多個事故工況分析選項，選擇任一事故工況可自動生成對應的事故工況卡。

2 協同計算

核電廠反應堆安全分析中一般組合使用多個不同功能或尺度的分析軟件來進行核電廠反應堆安全分析。 本文以冷卻劑泵卡軸事故為例進行演示說明。

2.1 計算流程

卡軸事故一般會導致燃料棒發生DNB，反應堆安全分析需要確定發生DNB 的燃料棒份額和燃料包殼的最高溫度，計算流程如下：

發生DNB 的燃料棒份額的計算：（1）利用TRANTH程序計算事故下系統瞬態特性；（2） 利用DNBR 計算的相關程序（PRECORTH、RENORMALISE、CORTH）和燃料統計曲線提取程序（FUEL_CENSUS）確定發生DNB的燃料棒份額。

計算燃料包殼溫度：（1） 利用TRANTH 程序計算事故下系統瞬態特性；（2）利用FUTTA 程序計算燃料包殼溫度。

2.2 數據傳遞

卡軸事故安全分析計算所需要的數據傳遞包括TRANTH 程序到FUTTA 程序的數據傳遞，TRANTH程序、CORTH 程序和FUEL_CENSUS 程序間的數據傳遞。 圖1 給出了卡軸事故安全分析中從接口數據庫到計算結束的數據傳遞過程。

圖1 卡軸事故安全分析中數據傳遞

為了計算堆芯最小DNBR 滿足限值時所對應的焓升因子，需開展如下計算。 TRANTH 程序將每個計算步長的反應堆熱功率、堆芯入口最大溫度、穩壓器壓力和冷卻劑流量等瞬態參數傳遞給CORTH 程序，由CORTH 程序計算堆芯最小DNBR。 若反應堆熱功率小于名義熱功率，則對焓升因子（FΔH）進行修正，根據修正后的焓升因子（FΔHNEW）修改CORTH 程序中的堆芯軸向功率分布。 若整個瞬態計算中堆芯最小DNBR 低于限值，則減小焓升因子（FΔH），直至最小DNBR 滿足限值。 整個計算流程如圖2 所示。

圖2 滿足限值的焓升因子計算流程

2.3 協同計算實現

采用Shell 和Python 語言編寫實現上述計算流程的腳本，該腳本是數據協同安全分析平臺的重要組成部分之一。 利用該安全分析平臺能夠進行自動傳遞數據， 從而完成系統瞬態熱工水力特性計算、 堆芯DNBR 計算、發生DNB 的燃料棒份額計算以及燃料包殼溫度計算等。

3 結語

本文研究的反應堆事故分析自動建模和協同計算方法，解決了煩瑣復雜的軟件輸入卡生成和不同分析計算軟件間數據傳遞問題。

（1）能夠在接口數據庫中提取相關數據，完成分析計算軟件的基礎參考卡生成。

（2）能夠根據事故工況選項完成事故工況卡的生成。

（3）通過執行編寫的腳本完成計算流程和數據傳遞。 實現從數據到安全分析全過程的自動建模、計算協同化，極大提高了計算效率與正確率。