0.   引　言

十四五期间，中国提出了“在确保安全的前提下积极有序发展核电”的规划，面对我国第三代核电技术“华龙一号”国内外电厂建设及设计改进和“华龙二号”研发等重要任务需求，自主开发高效准确的核安全分析工具迫在眉睫^[1]。

热工水力与安全分析瞬态计算非失水事故分析程序（TRANTH）软件是由中国核动力研究设计院自主设计研发的我国首套具有完全自主知识产权、适用于二代及三代先进压水堆设计与安全分析的瞬态分析软件，可用于设计与分析核电厂安全性。TRANTH软件的确认与评估直接决定了其是否能用于核电工程设计，是核电自主化软件的核心环节。其中，稳压器模型是TRANTH软件的核心模型之一，直接影响其对各瞬态的模拟效果。通过核电厂调试试验数据，分析程序模拟结果与现场试验过程的符合程度，可确认与评估该软件的正确性^[2-3]。

本研究基于方家山核电厂1号机组调试试验中的稳压器安全阀组件流量试验数据，验证TRANTH软件稳压器模型的正确性和实用性。

1.   TRANTH模型介绍

1.1   TRANTH结构

TRANTH软件可模拟多环路压水堆核电厂中反应堆冷却剂系统边界完整的所有瞬态，即非失水事故（NON-LOCA）工况和蒸汽发生器传热管破裂的情况。其主模块包括了输入数据处理模块、一回路热工水力计算模块、蒸汽发生器二回路计算模块、堆芯中子动力学计算模块、控制保护系统及专设辅助系统模块、辅助热工水力计算模块、流体物性计算模块、控制及数学处理模块和输出数据处理模块等，各主模块包含了若干子模块。

TRANTH软件建模分为2个步骤：①根据某核电机组各项系统设计编写该机组的基础卡，模拟稳态过程；②根据具体模拟需求，以基础卡为基准编写瞬态卡，模拟瞬态过程。程序通过图1所示的总体计算流程调用各模块，可模拟各类调试试验过程和非失水事故瞬态。计算完成后，一、二回路各项关键参数随时间变化的瞬态计算结果将被输出。

图  1  总体计算流程

T—当前计算时间；T_max—计算停止时间

Figure  1.  Overall Calculation Process

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1.2   稳压器模型

稳压器是对反应堆冷却剂系统压力进行控制和超压保护的重要设备，主要由电加热器组、喷淋系统、安全阀组和相关仪表等组成，其示意图见图2。稳压器模型计算了稳压器汽相区和液相区2个区域的质量平衡和能量平衡。液相质量变化（∆W）和汽相质量变化（∆S）分别为：

图  2  稳压器模型

Figure  2.  Pressurizer Model

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单位质量内液相焓值（$h_{\rm{W}}^1$）和气体焓值（$h_{\rm{S}}^{\rm{1}}$）分别为：

式中，W、S分别代表液相质量和汽相质量；h为焓值；q为电加热器引入能量；V为体积；J为转化因子；ΔP为压力变化；Δt为时间步长；下标W和S分别代表液相和汽相；下标f和g分别代表饱和水和饱和汽；下标C、SP、SU、FL和SV分别代表冷凝、喷淋、波动管、闪蒸和阀门；上标0和1分别表示当前时刻和下一时刻的物理量。

模型中假设汽相区和液相区内部分别完全交混、分布均匀，但两区之间状态参数不同。稳压器水位在瞬态过程中可能发生改变，故模型中各节块的体积可随瞬态过程动态变化。

为适应稳压器工作特点，释放阀、安全阀、波动管、电加热器、喷淋、闪蒸、冷凝效应及其相应控制等皆被考虑在模型内。其中，对于蒸汽通过稳压器安全阀的临界流，采用Moody关系式计算临界流量。当反应堆冷却剂系统压力超过稳压器安全阀阈值时，安全阀自动开启，以限制反应堆冷却剂系统压力不断上升，保护反应堆一回路压力边界的完整性^[4-5]。

2.   稳压器安全阀组流量试验

2.1   试验介绍

方家山核电工程采用二代改进型压水堆技术，建有2台百万千瓦级压水堆核电机组。方家山核电厂1号机组在稳压器安全阀组件的功能试验中进行了稳压器安全阀组流量试验，验证了稳压器3组安全阀在发生事故时的卸压能力。

该试验测试了3组稳压器安全阀组（RCP020VP/RCP017VP、RCP021VP/RCP018VP、RCP022VP/RCP019VP）的卸压速率。各组试验开始前，先将核电站调至初始状态，而后开启试验。本文提及的压力皆为绝对压力。

2.1.1   初始状态

反应堆处于热态功能试验状态，稳压器压力维持在14.8 MPa，稳压器温度维持在281℃，稳压器水位为22.5%，初始流量为最佳估算流量，比例加热器投入50%，并通过连续喷淋将压力稳定保持在14.8 MPa。

2.1.2   试验过程

试验开始后开启卸压阀，并在稳压器安全阀组流量试验末期关闭卸压阀。如果在13.5 MPa时隔离阀没有关闭，用钥匙关闭正在进行试验的阀组的卸压阀。在试验过程期间保持比例加热器投入50%，稳压器喷淋关闭。

2.2   试验数据分析

图3是方家山核电厂1号机组的稳压器3组安全阀组流量试验中采集的稳压器压力数据。由图3可知，稳压器压力在开启安全阀后呈线性下降，在关闭安全阀后，因稳压器电加热器工作，压力有所回升。表1是方家山核电厂1号机组的稳压器安全阀组流量试验数据，其中数据取样点1、2分别记录了该试验开始后稳压器压力梯度变化接近线性的2个时间点的稳压器绝对压力值，并根据这2点分别计算3组卸压阀的卸压梯度，皆为0.09 MPa/s左右。

图  3  稳压器安全阀组流量试验结果

Figure  3.  Results of Pressurizer Safety Valve Bank Flow Test　　　　　　　

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表  1  稳压器安全阀组流量试验结果

Table  1.  Results of Pressurizer Safety Valve Bank Flow Test

阀组	取样点1 压力/MPa	取样点2 压力/MPa	取样点1、2之间的时间间隔/s	卸压梯度/ (MPa·s−1)
RCP020VP/RCP017VP	14.30	13.67	7	0.0900
RCP021VP/RCP018VP	14.26	13.72	6	0.0900
RCP022VP/RCP019VP	14.30	13.66	7	0.0914

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3.   稳压器模型验证

3.1   建模过程

利用TRANTH软件模拟方家山核电厂1号机组的稳压器安全阀组流量试验瞬态，分析验证稳压器模型的正确性。

3.1.1   初始工况

将模型初始工况设置与试验的初始工况保持一致：①初始反应堆处于热停堆状态；②初始反应堆冷却剂平均温度为试验工况值281℃；③初始稳压器压力为试验工况值14.8 MPa；④初始蒸汽发生器水位为试验工况值22.5%。

3.1.2   始发事件与功能假设

稳压器安全阀设计数据表明其在17.23 MPa下饱和蒸汽排量为165~175 t/h。稳压器安全阀排量越大，卸压梯度越大，故存在稳压器最小卸压梯度和稳压器最大卸压梯度。

现将程序始发事件与功能假设设置如下：①假设0 s时稳压器安全阀立即开启；②假设稳压器安全阀的关闭压力为13.5 MPa；③最大卸压梯度工况中稳压器安全阀蒸汽流量取最大值，最小卸压梯度工况中稳压器安全阀蒸汽流量取最小值；④假设稳压器比例加热器投入50%，稳压器喷雾流量为0。

3.2   结果分析

图4对比了TRANTH软件模拟计算得到的最大、最小卸压梯度工况稳压器压力变化。结果表明，在稳压器安全阀开启后，稳压器压力呈线性下降，最大、最小卸压梯度工况的卸压过程分别持续13.2 s和14.2 s，而后到达稳压器安全阀关闭定值（13.5 MPa），稳压器安全阀经1.5 s完全关闭，稳压器压力稳定在13.4 MPa左右。其变化规律与试验过程基本吻合。

图  4  稳压器卸压梯度

Figure  4.  Pressurizer Pressure Relief Gradient

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模拟计算得到的最大卸压梯度为0.0986 MPa/s，最小卸压梯度为0.0918 MPa/s。对比分析表1中的试验数据计算结果，最大卸压梯度和最小卸压梯度的值的相对误差为0.4%~9.5%，模拟效果较为准确。TRANTH软件模拟的稳压器卸压梯度略高于实际情况，对于关注偏离泡核沸腾比（DNBR）的这类事故，TRANTH软件模拟的反应堆冷却剂系统的降压速度比实际更快，对事故分析而言是保守的。通过以上分析，认为稳压器模型模拟计算结果与真实情况较为符合，可以满足工程精度要求。

4.   结　论

本文介绍了我国首套具有完全自主知识产权、适用于二代及三代先进压水堆设计与安全分析的瞬态分析软件TRANTH，阐述了稳压器模型的特点，并通过核电厂调试试验数据进行了验证。通过对比模拟计算结果和试验采集数据，发现模拟计算结果与现场试验结果差异较小，该稳压器模型对关注DNBR的事故分析而言是保守的，程序满足工程设计要求，计算精度良好。此项工作为TRANTH软件自主化验证提供了支撑。