Development and Application of Integrated Accident Analysis System for PWR Based on Neutronic/Thermal-hydraulics Coupling
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摘要: 随着反应堆堆芯棒控模式的发展，控制棒价值的增长使得传统弹棒事故分析方法的裕量不断减少。为此本文开发了基于物理-热工软件的三维压水堆一体化事故分析系统。该系统耦合了中国广核集团研发的堆芯核设计软件COCO与子通道分析软件LINDEN，并根据事故分析方法开发了事故核瞬态及热瞬态模拟功能。通过一体化的耦合建模，搭配新的弹棒事故分析方法，该系统可用于弹棒事故中的瞬态进程模拟、全堆pin-by-pin级别的偏离泡核沸腾（DNB）后果评估及燃料完整性评价。通过与传统弹棒分析方法在大型压水堆堆型的对比分析，基于一体化事故分析系统的弹棒分析结果可释放安全裕量，保证堆芯安全，后续可用于棒控堆芯的弹棒事故分析。Abstract: With the development of the rod control mode of reactor core, the increasing value of control rod makes the margin of traditional accident analysis method of rod ejection decrease. In this paper, a three-dimensional PWR integrated accident analysis system based on neutronic-thermal code is developed. The system couples the reactor core nuclear design code COCO and the sub-channel analysis code LINDEN, developed by China General Nuclear Power Group, and develops accident nuclear transient and thermal transient simulation functions based on an advanced accident analysis method. Through an integrated coupling modeling with the new rod ejection accident analysis method, the system can be used for transient process simulation in rod ejection accidents, Departure from Nucleate Boiling (DNB) consequence assessment with pin-by-pin model, and fuel integrity analysis. By comparing with the traditional rod ejection analysis method in large PWRs, the rod ejection analysis results based on the integrated accident analysis system can release the safety margin, ensure the safety of reactor core and subsequently be used for rod ejection accident analysis of rod control reactor.
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图 1 事故分析系统架构图
dll—动态链接库；CRDNB—DNB份额。
Figure 1. Architecture of Accident Analysis System
图 2 一体化分析系统计算流程图
t0—软件模拟的当前时间；t0+Δt—目标时间。
Figure 2. Calculation Flowchart of Integrated Accident Analysis System
图 3 弹棒事故核功率结果对比
Figure 3. Comparison of Nuclear Power Results for Rod Ejection Accident
图 4 弹棒事故DNBR及燃料完整性结果对比
Figure 4. Comparison of DNBR and Fuel Integrity Results of Rod Ejection Accident
表 1 一体化分析方法相比传统事故分析方法的优势
Table 1. Advantages of Integrated Accident Analysis Method over Traditional Accident Analysis Method
算例
序号传统分析方法 一体化分析方法 一体化分析方法优势 1 二维+一维的DNB分析方法：采用稳态计算事故后最大功率峰值因子（FΔH）进行DNBR计算，并使用燃料统计曲线计算堆芯中CRDNB 采用三维功率分布进行pin-by-pin子通道建模，分析堆芯各时刻DNB发生情况，并统计全堆CRDNB 精确模拟堆芯瞬态过程中各节点功率分布变化，取消保守的包络FΔH 2 由于下游无法统计热功率分布及FΔH，采用核功率分布作为DNB计算的热源 通过三维传热计算，核功率通过燃料转化为热功率到慢化剂，进行DNB计算 从传热角度更加精确地模拟相关时刻点传递到慢化剂的热量，取消核功率直接加热的保守假设 3 采用燃料统计曲线进行CRDNB分析，根据发生DNB的功率份额在堆芯中的占比确定当前点是否发生DNB 采用三维热工水力工况判断是否发生DNB DNBR的限值与发生DNB的轴向段位置相关，传统分析方法无法统计发生位置，一体化分析方法可结合堆芯轴向位置判断是否发生DNB 4 事故初期采用保守的慢化剂温度边界条件，进一步高估初始燃料温度 采用瞬态过程中的三维精确核功率进行燃料棒及慢化剂的一体化传热 根据不同空间位置给出合理的慢化剂及燃料初始温度，减少事故初始状态过于保守的假设 5 燃料温度计算采用全堆包络的功率分布，统计瞬态过程中全堆FΔH的变化过程，并作用到一根燃料棒中，计算出保守的燃料温度 精确模拟堆芯热点的幅值及位置变化，降低单一燃料棒传递的热源和燃料温度 6 由于燃料温度和DNB计算相互独立，无法精确给出DNB的发生时刻及位置，故燃料温度计算时假设事故初期已发生DNB 燃料温度计算可根据DNB发生的位置及时刻，精确模拟DNB发生前后的燃料传热行为，降低燃料温度 
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表 2 NEACRP弹棒基准题验证结果
Table 2. Validation Results of Rod Ejection Benchmarking Problem of NEACRP
参数 算例 A1 A2 B1 B2 C1 C2 临界硼浓度 参考值/ppm 567.7 1160.6 1254.6 1189.4 1135.3 1160.6 计算值/ppm 564.9 1156.8 1251.6 1185.4 1132.7 1156.9 偏差/ppm −2.8 −3.8 −3.0 −4.0 −2.6 −3.7 最大组件功率 参考值 2.874 2.221 1.932 2.109 2.187 2.221 计算值 2.875 2.246 1.933 2.139 2.189 2.246 相对偏差/% 0.03 1.13 0.05 1.40 0.09 1.13 堆芯峰值功率（Pmax） 参考值 1.179 1.080 2.441 1.063 4.773 1.071 计算值 1.162 1.063 2.390 1.058 4.934 1.069 相对偏差/% −1.46 −1.60 −2.13 −0.47 3.26 −0.19 达到峰值功率时间（tmax） 参考值/s 0.560 0.100 0.517 0.120 0.268 0.100 计算值/s 0.550 0.100 0.512 0.110 0.265 0.087 偏差/s −0.010 0 −0.005 −0.010 −0.003 −0.013 5 s时刻堆芯功率（P5） 参考值 0.196 1.035 0.320 1.038 0.146 1.030 计算值 0.197 1.036 0.322 1.036 0.147 1.032 相对偏差/% 0.51 0.10 0.62 −0.19 0.68 0.19 5 s时刻堆芯出口温度（T5） 参考值/℃ 293.1 324.6 297.6 324.7 291.5 324.5 计算值/℃ 293.3 325.1 297.9 325.1 291.6 325.2 偏差/℃ 0.2 0.5 0.3 0.4 0.1 0.7 1ppm=1 mg/L。
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表 3 一体化分析方法的计算模型及与传统分析方法复杂度对比
Table 3. Computational Model of the Integrated Analysis Method and Complexity Comparison with Traditional Analysis Methods
分析步骤 模块名称 一体化分析方法 计算复杂度 传统分析方法计算复杂度 核瞬态 中子动力学模块 半解析节块法 4.00×109 半解析节块法4.00×109 慢化剂温度模块 子通道 1.28×108 单通道2.27×104 燃料温度模块 有限差分法 2.27×104 有限差分法2.27×104 合计 4.13×109 4.00×109 热瞬态（DNB计算） 慢化剂温度模块 pin-by-pin子通道 2.05×1010 56个子通道1.00×105 燃料温度模块 有限差分法 1.84×106 合计 2.05×1010 1.00×105 热瞬态（燃料温度计算） 慢化剂温度模块 节块级子通道 1.28×108 燃料温度模块 有限差分法 2.27×104 有限差分法1 合计 1.28×108 1
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