【摘要】：日本福島核事故后,核電廠嚴(yán)重事故的研究再次成為核工業(yè)界關(guān)注的焦點(diǎn),一方面在設(shè)計(jì)上有針對(duì)性的推動(dòng)實(shí)施嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施,另一方面在核電廠運(yùn)行上推行“狀態(tài)導(dǎo)向的事故規(guī)程”以及“嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則”的開(kāi)發(fā)和應(yīng)用。在設(shè)計(jì)上的研究主要通過(guò)理論和實(shí)驗(yàn)相結(jié)合的方法,其直接的工具是“嚴(yán)重事故分析軟件”。在運(yùn)行管理上,事故規(guī)程和管理導(dǎo)則的開(kāi)發(fā)及驗(yàn)證不僅基于軟件分析的結(jié)果,還要求經(jīng)過(guò)專門(mén)的“嚴(yán)重事故模擬機(jī)”的驗(yàn)證,確保規(guī)程和導(dǎo)則的全面合理可行�！皣�(yán)重事故模擬機(jī)”的核心軟件是“嚴(yán)重事故仿真軟件”。因此嚴(yán)重事故軟件工具的研究開(kāi)發(fā)是核工業(yè)進(jìn)行嚴(yán)重事故相關(guān)設(shè)計(jì)和運(yùn)行管理的基礎(chǔ)。目前我國(guó)的嚴(yán)重事故軟件主要依靠從歐美引進(jìn)。在我國(guó)從核電大國(guó)邁向核電強(qiáng)國(guó)的征途上,特別是我國(guó)實(shí)施核電“走出去”戰(zhàn)略后,包括嚴(yán)重事故軟件在內(nèi)的基礎(chǔ)軟件的自主化成為我們必須解決的問(wèn)題。中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)公司“核電軟件自主化專項(xiàng)”正是在這個(gè)背景下開(kāi)展的。本論文研究的課題作為“核電軟件自主化專項(xiàng)”的組成部分,其目的首先是解決嚴(yán)重事故模擬機(jī)的關(guān)鍵基礎(chǔ)軟件即“嚴(yán)重事故仿真軟件”,其次是通過(guò)嚴(yán)重事故仿真軟件的研究,為后續(xù)“嚴(yán)重事故分析軟件”奠定基礎(chǔ)�！皣�(yán)重事故仿真軟件”和“嚴(yán)重事故分析軟件”相比,均要求模型的真實(shí)可信,要求能夠描述嚴(yán)重事故進(jìn)程中的主要物理過(guò)程。不同之處在于,嚴(yán)重事故分析軟件是通過(guò)不斷的理論研究和實(shí)驗(yàn)研究開(kāi)發(fā)和改進(jìn)的,而嚴(yán)重事故仿真軟件的開(kāi)發(fā)方法主要偏重于理論研究,同時(shí)允許在不違背基本物理原理前提下,可以通過(guò)借鑒、簡(jiǎn)化“分析軟件”模型的方法進(jìn)行開(kāi)發(fā)。嚴(yán)重事故仿真軟件的應(yīng)用對(duì)象是嚴(yán)重事故模擬機(jī),還必須解決嚴(yán)重事故軟件與模擬機(jī)中原有堆芯物理物理軟件、熱工水力軟件以及安全殼軟件的實(shí)時(shí)耦合計(jì)算問(wèn)題。本文研究開(kāi)發(fā)的嚴(yán)重事故仿真軟件SimSA就是通過(guò)關(guān)鍵理論模型的研究,并通過(guò)借鑒國(guó)際上先進(jìn)的嚴(yán)重事故分析軟件的物理模型進(jìn)行開(kāi)發(fā)的,同時(shí)重點(diǎn)解決了嚴(yán)重事故仿真軟件與其它軟件的耦合問(wèn)題。首先,對(duì)嚴(yán)重事故仿真系統(tǒng)的實(shí)施方案進(jìn)行了研究,對(duì)比分析了國(guó)際上兩種常用方案的優(yōu)劣,提出了基于實(shí)際使用效果及技術(shù)自主研發(fā)方面考慮,應(yīng)該采用開(kāi)發(fā)嚴(yán)重事故仿真軟件的方案。隨后對(duì)嚴(yán)重事故仿真軟件的架構(gòu)進(jìn)行了設(shè)計(jì),并確定了其開(kāi)發(fā)范圍。其次,參考國(guó)際上成熟的嚴(yán)重事故分析軟件(MAAP及SCDAP)的理論模型,考慮模擬機(jī)實(shí)時(shí)計(jì)算的要求,重點(diǎn)對(duì)模型數(shù)值算法進(jìn)行了研究。結(jié)合算法研究給出了各控制模型的數(shù)值求解方法,開(kāi)發(fā)了一套的描述輕水堆嚴(yán)重事故關(guān)鍵過(guò)程的仿真模型,包括堆內(nèi)過(guò)程:1)鋯-水反應(yīng)模型;2)二氧化鈾與鋯的共晶作用模型;3)堆芯熔化損毀過(guò)程模型;4)熔融物再定位及支撐板失效過(guò)程模型;5)下封頭熔池行為模型。堆外過(guò)程:堆芯熔融物與混凝土相互作用過(guò)程模型。并參考相關(guān)實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)或其它公認(rèn)的成熟模型對(duì)仿真模型進(jìn)行了對(duì)比驗(yàn)證。再次,對(duì)程序集成及耦合技術(shù)進(jìn)行了深入研究,給出了堆芯行為模型與主系統(tǒng)熱工水力模型耦合計(jì)算的解決方案,解決了嚴(yán)重事故階段熱工水力過(guò)程計(jì)算與堆芯行為計(jì)算的耦合問(wèn)題,完成了對(duì)堆內(nèi)嚴(yán)重事故過(guò)程的完整模擬。再通過(guò)研究變步長(zhǎng)多程序同步計(jì)算技術(shù),提出了基于時(shí)域控制技術(shù)的同步計(jì)算解決方案,使得SimSA各程序模塊在不犧牲計(jì)算精度的情況下,完成了多模塊的同步協(xié)同計(jì)算。最終形成了能夠模擬堆內(nèi)、堆外完整嚴(yán)重事故過(guò)程的嚴(yán)重事故仿真計(jì)算程序SimSA。然后,在SimSA程序的整體驗(yàn)證環(huán)節(jié),考慮SimSA并不是一個(gè)獨(dú)立運(yùn)行的程序,其運(yùn)行環(huán)境高度依賴與模擬機(jī)的集成,為了確保驗(yàn)證環(huán)境的一致性,對(duì)MAAP5與模擬機(jī)集成技術(shù)進(jìn)行了研究,開(kāi)發(fā)了一套基于MAAP5與模擬機(jī)集成的嚴(yán)重事故驗(yàn)證環(huán)境。該驗(yàn)證環(huán)境的開(kāi)發(fā)得到了MAAP軟件所有者美國(guó)電力科學(xué)研究院(EPRI)的技術(shù)支持,相關(guān)集成技術(shù)得到廣泛驗(yàn)證,驗(yàn)證系統(tǒng)準(zhǔn)確可靠。最后,以中核集團(tuán)二代改進(jìn)型核電機(jī)組CP1000為研究對(duì)象,收集相關(guān)數(shù)據(jù)分別基于SimSA及MAAP5建立了CP1000核電機(jī)組的電廠模型,通過(guò)對(duì)比計(jì)算,驗(yàn)證SimSA的整體性能。驗(yàn)證結(jié)果表明SimSA能夠模擬嚴(yán)重事故的主要過(guò)程,其模擬范圍及計(jì)算性能可以滿足嚴(yán)重事故仿真的要求。目前,SimSA程序已經(jīng)應(yīng)用到福清、方家山以及海南昌江等多臺(tái)全范圍模擬機(jī)嚴(yán)重事故仿真功能升級(jí)項(xiàng)目以及中國(guó)核電工程公司華龍一號(hào)設(shè)計(jì)驗(yàn)證平臺(tái)開(kāi)發(fā)項(xiàng)目中,負(fù)責(zé)嚴(yán)重事故過(guò)程的實(shí)時(shí)模擬,協(xié)助進(jìn)行嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則的培訓(xùn)、演練及驗(yàn)證工作。
【圖文】：

核電廠由于其技術(shù)復(fù)雜、難度高以及涉及到核安全的特點(diǎn)，，其運(yùn)行和維護(hù)對(duì)人員資格和能力的要求也比較高。核電站必須有稱職的工作人員按照設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)和規(guī)范進(jìn)行運(yùn)行和維護(hù)，這些人員必須認(rèn)真挑選、適當(dāng)培訓(xùn)并具備合格的條件。根據(jù)國(guó)際慣例和國(guó)家核安全法規(guī)的要求，核電站操縱員必須持有國(guó)家核安全局頒發(fā)的運(yùn)行執(zhí)照，而取得相應(yīng)的執(zhí)照必須通過(guò)核電站全范圍仿真機(jī)的學(xué)習(xí)、培訓(xùn)和考試[75~78]。核電站仿真機(jī)是提高運(yùn)行技術(shù)支持人員專業(yè)水平的非常有效的培訓(xùn)工具，也是進(jìn)行電站運(yùn)行分析的有效技術(shù)手段，因此目前所有的核電站都設(shè)置有專門(mén)的培訓(xùn)中心，全范圍仿真機(jī)、原理性仿真機(jī)等專用仿真培訓(xùn)系統(tǒng)，成為必不可少的培訓(xùn)設(shè)施。然而現(xiàn)有的核電廠全范圍仿真機(jī)、原理性仿真機(jī)等都不包含嚴(yán)重事故相關(guān)的仿真模型，因而無(wú)法進(jìn)行嚴(yán)重事故模擬，也就無(wú)法提供嚴(yán)重事故相關(guān)的培訓(xùn)、演練以及驗(yàn)證功能。為了彌補(bǔ)這個(gè)不足，一般在傳統(tǒng)全范圍模擬機(jī)的基礎(chǔ)上通過(guò)集成嚴(yán)重事故仿真模塊，完成對(duì)嚴(yán)重事故模擬功能的擴(kuò)充，形成能夠模擬從正常運(yùn)行到設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故再到嚴(yán)重事故的全工況模擬系統(tǒng)，這個(gè)能夠模擬嚴(yán)重事故的全工況模擬系統(tǒng)也叫做核電廠嚴(yán)重事故仿真系統(tǒng)。一般結(jié)構(gòu)如圖 2.1 所示：

仿真系統(tǒng)通過(guò)在傳統(tǒng)全范圍仿真機(jī)上集成嚴(yán)重事充，進(jìn)而完成對(duì)核電廠嚴(yán)重事故的仿真模擬，其廠從正常運(yùn)行到設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故再到嚴(yán)重事故的全及其他核安全相關(guān)人員了解核電廠嚴(yán)重事故過(guò)程練提供逼真的事故場(chǎng)景，使得核應(yīng)急演練更具針練的效果，進(jìn)而提升核電廠人員應(yīng)急處置的能力操作界面及完整的系統(tǒng)模型，可以用來(lái)進(jìn)行嚴(yán)重正確性及干預(yù)措施的有效性。事故仿真系統(tǒng)的構(gòu)成仿真系統(tǒng)的構(gòu)成主要由兩種方案：1）直接采用故仿真模型與模擬機(jī)進(jìn)行集成；2）在全范圍模嚴(yán)重事故過(guò)程模型，實(shí)現(xiàn)對(duì)嚴(yán)重事故仿真功能的
【學(xué)位授予單位】：哈爾濱工程大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：博士
【學(xué)位授予年份】：2018
【分類號(hào)】：TM623.8

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本文編號(hào)：2669987