最近的帖子

模块化事故分析程序(MAAP)5转换参数

张贴者 The 福斯克Team 上08.23.16

By: Robert Reeves, Director, 行动计划 Services, 福斯克& Associates,LLC(FAI)

电气拥有的模块化事故分析程序(MAAP) 电力研究所(EPRI),是核能的一种计算工具 行业已经依靠30多年来解决严重事故 问题,还有与核电厂有关的运营问题。今天, MAAP主要用于公用事业PRA(概率风险评估) 组。在PRA组织中,MAAP通常用于执行 支持PRA I级和II级的热工液压分析 N-15-08_DRAFT_rev.jpg分析。 对于I级分析,MAAP用于确定成功(即 是否可以避免核心损坏?)基于设备性能。 行动计划也是 用于确定可用于操作员敏感动作的时间,即 人类可靠性分析(HRA)的输入。 行动计划模型 反应堆冷却系统和复杂的热工现象是 important for these 分析。

对于II级分析,使用MAAP评估 遏制及其支持系统,重点关注事故序列 可能会在事故初期导致重大违规。 行动计划模型 反应堆冷却剂系统的质量/能量释放,安全壳热量 通过多个系统和热交换器进行的去除过程以及安全壳加热现象 这些分析都很重要。

行动计划 是一种快速运行的分析工具,适用于预测事故的进程(即核心发现,损坏, 违反船舶,密闭措施)并评估操作员行动的时机和有效性。行动计划 使用简单的,第一性原理验证的模型表示大量相互作用的现象(即 仅限于非常详细的模型中的一些现象)。

行动计划5版本包含用于以下方面的完全集成的热工(T / H)模型:

     1.主要系统热力学
     2.堆芯加热,降解和熔化
     3.裂变产物的释放,运输,沉淀和加热
     4. ESF(工程安全功能)
     5.安全壳热力学
     6.剂量(厂内和厂外)计算

自MAAP4发布以来,许多模型已经更新,可以提供更现实的预测 在假定的事故中的工厂性能。

核工业中的当前问题是,大多数核电厂PRA模型都基于结果 从旧版本的MAAP4计算机代码(即MAAP4.06,MAAP4.07等)中删除。建模很少  MAAP4的每个次要版本中关联的差异。但是,在过去的10年中,EPRI已发布 MAAP的新版本称为MAAP5,它具有许多改进和新的建模功能 与之相关。下面总结了重大差异,以帮助您认识到以下好处: 更新工厂PRA模型以使用MAAP5的结果。

1. EPRI不再支持MAAP4开发。因此,对于将来出现的任何问题 (例如SFP分析,安全壳通风,低功率停机分析等),MAAP4将没有 足以解决这些问题的建模能力。 EPRI当前提供的唯一支持与 MAAP4是仅对用户问题的直接实用程序支持。

2. PWR主系统增强的MAAP5建模功能提供了更现实的 建模和建模能力以证实分析结果。

  • 行动计划4将主要系统建模为“双重控制”系统,对主要系统的控制有限 系统设备。对于3或4回路设计,MAAP4假定2或3回路未关联 事故的表现相同(因此有效地将它们组合在一起)。

  • 行动计划5分别为每个RCS回路建模,并允许对每个回路的设备进行单独控制 (即RCP,SGs给水控制,SG安全/泄压阀,ECCS注入等),从而提供 EOP和操作员行为的更准确建模。

  • 行动计划4不具有自然循环和强制循环的完全机械模型 冷却液的液相,而MAAP5具有用于单相和两相的显式模型 自然循环和强制循环。结果,MAAP5可以对相分离进行建模 在主系统中。在较小或很小的LOCA中,此功能尤其重要 计算中断流量(单相或两相流),RCS压力和RCS的场景 水库存。流动是单相还是两相都会产生明显的影响 关于发现核心和破坏核心的时间。在MAAP5中,处理相分离 通过热工-液压模型机械地进行,不需要广泛的灵敏度 研究以了解相分离的影响。

  • 与MAAP4相比,MAAP5 PWR RCS热工模型的响应更加相似 到其他常用的行业代码,例如RELAP5和MELCOR。 行动计划5 PWR RCS 热工液压模型已针对选定的实验进行了验证(基准),并且 批准的分析规范。

  • 行动计划5 PWR RCS热工液压模型解决了USNRC长期以来对 由于指出了MAAP4的不足,因此接受了一些MAAP4 PWR分析提交 PWR RCS模型。尽管USNRC尚未正式审查MAAP5模型,但  MAAP5模型的改进和基准验证使特定案例得到接受 提交的争议较少。

  • 当前正在将PRA模型升级到MAAP5的核电公司的数据采样 并研究了MAAP5升级对I级成功标准,HRA时机, I级T / H和LERF已确定以下内容 初步 发现:

–由于改进了主系统的MAAP5建模,并且更加实际 模型,MAAP5通常表明,对于较小的LOCA和车站停电事故( 密封LOCA),则增加了岩心发现和岩心损坏的时间,并且/或者有更多时间进行岩心发现和岩心破坏 采取措施以防止此类事件的发生。
–更高的安全气体温度和更详细的一次系统节点化 和建模功能可降低初级系统的散热器温度,从而 初级系统中较长期的碘化铯(CsI)再蒸发较少,因此有可能 较低的II级源术语发布。
–对核心熔融过程建模的其他MAAP5增强可能会影响很长时间 术语裂变产物也会释放。

  • 一些非PRA功能为最终用户提供了附加价值。特别是完全整合 将原始DOSE代码添加到MAAP5代码框架中,可以轻松实现同伴 结合裂变产物的运输和释放进行剂量评估 评定。以前,MAAP4代码和DOSE代码是独立的自治 要求用户汇编MAAP4输出以用作DOSE代码输入的代码。 给用户带来的另一个附加价值是能够将MAAP5集成到工厂仿真器中以 为严重事故管理指南(SAMG)的操作员培训提供严重事故组成部分。 行动计划5集成到工厂模拟器中不是“自动”功能 MAAP5默认情况下。需要额外的工作来执行集成 进入模拟器。但是,值得注意的是,这种集成是 自从MAAP5就是为了适应这种集成而设计的。

3. 行动计划5包括几种模型升级,以评估严重事故的影响,包括那些 影响乏燃料池:

  • 行动计划5代码提供了执行“ II级”类型事故分析的建模能力 与辅助建筑物的乏燃料池区域相关联。它可以计算出沸腾时间和发现燃料组件的时间,并且可以用来模拟燃料的加热 燃料组件,Zr-水和Zr-空气的氧化,裂变产物的释放与 燃料组件的融化过程,以及用过的燃料中的环境条件 燃料处理大楼。 行动计划5代码提供了执行“ II级”的建模能力 与辅助建筑物的乏燃料池区域相关的类型事故分析。它 可以计算出煮沸的时间和发现燃料组件的时间,并且可以使用 模拟燃料组件的加热,Zr-水和Zr-空气的氧化,裂变产物的释放 与燃料组件的融化进程以及环境条件有关 在乏燃料处理大楼内。

  • 行动计划5还具有在正常操作以外的操作配置中对工厂进行建模的能力,例如在低功率操作期间(即RPV顶空,喷嘴坝安装,增压器人行道打开,SG人行道打开等)

  • 安全壳完整性所面临的严重事故中仍然存在的挑战之一涉及 由于上方有水池,因此可以冷却岩心碎屑(船只发生故障后)。 行动计划4预测 如果核心碎片被水覆盖,则取决于 用户输入的临界热通量参数FCHF的值。根据最近的实验数据和 建模方面的进步,而MAAP5则具有机械模型(整体冷却,进水, 和熔体喷发模型)以更好地解决碎片的可冷却性。 行动计划5已进行基准测试 反对正在进行的最新碎片冷却实验。除了碎屑可冷却性之外, 混凝土表面熔融核-混凝土相互作用(MCCI)的相关现象具有 在以下方面取得了进步:(i)以最新实验为基准;(ii) 建模灵活性以处理各种情况。

4.在许可方面,美国大多数公用事业公司已经购买了MAAP5许可; 因此,与更新到MAAP5相关的唯一新成本是现有的升级 将MAAP参数文件转换为MAAP5。取决于现有MAAP4的范围和质量 参数文件及其支持文档,与此类升级相关的成本为 一般在$ 50K左右(不包括附加功能,例如剂量,SFP模型,中子学,详细 设计基础包含模型或其他不适用于大多数情况的改进 PRAs).

5.此外,几乎所有欧洲和亚洲的MAAP用户都已经在使用MAAP5,因此,他们 间接控制了进一步的MAAP5开发(就优先考虑哪些改进而言) 模型增强功能由EPRI资助)。

总而言之,MAAP5在节点化和现象学方面都有更现实的模型 反应堆冷却剂系统,安全壳,支撑系统和乏燃料池的模型。这些 更现实的模型通常都使用宽松的设备性能要求和宽松的 操作员响应时间。但是,每个工厂的热工水力模型和 PRA模型,无法量化特定工厂的确切收益。

最后要考虑的是,如果PRA建模成功标准,并且操作员响应时间为 基于MAAP4或更旧的版本,这些分析可能至少有10年的历史了, 可能是未反映的工厂设计和操作员响应能力的更改 在那些热工液压分析中。可能会进行更新,或至少进行一些选择性基准测试 必须与PRA模型的范围和质量保持与当前标准的一致性。

有关更多信息和讨论,请联系 罗伯特·里夫斯([email protected])或 (630) 887-5220. www.yqlife.cn

行动计划4热腿和下头部失败基准

订阅FAI的"核技术公报"

话题: 核电厂, 行动计划, 概率风险评估, PRA , 模块化事故分析程序, EPRI, 本地, 反应堆冷却剂系统, 事故分析

cta-bg.jpg

我的灰尘可燃吗?

帮助您决定的流程图
现在就下载