作者:Robert Reeves, MAAP Services, Fauske & Associates, LLC (FAI)董事
模块化事故分析程序(MAAP)隶属于电力研究所(EPRI)，是核工业30多年来一直依赖的计算工具，不仅可以解决严重的事故问题，还可以解决与核电站相关的运行问题。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通常用于执行热水力分析，以支持PRA I级和II级
分析。对于I级分析，基于设备性能，MAAP被用于确定成功(即，是否避免了堆芯损坏?)MAAP还用于确定敏感操作人员操作的可用时间，这是人类可靠性分析(HRA)的输入。反应堆冷却剂系统的MAAP模型和复杂的热液现象对这些分析是重要的。
对于II级分析，MAAP用于评估安全壳及其支持系统的性能，重点关注可能导致事故早期出现大缺口的事故序列。反应堆冷却剂系统质量/能量释放的MAAP模型、通过多个系统和热交换器的容器热去除过程以及容器加热现象学对这些分析都很重要。
MAAP是一种快速运行的分析工具，适用于预测事故进展(即堆芯暴露、损坏、容器破裂、安全壳破裂)，并评估操作人员行动的时机和有效性。MAAP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，它不局限于具有非常详细模型的少数现象)。
MAAP5版本包含完全集成的热液压(T/H)模型:
1.主系统热力学
2.核心加热，退化和熔化
3.裂变产物释放、运输、沉降和加热
4.esf(设计的安全特性)
5.热力学控制
6.剂量(厂内和厂外)计算
自MAAP4发布以来，这些模型中的许多都进行了更新，可以在假定的事故期间对核电站性能提供更现实的预测。
目前核工业中的一个问题是，大多数核电站PRA模型是基于旧版本的MAAP4计算机代码(即MAAP4.06, MAAP4.07等)的结果。在MAAP4的每个小版本中，相关的建模差异很少。然而，在过去的10年里，EPRI发布了MAAP的新版本MAAP5，它有许多改进和新的建模能力。以下总结了显著差异，以帮助认识到更新植物PRA模型以使用MAAP5的结果的好处。
1.EPRI不再支持MAAP4开发。因此，对于未来出现的任何问题(例如SFP分析、安全壳排气、低功率停机分析等)，MAAP4将不具备足够的建模能力来解决这些问题。EPRI目前提供的与MAAP4相关的唯一支持是仅针对用户问题的直接实用程序支持。
2.压水堆主系统MAAP5建模能力的增强为分析结果提供了更加真实的模型和建模能力。
- MAAP4将主系统建模为对主系统设备控制有限的“双环”系统。对于3个或4个回路的设计，MAAP4假设与事故无关的2个或3个回路表现相同(因此它们被有效地集中在一起)。
- MAAP5分别对每个RCS回路进行建模，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安全阀/溢流阀、ECCS注入等)，从而提供更准确的EOPs和操作人员动作建模。
- MAAP4不具有冷却液液相自然循环和强制循环的完全机制模型，而MAAP5具有单相和两相自然循环和强制循环的明确模型。因此，MAAP5可以模拟主系统中的相分离。这种能力在小或非常小的LOCA场景下，在计算断流(单相流与两相流)、RCS压力和RCS水库存时尤其重要。流动是单相流动还是两相流动对堆芯暴露时间和堆芯损坏有显著影响。在MAAP5中，相分离由热-水力模型进行机械处理，不需要进行广泛的灵敏度研究来了解相分离的影响。
- 与MAAP4相比，MAAP5压水堆RCS热水力模型响应更接近于其他常用的行业规范，如RELAP5和MELCOR。MAAP5压水堆RCS热水力模型已经根据选定的实验和批准的分析代码进行了验证(基准)。
- MAAP5压水堆RCS热水力模型解决了USNRC长期以来不愿接受MAAP4压水堆分析报告的问题，因为MAAP4压水堆RCS模型存在明显的不足。虽然MAAP5模型还没有被USNRC正式审查，但MAAP5模型的进步和基准验证使得接受特定案例的提交减少了争议。
- 目前，一家核电站正在将其PRA模型升级到MAAP5，并正在研究MAAP5升级对I级成功标准、HRA计时、I级T/H和LERF的影响，该核电站的数据样本确定了以下内容初步发现:
-由于改进的MAAP5主系统建模及其更真实的模型，MAAP5通常表明，对于小型loca和电站停电事故(密封loca)，有更多的时间来发现堆芯和堆芯损坏，以及/或更多的时间来实施行动，以防止此类事件。
-更高的密闭气体温度和更详细的主系统节点化和建模能力可产生更低的主系统热沉温度，从而减少主系统中铯碘(CsI)的长期再汽化，从而可能降低II级源项的释放。
- MAAP5对堆芯熔体过程建模的其他改进也会影响长期裂变产物的释放。
- 一些非pra特性为最终用户提供了额外的价值。特别是，将最初的DOSE代码完全集成到MAAP5代码框架中，可以在进行裂变产物运输和释放评估时，更容易地进行伴随剂量评估。以前，MAAP4代码和DOSE代码是独立的自治代码，需要用户组装MAAP4输出作为DOSE代码的输入。对用户的另一个附加价值是能够将MAAP5集成到工厂模拟器中，为严重事故管理指南(SAMG)的操作员培训提供严重事故组件。MAAP5集成到工厂模拟器中并不是缺省情况下伴随MAAP5的“自动”功能。执行到模拟器的集成需要额外的工作。然而，值得注意的是，这种集成在MAAP5中要容易得多，因为MAAP5的设计就是为了适应这种集成。
3.MAAP5包括几个模型升级，以评估严重事故的影响，包括那些影响乏燃料池的事故:
- MAAP5代码提供了与辅助建筑物的乏燃料池区域相关的“II级”事故分析的建模能力。它可以计算沸腾时间和揭开燃料组件的时间，它可以用来模拟燃料组件的加热，zr -水和zr -空气氧化，与燃料组件熔化过程相关的裂变产物释放，以及乏燃料处理建筑物内的环境条件。MAAP5代码提供了与辅助建筑物的乏燃料池区域相关的“II级”事故分析的建模能力。它可以计算沸腾时间和揭开燃料组件的时间，它可以用来模拟燃料组件的加热，zr -水和zr -空气氧化，与燃料组件熔化过程相关的裂变产物释放，以及乏燃料处理建筑物内的环境条件。
- MAAP5还能够在正常运行之外的运行配置中对电站进行建模，例如在低功率运行期间(例如，RPV截流、喷嘴大坝安装、增压器人工通道打开、SG人工通道打开等)。
- 剩余的对安全壳完整性的严重事故挑战之一涉及通过上覆水池冷却堆芯碎片(容器失效后)的能力。MAAP4预测，如果堆芯碎片被水覆盖，根据用户输入的临界热流参数FCHF的值，它是可冷却的还是不可冷却的。基于最近的实验数据和建模进展，MAAP5采用了机械模型(体冷却、水侵入和熔体喷发模型)来更好地解决碎片的冷却性问题。MAAP5以最新的碎片冷却性实验为基准。除了碎片的可冷却性，混凝土表面的熔融核心-混凝土相互作用(MCCI)的相关现象在以下领域得到了改进:(i)对最先进的实验进行基准测试和(ii)建模的灵活性以处理不同的情况。
4.在许可证方面，大多数美国公用事业公司已经购买了MAAP5许可证;因此，与更新到MAAP5相关的唯一新成本是将现有MAAP参数文件升级到MAAP5。根据现有MAAP4参数文件及其支持文档的范围和质量，与此类升级相关的成本通常在5万美元左右(不包括附加组件，如剂量、SFP模型、中子学、详细设计基础容器模型或其他不直接适用于大多数PRAs的改进)。
5.此外，几乎所有欧洲和亚洲MAAP用户都已经在使用MAAP5，因此，他们间接地控制着MAAP5的进一步开发(在优先考虑哪些改进和模型增强得到EPRI的资助方面)。
总之，MAAP5在节点化和现象学模型方面对反应堆冷却剂系统、安全壳、支撑系统和乏燃料池都有更现实的模型。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。然而，每个工厂的热水力模型和PRA模型都存在差异，这使得特定工厂的确切效益无法先验量化。
最后一个需要考虑的问题是，如果PRA模型的成功标准和操作人员的响应时间是基于MAAP4或更老的版本，那么这些分析很可能是至少10年前的，并且工厂设计和操作人员的响应能力可能已经发生了变化，这些变化没有反映在热水力分析中。为了保持PRA模型的范围和质量与当前标准的一致性，更新或至少进行一些选择性基准测试可能是必要的。
欲了解更多信息和讨论，请联系Robert Reeves, reeves@fauske.com或(630)887-5220。m.domyth.com
