ACME整體試驗臺架堆芯模擬體設計

李玉全，　常華健,2，　葉子申,2，　陳　煉，　王　含

(1． 國核(北京)科學技術研究院， 北京 102209； 2． 先進核能技術協同創新中心， 北京 100084)

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ACME整體試驗臺架堆芯模擬體設計

李玉全1，常華健1,2，葉子申1,2，陳煉1，王含1

(1． 國核(北京)科學技術研究院， 北京 102209； 2． 先進核能技術協同創新中心， 北京 100084)

摘要：為完成CAP1400非能動堆芯冷卻系統試驗驗證，設計并建造了1/3高度比例的ACME整體試驗臺架.針對整體試驗中堆芯處的關鍵熱工水力過程進行比例分析，確定堆芯模擬體設計所需滿足的相似準則，并在綜合考慮加熱棒制造工藝參數等因素后，通過不同方案比較確定了ACME堆芯模擬體加熱棒參數及整體幾何排布方案.為在試驗運行過程中有效支撐加熱棒，采用了具有梅花孔支撐形式的支撐板，并通過阻力計算確定支撐板流通孔開孔結構尺寸，以匹配臺架堆芯阻力設計要求.結果表明：ACME試驗臺架堆芯模擬體的設計通過了加工制造、組裝、阻力測試和試驗運行各環節的驗證，其設計滿足整體試驗要求.

關鍵詞：反應堆堆芯； 熱工水力； 整體試驗； 比例分析； 支撐格架

符號說明：

a——流通面積，m2

D——加熱棒直徑，m

dh,c——通道水力學直徑，m

f——沿程阻力系數

K——局部阻力系數

d——管道直徑

Fq——熱管因子

Gc——堆芯質量通量，kg/(m2·s)

g——重力加速度，m/s2

hfg——汽化潛熱，kJ/kg

hsub——過冷度焓，kJ/kg

l——高度，m

qm——質量流量，kg/s

N——加熱棒數量

PROD——加熱棒棒間距，m

P——堆芯總功率，kW

q″——熱流密度，kW/m2

ΔT——溫差，K

u——流速，m/s

V——體積，m3

Y——材料線膨脹系數

δ——支撐板厚度，m

ρ——密度，kg/m3

σ——表面張力，N/m

C——加熱棒接觸圓周方向總長

下標：

g——汽相

c——堆芯控制體

R——模型和原型之間的參數比例

通過比例化的反應堆熱工水力整體試驗臺架開展核電站小破口等各類事故模擬的試驗研究已取得大量成果.試驗結果廣泛應用于相關安全分析程序及設計驗證，并支持了核電站的安全評審.如美國西屋公司開發AP600/AP1000過程中所使用的3個整體試驗臺架APEX[1]、SPES-2[2]和ROSA[3]，用于俄羅斯VVER堆型的PACTEL[4]，用于韓國APR1400所采用的ATLAS[5]以及其他多個整體性試驗臺架.整體熱工水力試驗不同于核電設備鑒定試驗[6]，對于驗證安全系統設計具有重要意義.在引進消化吸收AP1000技術的基礎上，我國自主研發了具有更高功率的核電站CAP1400，同樣采用了先進的非能動安全技術.為支持其安全評審，特別設計了先進堆芯冷卻機理試驗(ACME)整體試驗臺架，在該臺架上開展了多項小破口事故模擬，獲得的試驗數據很好地驗證了相關安全分析程序和系統設計.

反應堆熱工水力整體性試驗的重要目的之一就是模擬事故情況下應急堆芯冷卻系統帶走堆芯衰變熱的情況，驗證系統是否能夠有效冷卻并淹沒堆芯.因此，堆芯模擬體是臺架的核心部件，其設計至關重要.在設計中不僅要保證基本的熱工水力相似性條件，還要考慮實際工程設計、制造安裝等一系列問題，且必須確保在多次反復模擬事故的強烈瞬態工況條件下能夠長期可靠運行.這些因素都為堆芯模擬體的設計帶來了技術挑戰.

筆者對ACME整體試驗臺架堆芯模擬體設計中的關鍵技術進行了分析和論證，明確了堆芯加熱棒設計參數及排布選取形式以及棒束支撐格架設計的關鍵問題.通過設備加工制造、組裝以及系統調試運行等各個環節的驗證，證明ACME堆芯設計能夠滿足整體試驗各方面的要求，為后續相關反應堆熱工水力整體試驗設計提供了可借鑒的技術經驗.

1堆芯加熱棒參數及排布方案設計

1.1ACME試驗臺架

ACME試驗臺架是以1/3高度和1/94體積比例設計的CAP1400整體試驗臺架，最高運行壓力為9.2 MPa，用于模擬CAP1400小破口事故瞬態過程.整體試驗系統的比例參數見表1.

表1　ACME試驗臺架整體比例

CAP1400的整體試驗臺架如圖1所示，ACME試驗臺架完整地模擬了主回路系統(RCS)和非能動堆芯冷卻系統(PXS)及其原型布置，其中一回路系統包含2個環路，每個環路包括1臺蒸汽發生器(SG)，2個主泵，2條冷管(CL)和1條熱管(HL)分別與SG和反應堆壓力容器(RPV)相連，構成一個一進兩出的閉合回路.1臺穩壓器(PZR)與1個環路的HL通過波動管相連.非能動堆芯冷卻系統包括2個堆芯補水箱(CMT)、2個蓄壓安注箱(ACC)、安全殼內換料水箱(IRWST)和置于IRWST內的非能動余熱排出熱交換器(PRHR).此外，利用臺架同樣模擬了原型系統的4級自動降壓系統(ADS)，其中2列ADS-1-3與PZR頂部相連，2列ADS-4分別與2條HL相連.為研究長期冷卻循環，還設有模擬原型地坑結構的地坑水罐(SUMP).

圖1　ACME試驗臺架RCS及PXS布置圖

作為核心部件的堆芯模擬體置于RPV內，模擬事故條件下產生的衰變熱及堆芯內的重要熱工水力現象.

1.2臺架堆芯設計相似準則

原型核電站反應堆堆芯由燃料組件、反應性控制棒束組件等其他構件組成，其結構形式非常復雜.同時，整體試驗所關注的僅為反應堆熱工水力現象，完全不需要模擬堆芯具體的核反應物理過程.因此，整體試驗臺架堆芯模擬體的設計可大幅簡化，燃料組件衰變熱通常采用電加熱棒組來模擬.

臺架堆芯設計首先要滿足整體性試驗熱工水力現象相似的要求，相似準則由重要現象分級表(PIRT)和比例分析來確定，已有廣泛研究和公認的分析結果[2,7].根據比例分析結果，堆芯設計首先在基本的幾何尺寸(包括加熱長度、流通面積、容積)上要與整體系統的比例(lR,AR及VR)保持一致，以滿足包括弛豫時間、Richardson數等在內的一系列Pi值，此處不再贅述.除幾何相似外，堆芯流動阻力也要相似，即：

(1)

堆芯功率應滿足系統功率比[2,7]：

(2)

同時，當加熱棒熱流密度超過臨界熱流密度(Critical Heat Flux，CHF)時將出現堆芯傳熱惡化，因此CHF也是需要重點關注的參數，其相似準則數可以表示為.

(3)

式中:q″CRIT和q″c,ROD分別表示臨界熱流密度和加熱棒最大熱流密度.

關于臨界熱流密度的模型很多，對于非能動安全系統而言，堆芯冷卻依靠自然循環、重力安注和再循環等過程實現，這些過程中堆芯流動處于低流量下的緩變瞬態過程，因此如Reyes[1]建議，該條件下的CHF參數可由Katto提出的低流量兩相自然循環臨界熱流密度關系式表示：

(4)

(5)

式中:ρls為飽和液體密度;lc為堆芯長度.

對于矩形布置的加熱棒，水力學直徑如下：

(6)

加熱棒最大熱流密度為：

(7)

將式(4)和式(7)代入式(3)，得到：

(8)

式(8)為堆芯加熱棒數量、直徑以及布置(P/D)設計提供了基本依據.除滿足CHF相似準則外，還需要綜合考慮堆芯幾何對稱性、加熱棒制造參數等.

1.3加熱棒參數及排布方案

在臺架系統比例及等物性模擬條件下，假定無過冷度的保守條件，式(8)可以簡化為：

(9)

在ACME試驗臺架堆芯設計過程中，為了更好地考慮保守性，軸向上采用如圖2所示的余弦功率分布形式，徑向上則功率展平.因此，其Fq確定為1.5.以系統幾何比例要求、式(9)以及CAP1400堆芯相關參數(見表2)作為計算條件，可以擬定出不同的臺架堆芯設計方案，包括不同的ACME堆芯加熱棒數量、直徑、P/D和堆芯流通結構等參數.

圖2　堆芯軸向功率分布

結合可選堆芯方案，對加熱棒供貨商進行了詳細的產品參數調研，包括功率及其分布、尺寸、最大功率限值、最大熱流密度限值等重要參數.在選定參數時還要保證試驗所需最大運行功率及熱流密度低于允許值，以獲得足夠的運行安全裕度.綜合考慮各因素及成本，最終確定采用180根加熱棒的設計方案(表2).另外，為了測量堆芯溫度的空間分布，在堆芯中布置了9根多點熱電偶棒，堆芯整體布置情況如圖3所示.

2支撐格架設計

2.1支撐方案選取

實際核電站堆芯燃料組件在沿長度方向上布置若干定位格架，作為棒束的支撐并具有攪混作用，不同組件具有不同結構但都較為復雜[8].而在整體試驗堆芯模擬體中，同樣需考慮在加熱棒長度方向上的設計支撐結構，一方面避免僅依靠加熱棒上下端頭固定而出現流體流動對長跨度加熱棒產生激蕩導致的棒體損壞，另一方面起到匹配模擬所需堆芯流動阻力壓降的作用.由于臺架堆芯采用加熱棒組件，因此其支撐格架也可以具有較原型完全不同的形式.在設計過程中考慮了如圖4所示的3種支撐結構：(1)圓孔支撐；(2)條帶支撐；(3)梅花孔支撐.

圖3　堆芯加熱棒布置

(a)圓孔支撐(b)條帶支撐(c)梅花孔支撐

圖43種加熱棒支撐結構

Fig.4Three structures supporting the heater rod

圓孔支撐方案的優勢在于設計、加工簡單，但是圓孔支撐方案加熱棒與整個支撐孔圓內周面接觸，可能導致出現傳熱惡化問題.條帶支撐為APEX臺架所采用，但是APEX的加熱棒數量少、直徑大，對于支撐條帶的數量和組裝精度等要求低，條帶支撐對于ACME的多棒束及較小加熱棒直徑的堆芯方案并不適用，它直接帶來條帶制造、組裝和定位等方面的問題，同時堆芯阻力調節手段不易實現.通過對比最終確定借鑒核電站SG中U形傳熱管的支撐方式，采用梅花孔支撐方案，其優勢在于加熱棒與支撐孔的接觸面積小，在起到支撐作用的同時不會帶來傳熱惡化問題；通過設計合理的梅花孔和流水孔可以調節堆芯阻力；采用配鉆方式保證各支撐板上孔的同軸精度，避免安裝出現不同軸問題.

2.2梅花支撐孔設計

2.2.1梅花支撐孔結構尺寸

在確定梅花支撐孔幾何結構和尺寸時，重點要考慮支撐要求，同時符合加工制造工藝.綜合考慮加熱棒加熱段的軸向長度、整體系統比例和堆芯組件安裝等問題后，確定臺架堆芯采用沿堆芯軸向高度均分的3層支撐板結構，選定支撐板厚度為10 mm.對于外徑為11±0.05 mm的加熱棒，考慮實際安裝且起到有效支撐作用，梅花孔主孔的尺寸確定為11.2 mm，允許上偏差0.1 mm.為有效減小加熱棒與梅花支撐孔的接觸面積，梅花支撐孔直徑選定為6 mm，且通過上下倒角加工，將與加熱棒接觸部分的高度上下各減少3 mm，這樣在起到支撐作用的同時，大大減小了接觸面積.梅花支撐孔的結構及尺寸要求見圖5.

單位： mm

圖5支撐板上梅花支撐孔的結構尺寸

Fig.5Dimensional diagram of the quatrefoil hole on support plate

2.2.2梅花支撐孔對傳熱影響評估

根據梅花支撐孔尺寸，采用不考慮支撐面積的保守性條件，相應的熱流密度為：

(10)

計算得到熱流密度為828 kW/m2，低于表1中加熱棒允許的最大熱流密度.此外，對低流速情況下的CHF進行估算，由于CHF本身復雜，且計算關系式較多，采用與相似分析所用一致的Katto公式，對梅花孔結構下的CHF進行估算.經過估算，在臺架正常低流量穩態功率運行情況下，臨界熱流密度仍高于1 MW/m2量級，大于加熱棒最大熱流密度，判斷不會發生CHF.

2.3流水孔布置及阻力計算

2.3.1流水孔布置

為使單根加熱棒周圍形成均勻的冷卻流量，在流水孔布置上，采用每加熱棒四周均布4個流水孔的設計方案.在180根加熱棒排布條件下共排布204個流水孔.最終設計的支撐板上的梅花支撐孔和流水孔的布置如圖6所示.

圖6　梅花孔支撐板總體結構

2.3.2支撐板阻力計算

支撐板流水孔尺寸設計是實現堆芯阻力相似的重要手段，使其堆芯總體滿足式(1)的要求.將支撐板近似視為柵格板，參考阻力手冊中柵格板的阻力計算式[9]：

(11)

根據式(9)及原型堆芯阻力，確定了支撐板的流水孔直徑為19 mm.ACME堆芯格架阻力系數及測試結果見表3.

表3　ACME堆芯格架阻力系數

3加工制造及調試運行

支撐板完全采用車床機加工，設計要求的加工精度和公差范圍精度均在機加工可控范圍內.為保證安裝時支撐孔的同軸精度，ACME堆芯的3塊支撐板與下堆芯板進行支撐孔配鉆，之后進行倒角、梅花瓣孔和流水孔等加工工序，一次性完成支撐板制造，未出現缺陷及返工等情況，并順利完成現場堆內構件組裝以及全部180根加熱棒的逐根插入安裝，安裝后的頂部俯視情況如圖7所示.

圖7　加熱棒安裝完成后的俯視照片

在系統阻力測試中，支撐板實測阻力系數高于設計值10%(見表3)，根據相似Pi值在0.5～2的要求[10]，偏差屬于可接受范圍.

試驗過程中先進行升溫升壓操作，使系統達到300 ℃和9.2 MPa的穩定初始條件，之后觸發破口試驗.在破口試驗瞬態中，系統壓力將從穩態高壓參數降低至接近常壓，系統降溫可超過200 K，同時伴隨著堆芯內的劇烈沸騰.目前，ACME試驗臺架已經完成數十項小破口試驗任務，試驗結果與預期及程序預測結果符合較好，驗證了堆芯熱工水力設計的合理性.加熱棒在全部試驗過程中工作良好，驗證了支撐結構的可靠性.

4結論

(1) 為了達到整體試驗目的，臺架堆芯模擬體的設計首先要滿足熱工水力相似準則.ACME臺架堆芯設計方案由熱工水力相似準則所確定，并綜合考慮幾何布置可行性、加熱棒參數、安全運行余量、試驗成本等因素后，最終比較確定.

(2) ACME試驗臺架堆芯采用梅花孔支撐方式能夠實現加熱棒的有效支撐，支撐板提供的阻力與試驗所要求的堆芯阻力相匹配.

(3) ACME試驗臺架堆芯模擬體整體設計通過了加工制造、調試運行等各環節及各項性能試驗的驗證，可為后續反應堆熱工水力試驗相關設計提供借鑒.

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Design of Reactor Core Simulator for ACME Integral Test Facility

LIYuquan1,CHANGHuajian1,2,YEZishen1,2,CHENLian1,WANGHan1

(1.State Nuclear Power Research Institute, Beijing 102209, China; 2. Collaborative Innovation Center of Advanced Nuclear Energy Technology, Tsinghua University, Beijing 100084, China)

Abstract：To experimentally test the passive core cooling system of CAP1400 nuclear power unit, an integral test facility, called ACME, was designed and constructed as a 1/3 height scale model of CAP1400, based on which thermal hydrualic scaling analysis was conducted on the reactor core, so as to determine the similarity criteria for design of the core simulator matching the integral test facility, and to find the optimal design specifications and geometric arrangement of the heater rods contained in the ACME core simulator, by comparing different design schemes and comprehensively considering relevant manufacturing processes and engineering constraints. To support the heater rods against dynamic load induced by turbulent flow during test operation, support plates with quatrefoil supporting holes were designed and installed, where drain holes were also punched, and the dimension of drain holes was determined through resistance calculation, so as to meet the requirements of flow resistance similarity. Results show that the design of ACME core simulator has been successfully verified in processes of manufacturing, assembling, pressure drop calibration and test operation, indicating that the design of reactor core simulator can meet the requirements of integral effect test.

Key words：reactor core; thermalhydraulic; integral effect test; scaling analysis; support grid

文章編號：1674-7607(2016)03-0236-06

中圖分類號：TL33

文獻標志碼：A學科分類號：490.40

作者簡介：李玉全(1978-)，男，遼寧蓋縣人，高級工程師，博士，研究方向為先進水冷反應堆非能動安全技術研究以及反應堆熱工水力實驗及分析.電話(Tel．)：010-56691177；E-mail: liyuquan@snptc.com.cn.

基金項目：大型先進壓水堆重大專項資金資助項目(2011ZX06002-003)

收稿日期：2015-06-17