CAP1400核電站非能動安全系統試驗驗證①

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(1.國核華清(北京)核電技術研發中心有限公司，北京　102200；2.清華大學，北京　100084)

CAP1400核電站是在引進消化吸收美國AP1000[1]核電技術的基礎上，自主研發具有更大功率的壓水堆核電站。AP1000和CAP1400的最大特點是采用非能動安全系統設計，其安全功能僅由自然力或自然過程(如重力、自然循環等)驅動來完成，無需動力設備和外部電源，系統大為簡化[2]。在非能動核電站開發過程中，針對其非能動安全系統開展了大量的試驗工作，以驗證系統設計和相關安全分析程序，是支撐核電站安全評審的重要環節。

CAP1400核電站是一個兩回路的壓水堆核電站，每一個回路通過1條熱管(HL)和2條冷管(CL)將反應堆壓力容器(RPV)和1臺蒸汽發生器(SG)連接,穩壓器(PZR)與其中一個回路的熱管相連接。

和AP1000相同，CAP1400設置了三道獨立的非能動安全系統[3]：1)防止事故下堆芯出現超溫熔化的非能動堆芯冷卻系統(PXS)，執行應急堆芯冷卻功能；2)即便堆芯熔化，堆內熔融物滯留(IVR)系統仍可通過壓力容器外部冷卻將熔化的堆芯滯留在反應堆壓力容器內；3)非能動安全殼冷卻系統(PCS)將事故后殼內產生的熱量不斷導出至外部大氣環境，維持長期冷卻以及殼內壓力低于限值，確保安全殼的完整性以防止放射性物質向外界環境釋放。

其中，PXS系統如圖1所示，該系統在發生設計基準事故下提供應急堆芯冷卻，為反應堆提供應急堆芯余熱排出，在喪失冷卻劑事故時為堆芯提供充分的冷卻。PXS系統由非能動余熱排出換熱器(PRHR HX)及進出口管道，堆芯補水箱(CMT)、蓄壓安注箱(ACC)、安全殼內置換料水箱(IRWST)及各水箱對應的安注管線組成。此外，還設置了自動降壓系統(ADS)來提供事故情況下的可控卸壓，自動降壓系統由四級降壓閥門組成，按閥門打開順序依次定義為ADS-1～4級。

圖1　熔融物堆內滯留(IVR)系統示意圖Fig.1　Schematic of In-vessel retention strategy

非能動安全殼冷卻系統在發生冷卻劑失流事故(LOCA)和主蒸汽管道破裂(MSLB)事故的情況下導出安全殼內的熱量，同時為其他導致安全殼壓力和溫度大幅升高的設計基準事故(DBA)提供安全相關的最終熱阱。PCS系統利用鋼制安全殼殼體作為傳熱表面，蒸汽在殼內壁面冷凝并通過導熱將熱量傳遞給殼體，同時冷凝水流回安全殼底部，實現反應堆的再循環冷卻；安全殼外表面被冷卻水箱的噴淋水膜覆蓋，熱量以對流、輻射和質量傳遞(水膜蒸發)等傳遞機制由殼體導出，同時被環腔內自然對流的空氣帶出，最終排放到大氣環境中。

熔融物堆內滯留系統如圖1所示，嚴重事故工況下，安全殼內置換料水箱內的水排放至堆腔，通過保溫層進口進入壓力容器外壁面和壓力容器保溫層形成的流道，對壓力容器下封頭進行冷卻。當壓力容器下封頭的熱流密度小于外壁面對應位置處臨界熱流密度(Critical Heat Flux，CHF)時，就可保證壓力容器外表面維持低溫，具有承壓和承重等能力，保持壓力容器的完整性。因此，臨界熱通量CHF決定了ERVC的冷卻能力限值，與壓力容器完整性息息相關[4-6]。

相對于現有商用核電機組所采用的能動安全系統，非能動安全系統的設計原理發生了根本變化，事故進程和物理現象與原有二代商用核電站采用的依靠動力電源的能動系統有較大區別。同時，系統間的耦合作用也可能產生負面效應。因此，非能動安全系統的設計驗證提出了熱工水力試驗的全新需求。對于AP600和AP1000，西屋公司和美國核管會通過在美國、日本、意大利等國新建和改造臺架，開展了廣泛的整體和單項試驗研究，驗證了AP系列安全系統性能[7]。雖然CAP1400與AP1000采用類似的多重非能動安全系統設計，但功率水平、主要設備參數和安全系統容量都發生了較大變化，安全評審需開展全新的試驗驗證。

為此，設計并建設了多個用于CAP1400非能動安全系統的整體和單項試驗臺架，其中關鍵的臺架包括用于研究主回路及非能動堆芯冷卻系統和非能動安全殼冷卻系統的兩大整體試驗臺架ACME和CERT，研究非能動安全殼冷卻系統三個關鍵物理過程(殼外水分配、殼內冷凝、冷凝水膜耦合)以及嚴重事故下熔融物滯留系統兩個關鍵傳熱過程(金屬層傳熱、壓力容器外部冷卻)的五個單項臺架WADE、SCOPE、ISCOE、FIRM和HELM。本文將這些驗臺架的設計特點、主要技術參數和試驗結果進行介紹。

1　非能動堆芯冷卻試驗

對于AP600，美國西屋公司和美國NRC采用了三個整體試驗臺架開展研究，意大利和日本的全高全壓SPES[8]及ROSA[9]臺架，美國的1/4高度減低壓力的APEX[10]臺架；對于AP1000，由于已有AP600的試驗結果作為基礎，僅利用改造后的APEX臺架開展了試驗[11]。

在充分借鑒APEX、SPES和ROSA臺架試驗技術及經驗的基礎上，對于CAP1400，ACME試驗臺架采用了1/3及10 MPa的總體試驗方案，且采用H2TS比例分析[12]方法設計。10 MPa的方案省略了對初始過冷噴放階段的模擬，它利用非能動壓水堆與二代能動壓水堆在過冷噴放階段現象相同這一點，將關注點放在非能動設備動作的主要階段并采用等壓方式模擬。該方案的優勢在于有效控制了全壓臺架(如SPES、ROSA)的儲熱失真問題，避免了降壓臺架(如APEX)不等物性模擬帶來的工質物性失真問題，保證了在同一臺架上對非能動系統響應的全過程模擬，使得ACME與同類臺架相比，試驗模擬小破口事故瞬態過程的范圍最寬，總體失真度最小[13]。SBLOCA瞬態階段及各試驗臺架模擬覆蓋范圍如圖2所示。1/3的高度比例，減少了全高臺架的長徑比(L/D)過大造成的過量的表面熱損失，同時臺架的L/D更為接近原型，從而使得三維現象能夠得到較好模擬。

圖2　SBLOCA瞬態階段及各試驗臺架試驗覆蓋范圍Fig.2　SBLOCA transient phases and simulation ranges of different facilities

在ACME臺架上開展了多項SBLOCA試驗，主要包括不同破口位置(冷管頂部、底部，熱管底部、直接安注管、壓力平衡管、ADS閥門誤觸發)、不同破口尺寸(2.5 cm、5 cm、 10 cm、20 cm)的二十余項工況。

圖3　冷段底部5 cm破口試驗結果Fig.3　Test results of 5 cm SBLOCA ACME CL bottom

典型的5 cm小破口的主要試驗結果如圖3所示。圖3(a)所示為系統壓力，0時刻破口發生，系統快速降壓，同時主泵惰轉，PXS系統投入。隨著過冷度的減小和主泵停止惰轉，系統降壓曲線變緩，出現了一個明顯的壓力平臺，進入非能動余熱載出階段， 在ADS閥門的相繼開啟使系統持續降壓后，系統壓力基本維持恒定。圖3(b)所示為安注流量，非能動堆芯冷卻系統的設計中，CMT、ACC和IRWST設備內的冷卻劑分別來提供高、中、低壓階段下的堆芯補水，其設備內冷卻劑通過安注管線進入反應堆壓力容器。S信號觸發CMT安注管線上隔離閥打開，CMT內冷卻水先后經歷循環模式、排水模式為RPV補水。系統壓力下降至低于ACC內蓄壓壓力時，ACC安注開始，在壓差作用下，ACC有較大的安注流量，并對CMT的安注流量起到一定的阻滯作用。當主系統壓力降至低于IRWST內水位壓頭時，IRWST內大量冷卻劑通過重力作用入反應堆壓力容器，為堆芯提供長時間的冷卻。圖3(c)所示為堆芯坍塌和混合液位。破口發生后，堆芯液位均快速下降，隨著CMT、ACC的補水液位有所恢復，而ADS閥門的打開后液位再次下降，直到IRWST內流體注入，液位開始緩慢回升，后達到一個穩定值。試驗中堆芯混合液位一直處于堆芯活性區之上。

通過試驗，說明在小破口事故試驗中，PXS系統能夠按預期動作，系統壓力有序降低，堆芯得到充分的冷卻。

2　非能動安全殼冷卻系統試驗

對于PCS系統，其運行中依靠的自然過程非常關鍵，包括：殼外水膜向下流動的鋪展過程，殼內蒸汽的冷凝過程，殼壁本體導熱及殼外水膜蒸發的過程，對于這些過程的研究十分必要。此外，對于PCS在多個過程相互配合下的所達到的整體性能，也需要開展整體性能的試驗驗證。

為此，在AP600開發的過程，分別開展了單項和整體性能試驗。其中單項性能試驗包括：空氣流道壓降試驗、平板液膜形成試驗、風洞試驗、冷凝試驗、PCS水膜分布試驗和PCS加熱平板試驗等。而對于整體性能試驗，西屋公司分別采用了小比例SST和大比例LST試驗裝置[14]。

對于CAP1400，盡管PCS運行方式和AP600一樣，但是由于：一方面CAP1400安全殼尺寸、質能釋放量等都較AP600發生較大變化，另一方面原有試驗條件受到限制，使得原有試驗結果無法完全覆蓋CAP1400參數范圍，因此需要對PCS的關鍵物理過程：水膜流動特性、殼內蒸汽冷凝過程、殼外水膜蒸發過程，以及整體試驗性能開展試驗驗證等。

為了對CAP1400的水分配開展試驗驗證，設計并建造了WADE試驗臺架，用于研究不同冷卻水流量下，非能動安全殼的覆蓋率、延遲時間及液膜厚度分布的規律。WADE臺架以CAP1400安全殼為原型，取穹頂的1/8扇面(第二道圍堰下方的部分為1/16)及一定長度的豎直壁面，按1∶1尺寸設計的單項性能試驗臺架，能夠準確模擬CAP1400電站的安全殼穹頂在基準事故工況下水膜覆蓋率與冷卻水流量之間的關系，以及水膜經過起拱線處達到穩定的延遲時間。

為了研究殼內蒸汽冷凝以及殼內蒸汽冷凝-殼外水膜蒸發耦合換熱過程，設計建造了SCOPE和ISCOE試驗臺架。相比原有AP600的試驗，SCOPE和ISCOE臺架最大的優勢在于采用0.5 MPa的設計壓力，能夠進行等壓力條件試驗研究。試驗本體設計為可調節傾斜角度，具有矩形流道的長方體，試驗板內外表面都噴涂有無機鋅涂層，涂層材料與實際安全殼內外表面涂層一致。此外，對試驗本體尺寸的設計綜合考慮了CAP1400電站PCS系統的運行參數、重要準則數的覆蓋范圍以及邊界層的發展特點等主要因素。

為了開展CAP1400 PCS整體性能試驗驗證，基于原型PCS結構和尺寸，采用H2TS比例分析技術設計并建造了1/8縮比例的CERT試驗臺架。基于該試驗平臺開展了PCS系統級模擬、穩態程序驗證、系統級敏感性分析、瞬態全時程模擬和敏感性分析等多個工況的試驗，研究了安全殼內部自然循環及冷凝、安全殼殼壁傳熱、外部水膜蒸發及空氣對流載熱、熱阱吸熱、存有不凝性氣體等熱工水力現象對安全殼包容殼內物質、向外傳導熱量等性能的綜合影響。

其中，由于縮比試驗固有問題，試驗殼體的設計綜合考慮了縮比例臺架引起的比例失真，通過材料替換、結構合理簡化、噴口可調等手段，將殼體熱容和熱阻、殼內模擬結構和流道、質能噴放方位等重要現象的失真控制在可接受的范圍內。

在CERT上開展了多項LOCA及MSLB的試驗，其中LOCA試驗中的安全殼壓力結果如圖4所示。如圖所示，基于CERT臺架測得的殼內峰值壓力低于由WGOTHIC計算得到的原型安全殼內的峰值壓力，且兩者的變化趨勢一致，驗證了安全殼專用分析軟件的保守性和適用性。

圖4　典型LOCA事故工況下CERT試驗結果Fig.4　CERT test results in the case of LOCA

3　熔融物堆內滯留關鍵試驗

對于IVR系統，最為關注就是驗證壓力容器外壁面的熱流密度低于CHF，避免壓力容器出現熱失效而導致熔融物外泄。對于IVR，國際上曾開展過相關研究工作，美國開展了ULPU系列實驗[15-16]以驗證AP600及AP1000的ERVC有效性。

對于CAP1400，由于融池熱流密度增加，壓力容器尺寸與保溫層流道結構較AP1000也有所不同，而且需要考慮RPV真實表面材料和水化學特性，因此需對CHF重新開展試驗驗證。此外，原有金屬層傳熱關系式所適用的范圍已經不能覆蓋到CAP1400的情況，因此需要開展更高Ra數下的金屬層傳熱關系式驗證試驗。

為此，設計并建造了FIRM及HELM單項試驗臺架。FIRM試驗臺架首次實現了采用壓力容器表面真實材料SA508III鋼作為加熱段的大型工程性ERVC-CHF試驗，試驗工質采用了去離子水、自來水以及包絡核電廠嚴重事故工況下真實化學水溶液，最大熱流密度為2.4 MW/m2，可用于開展CAP1400 IVR-ERVC關鍵因素影響試驗研究和工程性試驗驗證。FIRM臺架采用1∶1二維切片設計，以CAP1400壓力容器下封頭及保溫層結構參數為原型。試驗系統主要包括：試驗本體、主回路系統(試驗段、預熱段、預熱水箱、循環泵、上水箱)、輔助系統(冷卻系統、化學水供水系統、測量與控制系統)和測量系統。試驗本體弧段對應的圓心角為30°，可自由旋轉，能夠開展0～90°試驗，如圖5所示。相比其他IVR的工程性CHF試驗，FIRM臺架最大的優勢在于采用原型表面材料SA508III鋼，能夠進行真實表面材料下的CHF試驗研究。

圖5　FIRM試驗臺架Fig.5　Schematic of FIRM facility

FIRM開展了多個角度下的CHF試驗，主要結果如圖6所示。試驗結果有效驗證CAP1400 IVR-ERVC技術下的CHF試驗所得值。

圖6　CHF值隨角度變化關系Fig.6　CHF results under different angles

HELM試驗臺架以水為試驗工質，實現了CAP1400真實工況下高達1012的Ra數范圍，通過優化的流道結構設計和精確的測量方式提高了邊界條件模擬的準確性，真實模擬了熔融池金屬層內部的三維物理模型，降低了物理現象的失真度。試驗本體主要由上冷卻板、冷卻側壁和下加熱板三部分組成，三者圍成的圓柱形腔體容納試驗工質，模擬金屬層的幾何形狀，如圖7所示。通過試驗建立高Ra數下Rayleigh-Bénard自然對流傳熱關系，驗證了CAP1400高Ra數下金屬層熱聚焦效應的耦合傳熱計算模型的適用性。

圖7　HELM試驗臺架Fig.7　HLEM facility

HELM試驗中采用了三種高度(150 mm、400 mm、1000 mm)的試驗段，得到與MELAD試驗結果相同的結論，驗證了G-D關系式和C-C關系式聯立計算高Ra數工況下金屬層耦合傳熱計算模型的適用性。

4　結論

為了驗證非能動壓水堆核電站安全系統，開展了大量的試驗驗證研究，在AP600及AP1000試驗的基礎上，針對CAP1400的PXS、PCS及IVR，開展了PXS整體性試驗(ACME)，PCS水分配(WADE)、冷凝(SCOPE)、冷凝及殼外蒸發耦合(ISCOE)單項性能試驗及整體性能試驗(CERT)，金屬層傳熱特性(HELM)及臨界熱通量試驗(FIRM)。CAP1400試驗臺架在參數范圍、模擬相似性等方面相對于原有AP600/1000試驗均有提升，獲得了新的非能動安全系統試驗驗證結果。

ACME試驗臺架采用了創新的10 MPa設計壓力及1/3的設計比例，實現了對于CAP1400小破口事故下自然循環及之后階段的等壓模擬，為事故瞬態分析與預測、PXS性能驗證提供了試驗結果。

針對PCS開展的單項性能試驗，WADE、SCOPE及ISCOE試驗均采用CAP1400電站真實的運行參數，獲得了對相應物理過程分析經驗關聯式的準確驗證。CERT整體試驗采用H2TS比例分析進行設計，應用了高流量蒸汽源以保證瞬態特性試驗條件，為驗證安全殼專用分析程序的適用性和優化PCS設計提供了準確的試驗結果。

通過FIRM試驗臺架首次獲得針對CAP1400設計的真實表面材料壓力容器下封頭CHF值，HELM試驗臺架驗證了高Ra數下的G-D公式對于金屬層的適用性。