CAP1400核電站非能動堆芯冷卻系統性能試驗驗證1）

常華健,李玉全,鐘 佳,房芳芳,石 洋,王 楠,張 鵬

(1.國核華清 (北京)核電技術研發中心有限公司,北京 102209;2.清華大學核能與新能源設計研究院,北京 100084)

大型先進壓水堆核電站CAP1400是在充分消化吸收AP1000[1]三代非能動核電技術的基礎上,通過增大堆芯容量、優化總體技術參數和系統配置,在保證安全性不低于AP1000的前提下,提升經濟性,從而開發出的具有自主知識產權的大型先進壓水堆核電站。圖1所示為CAP1400的堆芯應急冷卻系統 (Passive Core Cooling System,PXS),每一個回路通過1條熱管和2條冷管將反應堆壓力容器和1臺蒸汽發生器連接,穩壓器與其中一個回路的熱管相連接。非能動堆芯冷卻系統在發生設計基準事故(Design Basis Accident)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[2]。PXS系統由非能動余熱排出換熱器及進出口管道,堆芯補水箱、蓄壓安注箱、安全殼內置換料水箱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(Automatic Depressurization Sytem,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 CAP1400主回路及非能動堆芯冷卻系統Fig.1 RCSand PXS of CAP1400

CAP1400非能動堆芯冷卻系統性能試驗是大型先進非能動電站開發的核心技術,相關研究用來評價CAP1400設計安全性并驗證安全分析程序。為此,本文將對國內首個大型先進非能動堆芯冷卻系統整體試驗臺架 (Advanced Core Cooling Mechanis m Experi ment,ACME)的參數選取、試驗目的、試驗內容和臺架系統組成及典型試驗工況結果進行介紹。

1 參數選取

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[3]及ROSA[4]臺架,美國的1/4高度降低壓力的APEX[5]臺架,對于AP1000,由于已有AP600的試驗結果作為基礎,主要利用改造后的APEX臺架開展了試驗[6]。

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高度比及10 MPa設計壓力的總體試驗方案,采用H2TS比例分析[7]方法進行比例設計。10 MPa設計壓力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,試驗范圍最寬,總體失真度最小[8]。CAP1400小破口失水事故 (Small Brenk Loss-of-cool ant Accident,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 Overlooks of phases of SBLOCA transient and si mulation ranges of different facilities

2 試驗目的和內容

ACME試驗臺架的主要目標是開展CAP1400核電廠小破口失水事故 (包括長期冷卻階段)下非能動堆芯冷卻系統性能試驗研究,評價不同破口條件和不同失效條件下非能動堆芯冷卻系統的運行特性,認識高功率條件下多種非能動安全設備的相互作用機制,探索熱工水力現象與過程的復雜物理機理,為安全分析程序的驗證積累可靠的試驗數據,為CAP1400核電廠設計通過安全審評提供試驗驗證保障。試驗工況包括以下幾類。

2.1 設計基準事故試驗

設計基準事故試驗工況研究冷段、熱段、壓力平衡管線雙端斷裂、直接安注管線雙端斷裂等位置發生破口事故后的系統響應,破口事故疊加有穩壓器環路或無穩壓器環路一個ADS第4級閥門失效的影響,破口尺寸敏感性 (破口尺寸范圍為1.5～20 c m),試驗的可重復性等。

2.2 非凝結氣體注射與否對非能動堆芯冷卻影響研究試驗

在冷段5 c m破口和熱段5 c m破口兩種事故條件下,安注箱注水即將結束時,隔離其注射管線,防止氮氣注入一回路系統,研究沒有非凝結氣體注射與相應的有非凝結氣體注射工況的差別,研究氣體的注射量和分布,研究其對非能動堆芯冷卻性能的影響。

2.3 非能動堆芯冷卻魯棒性研究試驗

研究非能動堆芯冷卻是否有 “陡邊”效應,考慮調整ACME試驗裝置非能動堆芯冷卻系統相關注射管線阻力,驗證在此條件下CAP1400非能動堆芯冷卻是否能夠滿足事故緩解的要求,以研究CAP1400非能動堆芯冷卻系統的魯棒性。

2.4 超設計基準事故 (多重失效)試驗

超設計基準事故 (多重失效)試驗模擬典型冷段破口或DVI管線雙端斷裂兩種事故條件下兩個ADS第4級閥門失效、或ADS第1級到第3級閥門全部失效疊加一個ADS第4級閥門失效、或兩個CMT失效疊加一個ADS第4級閥門失效情況下的系統響應。

2.5 縱深防御系統運行對非能動堆芯冷卻系統運行的影響試驗

研究冷段5 c m破口和ADS誤觸發兩種事故條件下正常余熱期出系統 (RNS)系統執行補水功能對CAP1400非能動堆芯冷卻系統運行的影響,驗證其RCS水裝量補給的縱深防御功能(如特定破口條件下,RNS系統運行可防止ADS第4級閥門的觸發)。

3 系統組成

ACME試驗臺架的設計目的在于準確模擬原型電站小破口事故瞬態過程及重要的熱工水力現象,其結構和布局與原型電站相同,包括完整的一回路系統、非能動堆芯冷卻系統以及主要的輔助系統。此外,ACME試驗系統還包括儀表測量和控制系統,用于完成試驗裝置的事故序列觸發控制、數據測量及采集等功能。

ACME一回路系統結構與CAP1400相同,由兩條與反應堆壓力容器 (RPV)相連的環路組成,每條環路包括一臺蒸汽發生器、兩臺主泵以及一根熱管段、兩根冷管段,共同組成冷卻劑閉式循環回路。另外,系統還包括穩壓器及其與熱段相連的波動管線。其流程見圖3。

ACME的非能動堆芯冷卻系統與CAP1400相同,該系統包括:1)非能動余熱排出系統,用于事故初期堆芯余熱的應急排出;2)非能動安注系統,在失水事故下向堆芯提供應急冷卻水,該系統由CMT、ACC、IRWST以及安注管線組成,實現高壓、中壓、低壓安注;3)自動降壓系統,該系統由4級ADS組成,其中1～3級位于PZR頂部,第4級位于熱管段頂部。PXS流程見圖4。

圖4 ACME非能動堆芯冷卻系統Fig.4 PXS of ACME

ACME的輔助系統與CAP1400的輔助系統有所不同,它的首要功能是維持試驗系統正常運行,包括:主給水及主蒸汽系統、化容系統(CVS)、正常余熱排出系統 (RNS)、水凈化系統、凝水回水系統、排水排氣系統以及主泵軸封冷卻系統。另外,RNS泵還提供系統初始充水功能,CVS泵提供試驗啟動時高壓條件下的充水功能。其中,RNS系統的設計還保留有在小破口失水事故條件下的縱深防御作用,在特定破口條件下,RNS系統的運行可防止ADS系統的觸發,驗證設計的縱深防御功能。

ACME的儀表測量及控制系統是專為試驗系統設計的,不僅要保證系統按照準確的觸發邏輯運行,更重要的是要保證系統獲得完整可靠的試驗數據。該系統包括:破口及ADS分離測量系統 (BA MS)、測量儀表系統、數據采集系統(DAS)、控制系統以及安全保護系統。其中破口分離測量系統是針對破口及ADS汽液流量分離測量的裝置;測量儀表可進行包括溫度、流量、液位、壓力及重量等熱工水力參數的測量,共有1000多個測點;數據采集 (DAS)系統負責將多通道儀表采集的數據按要求錄入數據庫;控制系統根據試驗邏輯序列和輸入信號,實現設備觸發和動作,以及試驗運行狀態的監控;保護系統保障設備及工作人員在試驗運行狀態下的安全。

以上四個基本子系統構成了ACME整體試驗臺架系統,提供完整的CAP1400小破口事故模擬試驗功能。ACME試驗臺架整體概貌見圖5。

圖5 ACME臺架概貌Fig.5 Overlooks of ACME

4 典型試驗工況

典型的5 c m小破口的主要試驗結果如圖6所示。

圖6(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,ADS閥門的相繼開啟使系統持續降壓,最終系統壓力基本維持恒定。圖6(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內水柱壓頭時,IRWST內大量冷卻劑通過重力作用流入反應堆壓力容器,為堆芯提供長時間的冷卻。圖6(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的補水液位有所保持,而ADS閥門的打開使液位進一步下降,直到IRWST內流體注入,液位開始緩慢上升,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。

圖6 冷段底部5 c m破口試驗結果Fig.6 ACME CL botto m 5 c m SBLOCA test results

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。

5 結 論

為了驗證非能動壓水堆核電站CAP1400非能動堆芯冷卻系統的安全性,在AP600及AP1000試驗的基礎上,針對CAP1400的PXS開展了PXS整體性試驗 (ACME)。ACME試驗臺架采用了獨特的10 MPa及1/3高度的設計比例,實現了對于CAP1400小破口事故下自然循環及之后階段的完整的等壓模擬,為事故瞬態分析與預測、PXS性能驗證提供了試驗結果。ACME臺架的結構和布局與原型電站相同,包括完整的一回路系統、非能動堆芯冷卻系統以及主要的輔助系統。此外,ACME試驗系統還包括儀表測量和控制系統,用于完成試驗裝置的事故序列觸發控制、數據測量及采集等功能。典型小破口事故試驗中,ACME臺架的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。ACME臺架的試驗結果有效支撐了CAP1400的安全評審,并為程序驗證提供了數據支撐。