ACME整体性能试验设施工作压力选取方案分析

陈 炼，常华健，李玉全，叶子申，秦本科

（国家核电技术有限公司 北京研发中心，北京 100190）

核电站瞬态或事故工况下可能出现的一些重要现象和过程难于直接在原型电站中观测，因此需在相应试验台架上模拟这些重要的现象和过程。由于经济性、工程限制条件等因素的影响，建造几何尺寸与原型完全相同的模型台架不太现实，通常在缩小尺度比例的台架上开展试验，研究核电站的事故瞬态并为验证安全分析软件提供试验数据。设计比例台架的依据是相似原理，根据描述同一类现象的微分方程推导相似准则，设计相应的模型。工程上，实现试验模型的方式有多种，如采用等高度或减高度、等压力或不等压力、同工质或不同工质等。但无论采用何种方式，均须保证主要的、决定性的相似准则数在模型与原型中相等，以确保模型中的一些重要现象不存在重大失真，试验结果能准确地反映原型电站中的实际现象或过程。

1 AP1000整体性能试验台架及评价

AP600和AP1000是采用非能动安全系统实现堆芯在事故条件下冷却的核电站设计，在事故初期，依靠非能动余热排出系统（PRHRS）、堆芯补水箱（CMT）和安注箱（ACC）对堆芯进行冷却，并通过自动降压系统（ADS）使系统实现可控的降压；事故后期，依靠安全壳内换料水箱（IRWST）和地坑水对堆芯进行长期冷却，整个过程基本依靠自然循环［1］。

AP600设计的验证试验是在意大利的SPES－2和美国APEX－600上开展的，美国核管会（NRC）在日本 ROSA－600和 APEX－600上开展了大量验证试验。AP1000设计中，西屋通过比例分析方法分析这些试验对AP1000的适用性，并在改造后的APEX试验台架APEX－1000上进行了堆芯长期冷却阶段的验证。3个台架的基本设计参数列于表1。

表1 3个台架的基本设计参数Table 1 Fundamental parameters of three facilities

SPES－2是等高度、全压力整体性系统试验台架［2］，它能够模拟AP600主回路全压力、满功率的运行条件，且模拟了所有的非能动堆芯冷却系统设备和部件。主要关注事故初期（在原型的压力、温度和相应衰变功率比值的条件下）到IRWST建立稳定注入期间整体热工水力行为，为安全分析程序的验证提供高压阶段的试验数据。

ROSA－AP600是等高度、全压力的试验台架［2－3］，该台架原是模拟西屋四环路常规压水堆，经改造后模拟AP600电站，包括了非能动堆芯冷却系统的 CMT、ACC、PRHR、IRWST及ADS等系统，但在结构上存在一些失真，如：每个环路只有1条冷管，且有环路水封；蒸汽发生器一次侧和二次侧存在过量的装水量；波动管相对较直；储热过多等。

APEX是1∶4高度、低压力的整体性试验台架［2，4］，它包含了原型核电站中非能动堆芯冷却系统的全部设备及部件，结构布置与原型电站基本相同。台架最初以AP600为原型进行设计和建造，后经改造为验证AP1000设计进行了试验。主要研究RCS在不同位置发生各种尺寸的SBLOCA时，整体系统在IRWST注入、IRWST向地坑注入转变及从模拟地坑取水的长期再循环冷却期间的热工水力学行为，着重于设计基准SBLOCA时的低压和长期冷却行为。其采用2.411～0.345MPa的压力不等压模拟7.44～0.345MPa之间系统的热工水力行为，0.345MPa以下为等压模拟（图1）。

图1 APEX的压力模拟方式Fig.1 Pressure simulation mode of APEX

AP1000设计的验证采用了AP600模拟试验台架和结果，西屋和NRC分别开展了topdown和bottom up的比例分析以确定试验数据是否适用于AP1000设计［2］。

NRC评审认为［2］在每个阶段，SPES－2、ROSA－AP600和APEX中至少1个台架很好地模拟了高压喷放阶段早期到地坑注入之后的AP1000标准设计。即ROSA和SPES－2台架可较好地模拟ADS第4级高压喷放前的阶段，其试验数据用于验证程序是可接受的，但不能很好地模拟AP1000ADS第4级次临界喷放、IRWST注入和地坑注入阶段；APEX－600试验结果只有在IWRST注入之后的时间才是可接受的，不能很好地模拟AP1000的自然循环阶段、ADS 第 1～3级喷放阶段［2］。 而在 对AP1000非能动电站设计中非常重要的ADS 4喷放到IRWST注入阶段，堆芯可能易出现最小水装量，需重点关注，且NRC认为ADS 4喷放阶段的热管夹带和上腔室夹带等未较好地模拟。为此西屋改造了APEX台架，并重新开展了试验和比例分析，使APEX－1000的ADS第4级喷放阶段的数据可用于分析程序的验证。但APEX－600和APEX－1000台架的压力容器下降段均存在非保守的失真，存贮了过量的水。NRC认为该失真不会妨碍采用APEX－1000数据进行代码验证和模型开发。

上述结果表明，以上3个试验台架各有优缺点。SPES－2和ROSA是全高度和全压力的试验装置，试验覆盖压力范围大，但由于高压力带来的储热问题导致系统模拟低压阶段的安注及长期冷却过程失真较大，使试验数据不能用于程序验证。APEX采用低压方案，较好地解决了储热问题，使得低压阶段物理过程模拟较为准确，只有IRWST注入之后的数据才能直接用于程序的验证。但开始阶段采用了不等压模拟方式，而非能动系统的动作如PRHR工作、CMT排水、ADS 1～3降压、ADS 4降压等均在该压力区间，因而不能等压、等物性地模拟这些非能动系统内的现象和行为。

2 ACME试验台架工作压力选取方案

非能动堆芯整体性能试验台架ACME的设计充分借鉴现有非能动电站整体性能试验台架的实际经验，扩大了对非能动安全系统工作特性的试验研究范围，以满足国内研发的非能动压水堆电站的试验验证和软件开发的需求［5］。ACME的比例分析采用了成熟的H2TS方法，在充分借鉴了APEX、SPES－2的设计方法和试验结果的基础上，根据试验需求、工程实际等，确定其高度比为1／3、面积比为1／31、工作压力为9.3MPa，该等压模拟初始压力稍高于二回路蒸汽释放阀压力整定值（约8MPa），选择该压力的原因如下。

1）等压模拟非能动系统工作

ACME的突出特点是初始工作压力选在饱和状态之前，流体处于单相状态，饱和状态之后的过程均可等压模拟，这使得CMT排水、PRHRS运行、ADS第1～4级的运行及IRWST注入和长期冷却等过程中，模型与原型的流体是等压、等物性的。

APEX－1000的降压过程比例分析认为相平衡下的降压系统具有自相似性［6］，通过证明物理量pvfg／hfg、sf、vg、vfg满足式（1）来满足模型和原型降压过程的质量和能量守恒方程，保证降压阶段相对压力变化率的相似（式（2））。

其中：Ψ为某一物理量；p为压力为某一指数；下标0表示初始状态。

为满足单相和两相自然对流，模型与原型的功率比和速度比应满足式（3）、（4）［7－8］。两相自然循环时，要求两相混合物密度比和平衡含汽率比满足式（5）、（6）［9－10］。

其中：q为功率；a为流通面积；l为高度；ρls为饱和水密度；ρgs为饱和蒸汽密度；hlg为汽化潜热；Δρ为密度差；βT为热膨胀系数；cpf为水的比定压热容；x为蒸汽干度为两相混合密度；下标R表示模型与原型的比，sp表示单相，tp表示两相。

根据式（4），要同时满足单相和两相自然循环相似，在相同的功率比之下，须满足：

Ishii给出了不同压力下，工作流体（水）的物理量βTρgshlg／（Δρcpf）随压力变化的曲线［11］。图2为计算的物性参数ρlsρgshlg／Δρ、ρgs／Δρ和ρls随压力变化的曲线。保证两相流动相似时，模型与原型的关键物理量密度如两相密度和平衡含汽率等须相等。图2表明，除非模型与原型的压力很相近或相同，原型与模型的功率比不可能是一定值，两相密度比和平衡含汽率等关键参数也不相等。可认为通过自相似方法虽可得到相同的相对压力变化率，但采用相同工质（水）的不等压模拟方式不可能同时满足式（3～5），即采用不等压方式模拟具有单相和两相的自然循环过程是不合适的，只有等压或变流体才能模拟单相与两相自然循环，保证原型与模型关键物理量的相等。卢冬华等［12］也指出，对不等压模拟的高压阶段，需采用非等质量含汽率才能保证流速的相似性，为试验后的数据处理带来很大的复杂性。

与APEX只保证降压过程中模型与原型相对参考点的压力相等不同，ACME采用了等压模拟的方式，即在任何阶段，保证：

模型与原型的物性相同，单相与两相自然循环具有相同的功率比和流速比，模型的一些重要参数如两相流动时的平衡含汽率、两相密度、焓值等均与原型相同，因而整个堆芯的热工水力现象更接近于原型，这是ACME与APEX的主要区别之一。

图2 ρlsρgshlg／Δρ、ρgs／Δρ、ρls随压力变化的曲线Fig.2 ρlsρgshlg／Δρ，ρgs／Δρ，andρlscurves as a function of pressure

2）等压模拟的范围涵盖了非能动系统的主要动作

SPES－2、ROSA 和 APEX的试验表明，全压台架由于压力容器储热问题，在长期冷却阶段的模拟存在失真，试验数据不能用于分析程序的验证；而APEX只重点关注ADS 4喷放之后的长期冷却阶段，未涵盖主要安全系统如CMT、PRHRS和ADS 1～3的动作压力区间。AP600／1000大量验证试验表明，在 2.54、5.08cm冷管破口（图3、4），压力平衡管线破口及DVI双端断裂等事故情况下，一回路冷却剂压力均迅速降低到8MPa以下，且经历的时间相对较短，这是非能动压水堆核电站或其他压水堆核电站的共性特点。设计中的ACME试验台架选取9.3MPa作为工作压力，除CMT再循环和PRHRS工作的初期外，对堆芯冷却至关重要的CMT排水行为、ADS喷放、IRWST和地坑注入等阶段均包含在该压力范围之内（图3、4）。因此，可等压模拟这些非能动系统在事故工况下的行为和对应的热工水力状态。

3 ACME工作压力选取方案的问题

ACME台架的工作压力选取在饱和喷放前的9.3MPa左右，约是全压力的1／2。该压力处于单相过冷喷放阶段，涵盖了主要安全系统动作的压力区间，特别是ADS第1～4级喷放和长期冷却阶段，因此对验证更大功率非能动电站的安全分析软件及事故工况下堆芯是否会出现裸露有重要意义。

和APEX相同，试验从稍高于饱和状态的压力开始，因此确定试验初始状态的方法同APEX一致，试验从稍高于饱和状态经过一段过冷喷放进入饱和状态。不同的是，APEX采用不等压模拟饱和喷放到IRWST注入阶段的瞬态，而ACME采用初始压力较高，从饱和喷放开始，即等压模拟之后的事故瞬态。

图3 ROSA／AP600冷管2.54cm破口时RCS和SG二次侧压力随时间的变化及主要动作时序［13］Fig.3 RCS and SG secondary side pressures with timing of major events during ROSA／AP600 2.54cm cold leg break experiment［13］

图4 SPES－2冷管5.08cm破口时一回路压力随时间的变化及主要动作时序［14］Fig.4 Primary system pressure and timing of major events during SPES－2 5.08cm cold leg break experiment［14］

另一种实现初始状态的方法是与PUMA台架相同，采用热工水力分析软件如RELAP5等计算确定主要部件的热工参数。首先采用RELAP5计算原型电站事故前的初始状态，使其结果与设计值相同，之后模拟原型电站事故，确定原型电站重要部件在试验初始压力下的热工水力参数，最后比例计算得到试验台架在相同压力下的热工水力状态，将该状态作为试验的初始状态。该方法在ACME上的实现还需进一步研究。

ACME的工作压力选定在9.3MPa，属于高压台架，相对于ROSA和SPES，压力下降约1／2，相对于 APEX，压力增加 2.8 倍。在ACME的设计中，将采用半球形下封头，在堆芯加装陶瓷、采用需用应力大的材料等工程方式加以解决。

4 结论

根据美国法规10CFR 52.47（b）（2）（i）（A），核电站的新设计需经试验验证，而合理的比例试验台架设计参数是准确模拟原型电站事故工况，保证试验数据准确的重要基础。本文在简要介绍AP1000整体性能验证的基础上，结合各试验台架的优缺点，给出了国内自建台架ACME的压力选择的方案。ACME的压力选定在过冷喷放后期、饱和喷放之前，该压力涵盖了非能动电站非能动安全系统的主要动作压力区间，特别是ADS第4级开启和长期冷却阶段，采用等压等物性方式模拟事故后原型的热工水力现象和行为。因此ACME具有较好地模拟非能动压水堆电站的事故工况的潜力，是一先进的堆芯冷却整体性能试验台架设计方案。压力选取方案带来了初始状态确定和储热失真等问题。初始状态的确定参考了国际上的经验，还需结合敏感性分析和试验的经验反馈研究其对试验结果潜在的影响；ACME台架的储热失真可通过在堆芯加装陶瓷、采用许用应力大的材料等工程方式加以减小，使其达到可接受的程度。

［1］林诚格，郁祖胜.非能动安全先进核电厂AP1000［M］.北京：原子能出版社，2008.

［2］Nuclear Regulatory Commission.Final safety evaluation report related to certification of the AP1000standard design （NUREG－1793）［R／OL］.USA：Nuclear Regulatory Commission，2004［2010－07－08］.http：∥www.nrc.gov／reading－rm／doc－collection s／nuregs／staff／sr1793／chapter21.pdf.

［3］LOUIS M S，YUTAKA K.Implication of the ROSA／AP600high－and intermediate pressure test results［J］.Nuclear Technology，1997，199（3）：217－233.

［4］REYES N J，LAWRENCE H.Scaling analysisfor the OSU AP600test facility （APEX）［J］.Nuclear Engineering and Design，1998，186（1－2）：53－109.

［5］秦本科，李玉全，张子扬，等.非能动堆芯冷却系统整体性能试验台架比例设计报告［R］.北京：国家核电技术研发中心，2010.

［6］REYES N J，WU Q，KING B J.Scaling assessment for the design of the OSU APEX－1000test facility，OSU－APEX－03001［R］.［S.l.］：［s.n.］，2003.

［7］KOCAMUSTAFAOGULLARI G， ISHII M.Scaling of two－phase flow transients using reduced pressure system and stimulant fluid［J］.Nuclear Engineering and Design，1987，104（2）：121－132.

［8］ISHII M，KATAOKA I.Scaling laws for thermal－hydraulic system under single phase and twophase natural circulation［J］.Nuclear Engineering and Design，1984，81（3）：411－425.

［9］ISHII M，REVANKAR S T，LEONARDI T，et al.The three－level scaling approach with application to the Purdue University multi－dimensional integral test assemble（PUMA）［J］.Nuclear Engineering and Design，1998，186（1－2）：177－211.

［10］Westinghouse. Low－pressure integral systems test facility scaling report，WCAP－14270［R］.Pittsburgh：Westinghouse Electric Coporation，1997.

［11］SCHWARTZBECK R K，KOCAMUSTAFAOGULLARI G.Similarity requirement for two－phase flow－pattern transitions［J］.Nuclear Engineering and Design，1989，116（2）：135－147.

［12］卢冬华，肖泽军，陈炳德.压水堆自然循环比例模化基本方程即相似准则数的研究［J］.核动力工程，2009，30（3）：72－83.LU Donghua，XIAO Zejun，CHEN Bingde.Investigation on the basic equation and scaling criteria of PWR natural circulation［J］.Nuclear Power Engineering，2009，30（3）：72－83（in Chinese）.

［13］KUKITA Y，YONOMOTO T， ASAKA H，et al.ROSA／AP600Testing：Facility modifications and initial test results［J］.Journal of Nuclear Science and Technology，1996，33（3）：259－265.

［14］WRIGHT R F，HUNDAL R，HOCHREITER L E，et al.Analysis and evaluation of the AP600 SPES－2integral systems tests［C］∥4thInternational Conference on Nuclear Engineering.New Orleans：ASME，1996：417－425.