CAP1400核电站非能动安全壳冷却系统综合性能试验研究1)

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(1.国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司，北京 102200；2. 清华大学，北京 100084)

CAP1400核电站是在引进消化吸收美国AP1000[1]核电技术的基础上，自主研发的具有更大功率的压水堆核电站。CAP/AP系列核电站的最大特点是采用非能动安全系统设计，其安全功能仅由自然力或自然过程(如重力、自然循环等)驱动来完成，无需动力设备和外部电源，系统大为简化[2]。和AP1000相同，CAP1400有三道相互独立的非能动安全系统作为安全屏障[3]，分别是：1)防止事故下堆芯出现超温熔化的非能动堆芯冷却系统(Passive Core Cooling System, PXS)；2)通过压力容器外部冷却将熔化的堆芯滞留在反应堆压力容器内的堆内熔融物滞留系统(In-Vessel Retention, IVR)；3)将事故后壳内产生的热量非能动地导出至外部大气环境的非能动安全壳冷却系统。其中，非能动安全壳冷却系统如图1所示，该系统在发生失去冷却剂事故和主蒸汽管道破裂事故的情况下导出安全壳内的热量，同时为其他导致安全壳压力和温度大幅升高的设计基准事故提供安全相关的最终热阱。PCS利用钢制安全壳壳体作为传热媒介，蒸汽在壳内壁面冷凝并通过导热将热量传递给壳体，同时冷凝水流回安全壳底部，实现反应堆的再循环冷却；受热的钢壳体外表面被冷却水箱的喷淋水膜覆盖，热量以对流、辐射和质量传递(水膜蒸发)等热传递机理由壳体导出，同时被环腔内自然对流的空气带出，最终排放到大气环境中。作为核电站纵深防御的屏障之一，非能动安全壳冷却系统对核电站安全具有极为重要的作用。

图1 非能动安全壳冷却系统示意图Fig.1 Schematic of the passive containment cooling system

在非能动核电站开发过程中，针对其非能动安全系统开展了大量的试验工作，以验证系统设计和相关安全分析程序，是支撑核电站安全评审的重要环节。20世纪90年代，西屋公司和美国核管会通过在美国、日本、意大利等国新建和改造台架，开展了广泛的整体和单项试验研究，验证了AP系列非能动安全系统性能[4]。虽然CAP1400采用与AP1000类似的多重非能动安全系统设计，但功率水平、主要设备参数和安全系统容量都发生了较大变化，因此CAP1400安全评审要求对部分非能动安全系统设计重新开展试验验证。出于对复杂核电站开展试验的现实可行条件考虑，对于系统综合性能验证通常采用缩小比例的整体试验台架，而针对重要物理机理的研究则采用单项性能试验台架。

为此，依托国家科技重大专项课题的支持，国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司设计并建设了多个用于CAP1400非能动安全系统性能验证的单项和综合试验台架。其中针对非能动安全壳冷却系统的性能验证，专门设计并建设了包括用于研究PCS三个关键物理过程(壳外水分配、壳内冷凝、冷凝水膜耦合)的单项性能试验台架WADE、SCOPE、ISCOE，以及用于研究PCS综合性能的试验台架CERT。本文着重对PCS综合性能试验台架CERT的设计特点、研究内容及典型研究成果进行介绍。

1 验证需求

美国西屋公司在开发AP600和AP1000的过程中，针对非能动安全壳冷却系统进行了广泛的试验研究，分别开展了单项和整体性能试验。其中单项性能试验包括：空气流道压降试验、平板液膜形成试验、风洞试验、冷凝试验、PCS水膜分布试验和PCS加热平板试验等；而对于综合性能试验，西屋公司分别采用了小比例SST和大比例LST试验装置[5]，如图 2所示。

图 2 AP600水分配与整体性能试验台架Fig.2 Overlooks of the test facilities for the water distribution and integral test facilities

CAP1400的非能动安全壳冷却系统相比AP1000而言，由于钢制安全壳尺寸增大、堆芯尺寸增大、功率增加以及事故后安全壳内质能释放量增大，导致非能动安全壳冷却系统的性能，包括安全壳外的水膜流动覆盖规律、水膜蒸发传热过程、安全壳外的空气自然循环和自然对流、安全壳内的空气/蒸汽混合物的自然对流和蒸汽在安全壳内壁的冷凝等特性均与AP1000有所不同。在这种情况下非能动安全壳冷却系统能否带走安全壳内热量，保证事故后安全壳的完整性是CAP1400设计方案所面临的主要挑战，也是CAP1400安全审评中必须解决的问题。因此，开展CAP1400 PCS综合性能试验研究具有十分重要的意义。

2 综合性能试验

非能动安全壳冷却系统的运行过程中安全壳内外现象复杂，多物理过程相互耦合，尽管已有独立的分别针对液膜蒸发和冷凝现象研究的单项性能试验，但为研究系统的整体性能，仍有必要进行综合性能试验。西屋公司在研发AP600的过程中，也开展过相当于综合性能试验的AP600 PCS大比例试验，但仅用于验证PCS专用分析程序WGOTHIC，未进行系统性能验证，相关试验参数不能包络CAP1400的设计需求。为了开展CAP1400 PCS综合性能试验验证，基于CAP1400原型PCS结构和尺寸，采用H2TS (Hierarchical Two-Tiered Scaling)比例分析技术[6]设计并建造了1/8缩比例的CERT试验台架[7]，其包括完整的破口源、安全壳压力容器、冷却水分配系统、空气导流结构、壳内构件以及主要的工艺系统等，能够有效模拟安全壳组成结构、材料导热性能以及PCS运行过程。基于该试验平台开展了PCS系统级模拟、稳态程序验证、系统级敏感性分析、瞬态全时程模拟和敏感性分析等多个工况的试验，研究了安全壳内部自然循环及冷凝、安全壳壳壁传热、外部水膜蒸发及空气对流载热、热阱吸热、壳内不凝性气体存在等热工水力现象对安全壳包容壳内物质、向外传导热量等性能的综合影响，为评价系统整体性能、验证相关模型及程序提供试验数据。CERT试验台架的实物图和各子系统分别如图3、图4所示。

图3 CERT综合性能试验台架Fig.3 CERT integral test facility

图4 CERT试验台架各子系统示意图Fig.4 Schematic diagram of each subsystem of the CERT facility

CERT试验借鉴了国际上同类型试验台架的设计经验，采用H2TS方法对CAP1400原型电站安全壳冷却系统进行了比例分析。在进行比例分析前，需通过对CAP1400 PCS在事故工况下的现象识别和分级表的分析，对非能动安全壳冷却系统中发生的物理现象及其相对重要程度有全面的了解和掌握。在台架比例分析过程中，首先根据重点关注的现象列出控制体守恒方程，利用初始条件和边界条件对方程进行无量纲化，得到特征∏群和动态弛豫时间，将不同物理过程对应的∏群排序得到关键物理过程的各个分量的排序。由于几何尺寸和物性参数等的差别，缩比试验台架不可能模拟全部物理过程，只能优先保证最关键过程的相似性，对次要物理过程进行比例失真评价，并通过材料替换、结构合理简化、喷口可调等手段，将壳体热容和热阻、壳内模拟结构和流道、质能喷放方位等重要现象的失真控制在可接受的范围内。CERT台架的比例分析涵盖了CERT台架所能模拟的冷却剂丧失事故(LOCA)和主蒸汽管道断裂事故(MSLB)的各阶段，对壳外冷却水膜稳定建立前后壳内压力边界和传热边界的特征进行了详细分析，通过保证事故瞬态关键物理过程∏群相似性，最终得到了安全壳系统和各部件的相似准则，并依此得出了结构比例设计参数和试验条件。表1汇总了CERT与LST的主要设计参数。

表1 CERT及LST的主要设计参数

CERT台架试验以蒸汽(饱和)为工质，蒸汽源取自电厂汽轮机高压缸和蓄能器，并尽量实现对蒸汽喷放参数实时控制，考虑到原型电站在设计基准事故下质能喷放非常剧烈且喷放量大，瞬间难以完全达到，适当采用了等效模拟方法和以适当的比例方式模拟原型的喷放。相对于AP600的LST试验，CERT试验具有更高的瞬时蒸汽喷放流量，如图5所示，具备可开展瞬态试验等显著优势。

图5 CERT与LST最大蒸汽喷放流量对比(喷放开始后30 s)Fig.5 Comparison of maximum steam discharge flow between CERT and LST (30 seconds after spraying)

基于CERT台架，模拟事故后PCS的整体响应特性，获取准确可靠的试验数据，为验证及改进WGOTHIC专用分析程序，提供有关CAP1400 PCS试验数据支持。具体研究目标主要包括两方面：1)验证非能动安全壳冷却系统性能。对非能动安全壳冷却系统综合试验模化方法进行研究，采用比例分析技术设计试验台架，适当模拟质能释放、热阱吸热、大气循环和PCS作用等，从系统级别模拟事故后安全壳系统整体响应，从而验证PCS综合性能。2)考察不同参数变化对安全壳响应的影响，包括质能释放源条件(破口位置、破口方向、质能释放大小等)、安全壳内部热构件数量和位置、冷却水流量和覆盖率、环腔内空气流速和安全壳内存在轻质不凝性气体等。CERT试验内容按工况分为六类，分别是LOCA工况准稳态试验、LOCA工况系统级模拟试验、LOCA工况全过程瞬态模拟试验、MSLB工况准稳态试验、MSLB工况系统级模拟试验以及MSLB工况全过程瞬态模拟试验，表2给出了试验工况的控制参数。图6给出了LOCA和MSLB两种典型事故工况下的试验结果与WGOTHIC程序计算结果的对比。如图所示，基于CERT台架测得的壳内峰值压力低于由WGOTHIC计算得到的原型安全壳内的峰值压力，且两者的变化趋势一致，验证了安全壳专用分析软件的保守性和适用性。

表2 CERT试验工况控制参数

图 6 两种事故典型工况下CERT试验结果Fig.6 CERT test results in the case of LOCA and MSLB

3 结 论

为了验证CAP1400非能动安全壳冷却系统的综合性能，国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司专门搭建了综合性能试验台架——CERT，开展了多项PCS综合性能试验。CERT试验台架采用H2TS比例分析进行台架比例设计，应用了高流量蒸汽源以保证瞬态特性试验条件，通过综合性能试验的开展，模拟了不同事故工况下安全壳内的蒸汽质能稳态、瞬态释放，壳外冷却水喷淋及环腔空气对流等PCS综合作用机制，为验证CAP1400 PCS设计和安全壳专用分析程序的适用性提供了准确的试验结果。上述试验的开展为进一步改进并确定CAP1400 PCS的设计方案、验证其满足安全评审的要求奠定了基础，提供了有力的试验数据支撑；同时，也将使我国在非能动安全技术研发领域的实验条件、技术研究达到国际先进水平，满足了国内发展大型先进压水堆的需求。