CAP1400核電站非能動安全殼冷卻系統綜合性能試驗研究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，自主研發的具有更大功率的壓水堆核電站。CAP/AP系列核電站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]。和AP1000相同，CAP1400有三道相互獨立的非能動安全系統作為安全屏障[3]，分別是：1)防止事故下堆芯出現超溫熔化的非能動堆芯冷卻系統(Passive Core Cooling System, PXS)；2)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的堆內熔融物滯留系統(In-Vessel Retention, IVR)；3)將事故后殼內產生的熱量非能動地導出至外部大氣環境的非能動安全殼冷卻系統。其中，非能動安全殼冷卻系統如圖1所示，該系統在發生失去冷卻劑事故和主蒸汽管道破裂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提供安全相關的最終熱阱。PCS利用鋼制安全殼殼體作為傳熱媒介，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；受熱的鋼殼體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)等熱傳遞機理由殼體導出，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。作為核電站縱深防御的屏障之一，非能動安全殼冷卻系統對核電站安全具有極為重要的作用。

圖1 非能動安全殼冷卻系統示意圖Fig.1 Schematic of the passive containment cooling system

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。20世紀90年代，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系列非能動安全系統性能[4]。雖然CAP1400采用與AP1000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，因此CAP1400安全評審要求對部分非能動安全系統設計重新開展試驗驗證。出于對復雜核電站開展試驗的現實可行條件考慮，對于系統綜合性能驗證通常采用縮小比例的整體試驗臺架，而針對重要物理機理的研究則采用單項性能試驗臺架。

為此，依托國家科技重大專項課題的支持，國核華清(北京)核電技術研發中心有限公司設計并建設了多個用于CAP1400非能動安全系統性能驗證的單項和綜合試驗臺架。其中針對非能動安全殼冷卻系統的性能驗證，專門設計并建設了包括用于研究PCS三個關鍵物理過程(殼外水分配、殼內冷凝、冷凝水膜耦合)的單項性能試驗臺架WADE、SCOPE、ISCOE，以及用于研究PCS綜合性能的試驗臺架CERT。本文著重對PCS綜合性能試驗臺架CERT的設計特點、研究內容及典型研究成果進行介紹。

1 驗證需求

美國西屋公司在開發AP600和AP1000的過程中，針對非能動安全殼冷卻系統進行了廣泛的試驗研究，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；而對于綜合性能試驗，西屋公司分別采用了小比例SST和大比例LST試驗裝置[5]，如圖 2所示。

圖 2 AP600水分配與整體性能試驗臺架Fig.2 Overlooks of the test facilities for the water distribution and integral test facilities

CAP1400的非能動安全殼冷卻系統相比AP1000而言，由于鋼制安全殼尺寸增大、堆芯尺寸增大、功率增加以及事故后安全殼內質能釋放量增大，導致非能動安全殼冷卻系統的性能，包括安全殼外的水膜流動覆蓋規律、水膜蒸發傳熱過程、安全殼外的空氣自然循環和自然對流、安全殼內的空氣/蒸汽混合物的自然對流和蒸汽在安全殼內壁的冷凝等特性均與AP1000有所不同。在這種情況下非能動安全殼冷卻系統能否帶走安全殼內熱量，保證事故后安全殼的完整性是CAP1400設計方案所面臨的主要挑戰，也是CAP1400安全審評中必須解決的問題。因此，開展CAP1400 PCS綜合性能試驗研究具有十分重要的意義。

2 綜合性能試驗

非能動安全殼冷卻系統的運行過程中安全殼內外現象復雜，多物理過程相互耦合，盡管已有獨立的分別針對液膜蒸發和冷凝現象研究的單項性能試驗，但為研究系統的整體性能，仍有必要進行綜合性能試驗。西屋公司在研發AP600的過程中，也開展過相當于綜合性能試驗的AP600 PCS大比例試驗，但僅用于驗證PCS專用分析程序WGOTHIC，未進行系統性能驗證，相關試驗參數不能包絡CAP1400的設計需求。為了開展CAP1400 PCS綜合性能試驗驗證，基于CAP1400原型PCS結構和尺寸，采用H2TS (Hierarchical Two-Tiered Scaling)比例分析技術[6]設計并建造了1/8縮比例的CERT試驗臺架[7]，其包括完整的破口源、安全殼壓力容器、冷卻水分配系統、空氣導流結構、殼內構件以及主要的工藝系統等，能夠有效模擬安全殼組成結構、材料導熱性能以及PCS運行過程?；谠撛囼炂脚_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、殼內不凝性氣體存在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，為評價系統整體性能、驗證相關模型及程序提供試驗數據。CERT試驗臺架的實物圖和各子系統分別如圖3、圖4所示。

圖3 CERT綜合性能試驗臺架Fig.3 CERT integral test facility

圖4 CERT試驗臺架各子系統示意圖Fig.4 Schematic diagram of each subsystem of the CERT facility

CERT試驗借鑒了國際上同類型試驗臺架的設計經驗，采用H2TS方法對CAP1400原型電站安全殼冷卻系統進行了比例分析。在進行比例分析前，需通過對CAP1400 PCS在事故工況下的現象識別和分級表的分析，對非能動安全殼冷卻系統中發生的物理現象及其相對重要程度有全面的了解和掌握。在臺架比例分析過程中，首先根據重點關注的現象列出控制體守恒方程，利用初始條件和邊界條件對方程進行無量綱化，得到特征∏群和動態弛豫時間，將不同物理過程對應的∏群排序得到關鍵物理過程的各個分量的排序。由于幾何尺寸和物性參數等的差別，縮比試驗臺架不可能模擬全部物理過程，只能優先保證最關鍵過程的相似性，對次要物理過程進行比例失真評價，并通過材料替換、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。CERT臺架的比例分析涵蓋了CERT臺架所能模擬的冷卻劑喪失事故(LOCA)和主蒸汽管道斷裂事故(MSLB)的各階段，對殼外冷卻水膜穩定建立前后殼內壓力邊界和傳熱邊界的特征進行了詳細分析，通過保證事故瞬態關鍵物理過程∏群相似性，最終得到了安全殼系統和各部件的相似準則，并依此得出了結構比例設計參數和試驗條件。表1匯總了CERT與LST的主要設計參數。

表1 CERT及LST的主要設計參數

CERT臺架試驗以蒸汽(飽和)為工質，蒸汽源取自電廠汽輪機高壓缸和蓄能器，并盡量實現對蒸汽噴放參數實時控制，考慮到原型電站在設計基準事故下質能噴放非常劇烈且噴放量大，瞬間難以完全達到，適當采用了等效模擬方法和以適當的比例方式模擬原型的噴放。相對于AP600的LST試驗，CERT試驗具有更高的瞬時蒸汽噴放流量，如圖5所示，具備可開展瞬態試驗等顯著優勢。

圖5 CERT與LST最大蒸汽噴放流量對比(噴放開始后30 s)Fig.5 Comparison of maximum steam discharge flow between CERT and LST (30 seconds after spraying)

基于CERT臺架，模擬事故后PCS的整體響應特性，獲取準確可靠的試驗數據，為驗證及改進WGOTHIC專用分析程序，提供有關CAP1400 PCS試驗數據支持。具體研究目標主要包括兩方面：1)驗證非能動安全殼冷卻系統性能。對非能動安全殼冷卻系統綜合試驗?；椒ㄟM行研究，采用比例分析技術設計試驗臺架，適當模擬質能釋放、熱阱吸熱、大氣循環和PCS作用等，從系統級別模擬事故后安全殼系統整體響應，從而驗證PCS綜合性能。2)考察不同參數變化對安全殼響應的影響，包括質能釋放源條件(破口位置、破口方向、質能釋放大小等)、安全殼內部熱構件數量和位置、冷卻水流量和覆蓋率、環腔內空氣流速和安全殼內存在輕質不凝性氣體等。CERT試驗內容按工況分為六類，分別是LOCA工況準穩態試驗、LOCA工況系統級模擬試驗、LOCA工況全過程瞬態模擬試驗、MSLB工況準穩態試驗、MSLB工況系統級模擬試驗以及MSLB工況全過程瞬態模擬試驗，表2給出了試驗工況的控制參數。圖6給出了LOCA和MSLB兩種典型事故工況下的試驗結果與WGOTHIC程序計算結果的對比。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。

表2 CERT試驗工況控制參數

圖 6 兩種事故典型工況下CERT試驗結果Fig.6 CERT test results in the case of LOCA and MSLB

3 結 論

為了驗證CAP1400非能動安全殼冷卻系統的綜合性能，國核華清(北京)核電技術研發中心有限公司專門搭建了綜合性能試驗臺架——CERT，開展了多項PCS綜合性能試驗。CERT試驗臺架采用H2TS比例分析進行臺架比例設計，應用了高流量蒸汽源以保證瞬態特性試驗條件，通過綜合性能試驗的開展，模擬了不同事故工況下安全殼內的蒸汽質能穩態、瞬態釋放，殼外冷卻水噴淋及環腔空氣對流等PCS綜合作用機制，為驗證CAP1400 PCS設計和安全殼專用分析程序的適用性提供了準確的試驗結果。上述試驗的開展為進一步改進并確定CAP1400 PCS的設計方案、驗證其滿足安全評審的要求奠定了基礎，提供了有力的試驗數據支撐；同時，也將使我國在非能動安全技術研發領域的實驗條件、技術研究達到國際先進水平，滿足了國內發展大型先進壓水堆的需求。