陳 煉，常華健，李玉全，葉子申，秦本科

（國家核電技術有限公司 北京研發(fā)中心，北京 100190）

核電站瞬態(tài)或事故工況下可能出現(xiàn)的一些重要現(xiàn)象和過程難于直接在原型電站中觀測，因此需在相應試驗臺架上模擬這些重要的現(xiàn)象和過程。由于經(jīng)濟性、工程限制條件等因素的影響，建造幾何尺寸與原型完全相同的模型臺架不太現(xiàn)實，通常在縮小尺度比例的臺架上開展試驗，研究核電站的事故瞬態(tài)并為驗證安全分析軟件提供試驗數(shù)據(jù)。設計比例臺架的依據(jù)是相似原理，根據(jù)描述同一類現(xiàn)象的微分方程推導相似準則，設計相應的模型。工程上，實現(xiàn)試驗模型的方式有多種，如采用等高度或減高度、等壓力或不等壓力、同工質或不同工質等。但無論采用何種方式，均須保證主要的、決定性的相似準則數(shù)在模型與原型中相等，以確保模型中的一些重要現(xiàn)象不存在重大失真，試驗結果能準確地反映原型電站中的實際現(xiàn)象或過程。

1 AP1000整體性能試驗臺架及評價

AP600和AP1000是采用非能動安全系統(tǒng)實現(xiàn)堆芯在事故條件下冷卻的核電站設計，在事故初期，依靠非能動余熱排出系統(tǒng)（PRHRS）、堆芯補水箱（CMT）和安注箱（ACC）對堆芯進行冷卻，并通過自動降壓系統(tǒng)（ADS）使系統(tǒng)實現(xiàn)可控的降壓；事故后期，依靠安全殼內(nèi)換料水箱（IRWST）和地坑水對堆芯進行長期冷卻，整個過程基本依靠自然循環(huán)［1］。

AP600設計的驗證試驗是在意大利的SPES－2和美國APEX－600上開展的，美國核管會（NRC）在日本 ROSA－600和 APEX－600上開展了大量驗證試驗。AP1000設計中，西屋通過比例分析方法分析這些試驗對AP1000的適用性，并在改造后的APEX試驗臺架APEX－1000上進行了堆芯長期冷卻階段的驗證。3個臺架的基本設計參數(shù)列于表1。

表1 3個臺架的基本設計參數(shù)Table 1 Fundamental parameters of three facilities

SPES－2是等高度、全壓力整體性系統(tǒng)試驗臺架［2］，它能夠模擬AP600主回路全壓力、滿功率的運行條件，且模擬了所有的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)設備和部件。主要關注事故初期（在原型的壓力、溫度和相應衰變功率比值的條件下）到IRWST建立穩(wěn)定注入期間整體熱工水力行為，為安全分析程序的驗證提供高壓階段的試驗數(shù)據(jù)。

ROSA－AP600是等高度、全壓力的試驗臺架［2－3］，該臺架原是模擬西屋四環(huán)路常規(guī)壓水堆，經(jīng)改造后模擬AP600電站，包括了非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的 CMT、ACC、PRHR、IRWST及ADS等系統(tǒng)，但在結構上存在一些失真，如：每個環(huán)路只有1條冷管，且有環(huán)路水封；蒸汽發(fā)生器一次側和二次側存在過量的裝水量；波動管相對較直；儲熱過多等。

APEX是1∶4高度、低壓力的整體性試驗臺架［2，4］，它包含了原型核電站中非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的全部設備及部件，結構布置與原型電站基本相同。臺架最初以AP600為原型進行設計和建造，后經(jīng)改造為驗證AP1000設計進行了試驗。主要研究RCS在不同位置發(fā)生各種尺寸的SBLOCA時，整體系統(tǒng)在IRWST注入、IRWST向地坑注入轉變及從模擬地坑取水的長期再循環(huán)冷卻期間的熱工水力學行為，著重于設計基準SBLOCA時的低壓和長期冷卻行為。其采用2.411～0.345MPa的壓力不等壓模擬7.44～0.345MPa之間系統(tǒng)的熱工水力行為，0.345MPa以下為等壓模擬（圖1）。

圖1 APEX的壓力模擬方式Fig.1 Pressure simulation mode of APEX

AP1000設計的驗證采用了AP600模擬試驗臺架和結果，西屋和NRC分別開展了topdown和bottom up的比例分析以確定試驗數(shù)據(jù)是否適用于AP1000設計［2］。

NRC評審認為［2］在每個階段，SPES－2、ROSA－AP600和APEX中至少1個臺架很好地模擬了高壓噴放階段早期到地坑注入之后的AP1000標準設計。即ROSA和SPES－2臺架可較好地模擬ADS第4級高壓噴放前的階段，其試驗數(shù)據(jù)用于驗證程序是可接受的，但不能很好地模擬AP1000ADS第4級次臨界噴放、IRWST注入和地坑注入階段；APEX－600試驗結果只有在IWRST注入之后的時間才是可接受的，不能很好地模擬AP1000的自然循環(huán)階段、ADS 第 1～3級噴放階段［2］。 而在 對AP1000非能動電站設計中非常重要的ADS 4噴放到IRWST注入階段，堆芯可能易出現(xiàn)最小水裝量，需重點關注，且NRC認為ADS 4噴放階段的熱管夾帶和上腔室夾帶等未較好地模擬。為此西屋改造了APEX臺架，并重新開展了試驗和比例分析，使APEX－1000的ADS第4級噴放階段的數(shù)據(jù)可用于分析程序的驗證。但APEX－600和APEX－1000臺架的壓力容器下降段均存在非保守的失真，存貯了過量的水。NRC認為該失真不會妨礙采用APEX－1000數(shù)據(jù)進行代碼驗證和模型開發(fā)。

上述結果表明，以上3個試驗臺架各有優(yōu)缺點。SPES－2和ROSA是全高度和全壓力的試驗裝置，試驗覆蓋壓力范圍大，但由于高壓力帶來的儲熱問題導致系統(tǒng)模擬低壓階段的安注及長期冷卻過程失真較大，使試驗數(shù)據(jù)不能用于程序驗證。APEX采用低壓方案，較好地解決了儲熱問題，使得低壓階段物理過程模擬較為準確，只有IRWST注入之后的數(shù)據(jù)才能直接用于程序的驗證。但開始階段采用了不等壓模擬方式，而非能動系統(tǒng)的動作如PRHR工作、CMT排水、ADS 1～3降壓、ADS 4降壓等均在該壓力區(qū)間，因而不能等壓、等物性地模擬這些非能動系統(tǒng)內(nèi)的現(xiàn)象和行為。

2 ACME試驗臺架工作壓力選取方案

非能動堆芯整體性能試驗臺架ACME的設計充分借鑒現(xiàn)有非能動電站整體性能試驗臺架的實際經(jīng)驗，擴大了對非能動安全系統(tǒng)工作特性的試驗研究范圍，以滿足國內(nèi)研發(fā)的非能動壓水堆電站的試驗驗證和軟件開發(fā)的需求［5］。ACME的比例分析采用了成熟的H2TS方法，在充分借鑒了APEX、SPES－2的設計方法和試驗結果的基礎上，根據(jù)試驗需求、工程實際等，確定其高度比為1／3、面積比為1／31、工作壓力為9.3MPa，該等壓模擬初始壓力稍高于二回路蒸汽釋放閥壓力整定值（約8MPa），選擇該壓力的原因如下。

1）等壓模擬非能動系統(tǒng)工作

ACME的突出特點是初始工作壓力選在飽和狀態(tài)之前，流體處于單相狀態(tài)，飽和狀態(tài)之后的過程均可等壓模擬，這使得CMT排水、PRHRS運行、ADS第1～4級的運行及IRWST注入和長期冷卻等過程中，模型與原型的流體是等壓、等物性的。

APEX－1000的降壓過程比例分析認為相平衡下的降壓系統(tǒng)具有自相似性［6］，通過證明物理量pvfg／hfg、sf、vg、vfg滿足式（1）來滿足模型和原型降壓過程的質量和能量守恒方程，保證降壓階段相對壓力變化率的相似（式（2））。

其中：Ψ為某一物理量；p為壓力為某一指數(shù)；下標0表示初始狀態(tài)。

為滿足單相和兩相自然對流，模型與原型的功率比和速度比應滿足式（3）、（4）［7－8］。兩相自然循環(huán)時，要求兩相混合物密度比和平衡含汽率比滿足式（5）、（6）［9－10］。

其中：q為功率；a為流通面積；l為高度；ρls為飽和水密度；ρgs為飽和蒸汽密度；hlg為汽化潛熱；Δρ為密度差；βT為熱膨脹系數(shù)；cpf為水的比定壓熱容；x為蒸汽干度為兩相混合密度；下標R表示模型與原型的比，sp表示單相，tp表示兩相。

根據(jù)式（4），要同時滿足單相和兩相自然循環(huán)相似，在相同的功率比之下，須滿足：

Ishii給出了不同壓力下，工作流體（水）的物理量βTρgshlg／（Δρcpf）隨壓力變化的曲線［11］。圖2為計算的物性參數(shù)ρlsρgshlg／Δρ、ρgs／Δρ和ρls隨壓力變化的曲線。保證兩相流動相似時，模型與原型的關鍵物理量密度如兩相密度和平衡含汽率等須相等。圖2表明，除非模型與原型的壓力很相近或相同，原型與模型的功率比不可能是一定值，兩相密度比和平衡含汽率等關鍵參數(shù)也不相等?？烧J為通過自相似方法雖可得到相同的相對壓力變化率，但采用相同工質（水）的不等壓模擬方式不可能同時滿足式（3～5），即采用不等壓方式模擬具有單相和兩相的自然循環(huán)過程是不合適的，只有等壓或變流體才能模擬單相與兩相自然循環(huán)，保證原型與模型關鍵物理量的相等。盧冬華等［12］也指出，對不等壓模擬的高壓階段，需采用非等質量含汽率才能保證流速的相似性，為試驗后的數(shù)據(jù)處理帶來很大的復雜性。

與APEX只保證降壓過程中模型與原型相對參考點的壓力相等不同，ACME采用了等壓模擬的方式，即在任何階段，保證：

模型與原型的物性相同，單相與兩相自然循環(huán)具有相同的功率比和流速比，模型的一些重要參數(shù)如兩相流動時的平衡含汽率、兩相密度、焓值等均與原型相同，因而整個堆芯的熱工水力現(xiàn)象更接近于原型，這是ACME與APEX的主要區(qū)別之一。

圖2 ρlsρgshlg／Δρ、ρgs／Δρ、ρls隨壓力變化的曲線Fig.2 ρlsρgshlg／Δρ，ρgs／Δρ，andρlscurves as a function of pressure

2）等壓模擬的范圍涵蓋了非能動系統(tǒng)的主要動作

SPES－2、ROSA 和 APEX的試驗表明，全壓臺架由于壓力容器儲熱問題，在長期冷卻階段的模擬存在失真，試驗數(shù)據(jù)不能用于分析程序的驗證；而APEX只重點關注ADS 4噴放之后的長期冷卻階段，未涵蓋主要安全系統(tǒng)如CMT、PRHRS和ADS 1～3的動作壓力區(qū)間。AP600／1000大量驗證試驗表明，在 2.54、5.08cm冷管破口（圖3、4），壓力平衡管線破口及DVI雙端斷裂等事故情況下，一回路冷卻劑壓力均迅速降低到8MPa以下，且經(jīng)歷的時間相對較短，這是非能動壓水堆核電站或其他壓水堆核電站的共性特點。設計中的ACME試驗臺架選取9.3MPa作為工作壓力，除CMT再循環(huán)和PRHRS工作的初期外，對堆芯冷卻至關重要的CMT排水行為、ADS噴放、IRWST和地坑注入等階段均包含在該壓力范圍之內(nèi)（圖3、4）。因此，可等壓模擬這些非能動系統(tǒng)在事故工況下的行為和對應的熱工水力狀態(tài)。

3 ACME工作壓力選取方案的問題

ACME臺架的工作壓力選取在飽和噴放前的9.3MPa左右，約是全壓力的1／2。該壓力處于單相過冷噴放階段，涵蓋了主要安全系統(tǒng)動作的壓力區(qū)間，特別是ADS第1～4級噴放和長期冷卻階段，因此對驗證更大功率非能動電站的安全分析軟件及事故工況下堆芯是否會出現(xiàn)裸露有重要意義。

和APEX相同，試驗從稍高于飽和狀態(tài)的壓力開始，因此確定試驗初始狀態(tài)的方法同APEX一致，試驗從稍高于飽和狀態(tài)經(jīng)過一段過冷噴放進入飽和狀態(tài)。不同的是，APEX采用不等壓模擬飽和噴放到IRWST注入階段的瞬態(tài)，而ACME采用初始壓力較高，從飽和噴放開始，即等壓模擬之后的事故瞬態(tài)。

圖3 ROSA／AP600冷管2.54cm破口時RCS和SG二次側壓力隨時間的變化及主要動作時序［13］Fig.3 RCS and SG secondary side pressures with timing of major events during ROSA／AP600 2.54cm cold leg break experiment［13］

圖4 SPES－2冷管5.08cm破口時一回路壓力隨時間的變化及主要動作時序［14］Fig.4 Primary system pressure and timing of major events during SPES－2 5.08cm cold leg break experiment［14］

另一種實現(xiàn)初始狀態(tài)的方法是與PUMA臺架相同，采用熱工水力分析軟件如RELAP5等計算確定主要部件的熱工參數(shù)。首先采用RELAP5計算原型電站事故前的初始狀態(tài)，使其結果與設計值相同，之后模擬原型電站事故，確定原型電站重要部件在試驗初始壓力下的熱工水力參數(shù)，最后比例計算得到試驗臺架在相同壓力下的熱工水力狀態(tài)，將該狀態(tài)作為試驗的初始狀態(tài)。該方法在ACME上的實現(xiàn)還需進一步研究。

ACME的工作壓力選定在9.3MPa，屬于高壓臺架，相對于ROSA和SPES，壓力下降約1／2，相對于 APEX，壓力增加 2.8 倍。在ACME的設計中，將采用半球形下封頭，在堆芯加裝陶瓷、采用需用應力大的材料等工程方式加以解決。

4 結論

根據(jù)美國法規(guī)10CFR 52.47（b）（2）（i）（A），核電站的新設計需經(jīng)試驗驗證，而合理的比例試驗臺架設計參數(shù)是準確模擬原型電站事故工況，保證試驗數(shù)據(jù)準確的重要基礎。本文在簡要介紹AP1000整體性能驗證的基礎上，結合各試驗臺架的優(yōu)缺點，給出了國內(nèi)自建臺架ACME的壓力選擇的方案。ACME的壓力選定在過冷噴放后期、飽和噴放之前，該壓力涵蓋了非能動電站非能動安全系統(tǒng)的主要動作壓力區(qū)間，特別是ADS第4級開啟和長期冷卻階段，采用等壓等物性方式模擬事故后原型的熱工水力現(xiàn)象和行為。因此ACME具有較好地模擬非能動壓水堆電站的事故工況的潛力，是一先進的堆芯冷卻整體性能試驗臺架設計方案。壓力選取方案帶來了初始狀態(tài)確定和儲熱失真等問題。初始狀態(tài)的確定參考了國際上的經(jīng)驗，還需結合敏感性分析和試驗的經(jīng)驗反饋研究其對試驗結果潛在的影響；ACME臺架的儲熱失真可通過在堆芯加裝陶瓷、采用許用應力大的材料等工程方式加以減小，使其達到可接受的程度。

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