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(1.國核華清(北京)核電技術(shù)研發(fā)中心有限公司，北京 102200；2. 清華大學(xué)，北京 100084)

CAP1400核電站是在引進消化吸收美國AP1000[1]核電技術(shù)的基礎(chǔ)上，自主研發(fā)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(tǒng)設(shè)計，其安全功能僅由自然力或自然過程(如重力、自然循環(huán)等)驅(qū)動來完成，無需動力設(shè)備和外部電源，系統(tǒng)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(tǒng)作為安全屏障[3]，分別是：1)防止事故下堆芯出現(xiàn)超溫熔化的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)(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(yīng)堆壓力容器內(nèi)的堆內(nèi)熔融物滯留系統(tǒng)(In-Vessel Retention, IVR)；3)將事故后殼內(nèi)產(chǎn)生的熱量非能動地導(dǎo)出至外部大氣環(huán)境的非能動安全殼冷卻系統(tǒng)。其中，非能動安全殼冷卻系統(tǒng)如圖1所示，該系統(tǒng)在發(fā)生失去冷卻劑事故和主蒸汽管道破裂事故的情況下導(dǎo)出安全殼內(nèi)的熱量，同時為其他導(dǎo)致安全殼壓力和溫度大幅升高的設(shè)計基準事故提供安全相關(guān)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(nèi)壁面冷凝并通過導(dǎo)熱將熱量傳遞給殼體，同時冷凝水流回安全殼底部，實現(xiàn)反應(yīng)堆的再循環(huán)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(zhì)量傳遞(水膜蒸發(fā))等熱傳遞機理由殼體導(dǎo)出，同時被環(huán)腔內(nèi)自然對流的空氣帶出，最終排放到大氣環(huán)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(tǒng)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(tǒng)示意圖Fig.1 Schematic of the passive containment cooling system

在非能動核電站開發(fā)過程中，針對其非能動安全系統(tǒng)開展了大量的試驗工作，以驗證系統(tǒng)設(shè)計和相關(guān)安全分析程序，是支撐核電站安全評審的重要環(huán)節(jié)。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(tǒng)性能[4]。雖然CAP1400采用與AP1000類似的多重非能動安全系統(tǒng)設(shè)計，但功率水平、主要設(shè)備參數(shù)和安全系統(tǒng)容量都發(fā)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(tǒng)設(shè)計重新開展試驗驗證。出于對復(fù)雜核電站開展試驗的現(xiàn)實可行條件考慮，對于系統(tǒng)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(shù)研發(fā)中心有限公司設(shè)計并建設(shè)了多個用于CAP1400非能動安全系統(tǒng)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(tǒng)的性能驗證，專門設(shè)計并建設(shè)了包括用于研究PCS三個關(guān)鍵物理過程(殼外水分配、殼內(nèi)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(shè)計特點、研究內(nèi)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(fā)AP600和AP1000的過程中，針對非能動安全殼冷卻系統(tǒng)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(fēng)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(tǒng)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(nèi)質(zhì)能釋放量增大，導(dǎo)致非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的性能，包括安全殼外的水膜流動覆蓋規(guī)律、水膜蒸發(fā)傳熱過程、安全殼外的空氣自然循環(huán)和自然對流、安全殼內(nèi)的空氣/蒸汽混合物的自然對流和蒸汽在安全殼內(nèi)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(tǒng)能否帶走安全殼內(nèi)熱量，保證事故后安全殼的完整性是CAP1400設(shè)計方案所面臨的主要挑戰(zhàn)，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(tǒng)的運行過程中安全殼內(nèi)外現(xiàn)象復(fù)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(fā)和冷凝現(xiàn)象研究的單項性能試驗，但為研究系統(tǒng)的整體性能，仍有必要進行綜合性能試驗。西屋公司在研發(fā)AP600的過程中，也開展過相當(dāng)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(tǒng)性能驗證，相關(guān)試驗參數(shù)不能包絡(luò)CAP1400的設(shè)計需求。為了開展CAP1400 PCS綜合性能試驗驗證，基于CAP1400原型PCS結(jié)構(gòu)和尺寸，采用H2TS (Hierarchical Two-Tiered Scaling)比例分析技術(shù)[6]設(shè)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(tǒng)、空氣導(dǎo)流結(jié)構(gòu)、殼內(nèi)構(gòu)件以及主要的工藝系統(tǒng)等，能夠有效模擬安全殼組成結(jié)構(gòu)、材料導(dǎo)熱性能以及PCS運行過程?；谠撛囼炂脚_開展了PCS系統(tǒng)級模擬、穩(wěn)態(tài)程序驗證、系統(tǒng)級敏感性分析、瞬態(tài)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(nèi)部自然循環(huán)及冷凝、安全殼殼壁傳熱、外部水膜蒸發(fā)及空氣對流載熱、熱阱吸熱、殼內(nèi)不凝性氣體存在等熱工水力現(xiàn)象對安全殼包容殼內(nèi)物質(zhì)、向外傳導(dǎo)熱量等性能的綜合影響，為評價系統(tǒng)整體性能、驗證相關(guān)模型及程序提供試驗數(shù)據(jù)。CERT試驗臺架的實物圖和各子系統(tǒng)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(tǒng)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(shè)計經(jīng)驗，采用H2TS方法對CAP1400原型電站安全殼冷卻系統(tǒng)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(xiàn)象識別和分級表的分析，對非能動安全殼冷卻系統(tǒng)中發(fā)生的物理現(xiàn)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(jù)重點關(guān)注的現(xiàn)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(tài)弛豫時間，將不同物理過程對應(yīng)的∏群排序得到關(guān)鍵物理過程的各個分量的排序。由于幾何尺寸和物性參數(shù)等的差別，縮比試驗臺架不可能模擬全部物理過程，只能優(yōu)先保證最關(guān)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(jié)構(gòu)合理簡化、噴口可調(diào)等手段，將殼體熱容和熱阻、殼內(nèi)模擬結(jié)構(gòu)和流道、質(zhì)能噴放方位等重要現(xiàn)象的失真控制在可接受的范圍內(nèi)。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(wěn)定建立前后殼內(nèi)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(tài)關(guān)鍵物理過程∏群相似性，最終得到了安全殼系統(tǒng)和各部件的相似準則，并依此得出了結(jié)構(gòu)比例設(shè)計參數(shù)和試驗條件。表1匯總了CERT與LST的主要設(shè)計參數(shù)。

表1 CERT及LST的主要設(shè)計參數(shù)

CERT臺架試驗以蒸汽(飽和)為工質(zhì)，蒸汽源取自電廠汽輪機高壓缸和蓄能器，并盡量實現(xiàn)對蒸汽噴放參數(shù)實時控制，考慮到原型電站在設(shè)計基準事故下質(zhì)能噴放非常劇烈且噴放量大，瞬間難以完全達到，適當(dāng)采用了等效模擬方法和以適當(dāng)?shù)谋壤绞侥M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(tài)試驗等顯著優(yōu)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(yīng)特性，獲取準確可靠的試驗數(shù)據(jù)，為驗證及改進WGOTHIC專用分析程序，提供有關(guān)CAP1400 PCS試驗數(shù)據(jù)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(tǒng)性能。對非能動安全殼冷卻系統(tǒng)綜合試驗?zāi)；椒ㄟM行研究，采用比例分析技術(shù)設(shè)計試驗臺架，適當(dāng)模擬質(zhì)能釋放、熱阱吸熱、大氣循環(huán)和PCS作用等，從系統(tǒng)級別模擬事故后安全殼系統(tǒng)整體響應(yīng)，從而驗證PCS綜合性能。2)考察不同參數(shù)變化對安全殼響應(yīng)的影響，包括質(zhì)能釋放源條件(破口位置、破口方向、質(zhì)能釋放大小等)、安全殼內(nèi)部熱構(gòu)件數(shù)量和位置、冷卻水流量和覆蓋率、環(huán)腔內(nèi)空氣流速和安全殼內(nèi)存在輕質(zhì)不凝性氣體等。CERT試驗內(nèi)容按工況分為六類，分別是LOCA工況準穩(wěn)態(tài)試驗、LOCA工況系統(tǒng)級模擬試驗、LOCA工況全過程瞬態(tài)模擬試驗、MSLB工況準穩(wěn)態(tài)試驗、MSLB工況系統(tǒng)級模擬試驗以及MSLB工況全過程瞬態(tài)模擬試驗，表2給出了試驗工況的控制參數(shù)。圖6給出了LOCA和MSLB兩種典型事故工況下的試驗結(jié)果與WGOTHIC程序計算結(jié)果的對比。如圖所示，基于CERT臺架測得的殼內(nèi)峰值壓力低于由WGOTHIC計算得到的原型安全殼內(nèi)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(shù)

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

3 結(jié) 論

為了驗證CAP1400非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的綜合性能，國核華清(北京)核電技術(shù)研發(fā)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(shè)計，應(yīng)用了高流量蒸汽源以保證瞬態(tài)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(nèi)的蒸汽質(zhì)能穩(wěn)態(tài)、瞬態(tài)釋放，殼外冷卻水噴淋及環(huán)腔空氣對流等PCS綜合作用機制，為驗證CAP1400 PCS設(shè)計和安全殼專用分析程序的適用性提供了準確的試驗結(jié)果。上述試驗的開展為進一步改進并確定CAP1400 PCS的設(shè)計方案、驗證其滿足安全評審的要求奠定了基礎(chǔ)，提供了有力的試驗數(shù)據(jù)支撐；同時，也將使我國在非能動安全技術(shù)研發(fā)領(lǐng)域的實驗條件、技術(shù)研究達到國際先進水平，滿足了國內(nèi)發(fā)展大型先進壓水堆的需求。