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(1.國(guó)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(jìn)消化吸收美國(guó)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(diǎn)是采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)，其安全功能僅由自然力或自然過(guò)程(如重力、自然循環(huán)等)驅(qū)動(dòng)來(lái)完成，無(wú)需動(dòng)力設(shè)備和外部電源，系統(tǒng)大為簡(jiǎn)化[2]。和AP1000相同，CAP1400有三道相互獨(dú)立的非能動(dòng)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(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)(Passive Core Cooling System, PXS)；2)通過(guò)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(dòng)地導(dǎo)出至外部大氣環(huán)境的非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)。其中，非能動(dòng)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(shí)為其他導(dǎo)致安全殼壓力和溫度大幅升高的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)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(guò)導(dǎo)熱將熱量傳遞給殼體，同時(shí)冷凝水流回安全殼底部，實(shí)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(duì)流、輻射和質(zhì)量傳遞(水膜蒸發(fā))等熱傳遞機(jī)理由殼體導(dǎo)出，同時(shí)被環(huán)腔內(nèi)自然對(duì)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(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)對(duì)核電站安全具有極為重要的作用。

圖1 非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)示意圖Fig.1 Schematic of the passive containment cooling system

在非能動(dòng)核電站開(kāi)發(fā)過(guò)程中，針對(duì)其非能動(dòng)安全系統(tǒng)開(kāi)展了大量的試驗(yàn)工作，以驗(yàn)證系統(tǒng)設(shè)計(jì)和相關(guān)安全分析程序，是支撐核電站安全評(píng)審的重要環(huán)節(jié)。20世紀(jì)90年代，西屋公司和美國(guó)核管會(huì)通過(guò)在美國(guó)、日本、意大利等國(guó)新建和改造臺(tái)架，開(kāi)展了廣泛的整體和單項(xiàng)試驗(yàn)研究，驗(yàn)證了AP系列非能動(dòng)安全系統(tǒng)性能[4]。雖然CAP1400采用與AP1000類(lèi)似的多重非能動(dòng)安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)，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(píng)審要求對(duì)部分非能動(dòng)安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)重新開(kāi)展試驗(yàn)驗(yàn)證。出于對(duì)復(fù)雜核電站開(kāi)展試驗(yàn)的現(xiàn)實(shí)可行條件考慮，對(duì)于系統(tǒng)綜合性能驗(yàn)證通常采用縮小比例的整體試驗(yàn)臺(tái)架，而針對(duì)重要物理機(jī)理的研究則采用單項(xiàng)性能試驗(yàn)臺(tái)架。

為此，依托國(guó)家科技重大專(zhuān)項(xiàng)課題的支持，國(guó)核華清(北京)核電技術(shù)研發(fā)中心有限公司設(shè)計(jì)并建設(shè)了多個(gè)用于CAP1400非能動(dòng)安全系統(tǒng)性能驗(yàn)證的單項(xiàng)和綜合試驗(yàn)臺(tái)架。其中針對(duì)非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的性能驗(yàn)證，專(zhuān)門(mén)設(shè)計(jì)并建設(shè)了包括用于研究PCS三個(gè)關(guān)鍵物理過(guò)程(殼外水分配、殼內(nèi)冷凝、冷凝水膜耦合)的單項(xiàng)性能試驗(yàn)臺(tái)架WADE、SCOPE、ISCOE，以及用于研究PCS綜合性能的試驗(yàn)臺(tái)架CERT。本文著重對(duì)PCS綜合性能試驗(yàn)臺(tái)架CERT的設(shè)計(jì)特點(diǎn)、研究?jī)?nèi)容及典型研究成果進(jìn)行介紹。

1 驗(yàn)證需求

美國(guó)西屋公司在開(kāi)發(fā)AP600和AP1000的過(guò)程中，針對(duì)非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)進(jìn)行了廣泛的試驗(yàn)研究，分別開(kāi)展了單項(xiàng)和整體性能試驗(yàn)。其中單項(xiàng)性能試驗(yàn)包括：空氣流道壓降試驗(yàn)、平板液膜形成試驗(yàn)、風(fēng)洞試驗(yàn)、冷凝試驗(yàn)、PCS水膜分布試驗(yàn)和PCS加熱平板試驗(yàn)等；而對(duì)于綜合性能試驗(yàn)，西屋公司分別采用了小比例SST和大比例LST試驗(yàn)裝置[5]，如圖 2所示。

圖 2 AP600水分配與整體性能試驗(yàn)臺(tái)架Fig.2 Overlooks of the test facilities for the water distribution and integral test facilities

CAP1400的非能動(dòng)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(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的性能，包括安全殼外的水膜流動(dòng)覆蓋規(guī)律、水膜蒸發(fā)傳熱過(guò)程、安全殼外的空氣自然循環(huán)和自然對(duì)流、安全殼內(nèi)的空氣/蒸汽混合物的自然對(duì)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(dòng)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(jì)方案所面臨的主要挑戰(zhàn)，也是CAP1400安全審評(píng)中必須解決的問(wèn)題。因此，開(kāi)展CAP1400 PCS綜合性能試驗(yàn)研究具有十分重要的意義。

2 綜合性能試驗(yàn)

非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的運(yùn)行過(guò)程中安全殼內(nèi)外現(xiàn)象復(fù)雜，多物理過(guò)程相互耦合，盡管已有獨(dú)立的分別針對(duì)液膜蒸發(fā)和冷凝現(xiàn)象研究的單項(xiàng)性能試驗(yàn)，但為研究系統(tǒng)的整體性能，仍有必要進(jìn)行綜合性能試驗(yàn)。西屋公司在研發(fā)AP600的過(guò)程中，也開(kāi)展過(guò)相當(dāng)于綜合性能試驗(yàn)的AP600 PCS大比例試驗(yàn)，但僅用于驗(yàn)證PCS專(zhuān)用分析程序WGOTHIC，未進(jìn)行系統(tǒng)性能驗(yàn)證，相關(guān)試驗(yàn)參數(shù)不能包絡(luò)CAP1400的設(shè)計(jì)需求。為了開(kāi)展CAP1400 PCS綜合性能試驗(yàn)驗(yàn)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(jì)并建造了1/8縮比例的CERT試驗(yàn)臺(tái)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(yùn)行過(guò)程。基于該試驗(yàn)平臺(tái)開(kāi)展了PCS系統(tǒng)級(jí)模擬、穩(wěn)態(tài)程序驗(yàn)證、系統(tǒng)級(jí)敏感性分析、瞬態(tài)全時(shí)程模擬和敏感性分析等多個(gè)工況的試驗(yàn)，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(duì)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(duì)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(píng)價(jià)系統(tǒng)整體性能、驗(yàn)證相關(guān)模型及程序提供試驗(yàn)數(shù)據(jù)。CERT試驗(yàn)臺(tái)架的實(shí)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(yàn)臺(tái)架Fig.3 CERT integral test facility

圖4 CERT試驗(yàn)臺(tái)架各子系統(tǒng)示意圖Fig.4 Schematic diagram of each subsystem of the CERT facility

CERT試驗(yàn)借鑒了國(guó)際上同類(lèi)型試驗(yàn)臺(tái)架的設(shè)計(jì)經(jīng)驗(yàn)，采用H2TS方法對(duì)CAP1400原型電站安全殼冷卻系統(tǒng)進(jìn)行了比例分析。在進(jìn)行比例分析前，需通過(guò)對(duì)CAP1400 PCS在事故工況下的現(xiàn)象識(shí)別和分級(jí)表的分析，對(duì)非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)中發(fā)生的物理現(xiàn)象及其相對(duì)重要程度有全面的了解和掌握。在臺(tái)架比例分析過(guò)程中，首先根據(jù)重點(diǎn)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(duì)方程進(jìn)行無(wú)量綱化，得到特征∏群和動(dòng)態(tài)弛豫時(shí)間，將不同物理過(guò)程對(duì)應(yīng)的∏群排序得到關(guān)鍵物理過(guò)程的各個(gè)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(yàn)臺(tái)架不可能模擬全部物理過(guò)程，只能優(yōu)先保證最關(guān)鍵過(guò)程的相似性，對(duì)次要物理過(guò)程進(jìn)行比例失真評(píng)價(jià)，并通過(guò)材料替換、結(jié)構(gòu)合理簡(jiǎn)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?chē)姺欧轿坏戎匾F(xiàn)象的失真控制在可接受的范圍內(nèi)。CERT臺(tái)架的比例分析涵蓋了CERT臺(tái)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(duì)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(jìn)行了詳細(xì)分析，通過(guò)保證事故瞬態(tài)關(guān)鍵物理過(guò)程∏群相似性，最終得到了安全殼系統(tǒng)和各部件的相似準(zhǔn)則，并依此得出了結(jié)構(gòu)比例設(shè)計(jì)參數(shù)和試驗(yàn)條件。表1匯總了CERT與LST的主要設(shè)計(jì)參數(shù)。

表1 CERT及LST的主要設(shè)計(jì)參數(shù)

CERT臺(tái)架試驗(yàn)以蒸汽(飽和)為工質(zhì)，蒸汽源取自電廠汽輪機(jī)高壓缸和蓄能器，并盡量實(shí)現(xiàn)對(duì)蒸汽噴放參數(shù)實(shí)時(shí)控制，考慮到原型電站在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下質(zhì)能?chē)姺欧浅×仪覈姺帕看?，瞬間難以完全達(dá)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(duì)于AP600的LST試驗(yàn)，CERT試驗(yàn)具有更高的瞬時(shí)蒸汽噴放流量，如圖5所示，具備可開(kāi)展瞬態(tài)試驗(yàn)等顯著優(yōu)勢(shì)。

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

基于CERT臺(tái)架，模擬事故后PCS的整體響應(yīng)特性，獲取準(zhǔn)確可靠的試驗(yàn)數(shù)據(jù)，為驗(yàn)證及改進(jìn)WGOTHIC專(zhuān)用分析程序，提供有關(guān)CAP1400 PCS試驗(yàn)數(shù)據(jù)支持。具體研究目標(biāo)主要包括兩方面：1)驗(yàn)證非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)性能。對(duì)非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)綜合試驗(yàn)?zāi)；椒ㄟM(jìn)行研究，采用比例分析技術(shù)設(shè)計(jì)試驗(yàn)臺(tái)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(jí)別模擬事故后安全殼系統(tǒng)整體響應(yīng)，從而驗(yàn)證PCS綜合性能。2)考察不同參數(shù)變化對(duì)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(yàn)內(nèi)容按工況分為六類(lèi)，分別是LOCA工況準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)試驗(yàn)、LOCA工況系統(tǒng)級(jí)模擬試驗(yàn)、LOCA工況全過(guò)程瞬態(tài)模擬試驗(yàn)、MSLB工況準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)試驗(yàn)、MSLB工況系統(tǒng)級(jí)模擬試驗(yàn)以及MSLB工況全過(guò)程瞬態(tài)模擬試驗(yàn)，表2給出了試驗(yàn)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(yàn)結(jié)果與WGOTHIC程序計(jì)算結(jié)果的對(duì)比。如圖所示，基于CERT臺(tái)架測(cè)得的殼內(nèi)峰值壓力低于由WGOTHIC計(jì)算得到的原型安全殼內(nèi)的峰值壓力，且兩者的變化趨勢(shì)一致，驗(yàn)證了安全殼專(zhuān)用分析軟件的保守性和適用性。

表2 CERT試驗(yàn)工況控制參數(shù)

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

3 結(jié) 論

為了驗(yàn)證CAP1400非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的綜合性能，國(guó)核華清(北京)核電技術(shù)研發(fā)中心有限公司專(zhuān)門(mén)搭建了綜合性能試驗(yàn)臺(tái)架——CERT，開(kāi)展了多項(xiàng)PCS綜合性能試驗(yàn)。CERT試驗(yàn)臺(tái)架采用H2TS比例分析進(jìn)行臺(tái)架比例設(shè)計(jì)，應(yīng)用了高流量蒸汽源以保證瞬態(tài)特性試驗(yàn)條件，通過(guò)綜合性能試驗(yàn)的開(kāi)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(duì)流等PCS綜合作用機(jī)制，為驗(yàn)證CAP1400 PCS設(shè)計(jì)和安全殼專(zhuān)用分析程序的適用性提供了準(zhǔn)確的試驗(yàn)結(jié)果。上述試驗(yàn)的開(kāi)展為進(jìn)一步改進(jìn)并確定CAP1400 PCS的設(shè)計(jì)方案、驗(yàn)證其滿足安全評(píng)審的要求奠定了基礎(chǔ)，提供了有力的試驗(yàn)數(shù)據(jù)支撐；同時(shí)，也將使我國(guó)在非能動(dòng)安全技術(shù)研發(fā)領(lǐng)域的實(shí)驗(yàn)條件、技術(shù)研究達(dá)到國(guó)際先進(jìn)水平，滿足了國(guó)內(nèi)發(fā)展大型先進(jìn)壓水堆的需求。