ACME整體性能試驗(yàn)設(shè)施工作壓力選取方案分析

陳 煉，常華健，李玉全，葉子申，秦本科

（國(guó)家核電技術(shù)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(guò)程難于直接在原型電站中觀測(cè)，因此需在相應(yīng)試驗(yàn)臺(tái)架上模擬這些重要的現(xiàn)象和過(guò)程。由于經(jīng)濟(jì)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(tái)架不太現(xiàn)實(shí)，通常在縮小尺度比例的臺(tái)架上開展試驗(yàn)，研究核電站的事故瞬態(tài)并為驗(yàn)證安全分析軟件提供試驗(yàn)數(shù)據(jù)。設(shè)計(jì)比例臺(tái)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(dǎo)相似準(zhǔn)則，設(shè)計(jì)相應(yīng)的模型。工程上，實(shí)現(xiàn)試驗(yàn)?zāi)Ｐ偷姆绞接卸喾N，如采用等高度或減高度、等壓力或不等壓力、同工質(zhì)或不同工質(zhì)等。但無(wú)論采用何種方式，均須保證主要的、決定性的相似準(zhǔn)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(yàn)結(jié)果能準(zhǔn)確地反映原型電站中的實(shí)際現(xiàn)象或過(guò)程。

1 AP1000整體性能試驗(yàn)臺(tái)架及評(píng)價(jià)

AP600和AP1000是采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)堆芯在事故條件下冷卻的核電站設(shè)計(jì)，在事故初期，依靠非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)（PRHRS）、堆芯補(bǔ)水箱（CMT）和安注箱（ACC）對(duì)堆芯進(jìn)行冷卻，并通過(guò)自動(dòng)降壓系統(tǒng)（ADS）使系統(tǒng)實(shí)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(duì)堆芯進(jìn)行長(zhǎng)期冷卻，整個(gè)過(guò)程基本依靠自然循環(huán)［1］。

AP600設(shè)計(jì)的驗(yàn)證試驗(yàn)是在意大利的SPES－2和美國(guó)APEX－600上開展的，美國(guó)核管會(huì)（NRC）在日本 ROSA－600和 APEX－600上開展了大量驗(yàn)證試驗(yàn)。AP1000設(shè)計(jì)中，西屋通過(guò)比例分析方法分析這些試驗(yàn)對(duì)AP1000的適用性，并在改造后的APEX試驗(yàn)臺(tái)架APEX－1000上進(jìn)行了堆芯長(zhǎng)期冷卻階段的驗(yàn)證。3個(gè)臺(tái)架的基本設(shè)計(jì)參數(shù)列于表1。

表1 3個(gè)臺(tái)架的基本設(shè)計(jì)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(yàn)臺(tái)架［2］，它能夠模擬AP600主回路全壓力、滿功率的運(yùn)行條件，且模擬了所有的非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)設(shè)備和部件。主要關(guān)注事故初期（在原型的壓力、溫度和相應(yīng)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(yàn)證提供高壓階段的試驗(yàn)數(shù)據(jù)。

ROSA－AP600是等高度、全壓力的試驗(yàn)臺(tái)架［2－3］，該臺(tái)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(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)的 CMT、ACC、PRHR、IRWST及ADS等系統(tǒng)，但在結(jié)構(gòu)上存在一些失真，如：每個(gè)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(cè)和二次側(cè)存在過(guò)量的裝水量；波動(dòng)管相對(duì)較直；儲(chǔ)熱過(guò)多等。

APEX是1∶4高度、低壓力的整體性試驗(yàn)臺(tái)架［2，4］，它包含了原型核電站中非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)的全部設(shè)備及部件，結(jié)構(gòu)布置與原型電站基本相同。臺(tái)架最初以AP600為原型進(jìn)行設(shè)計(jì)和建造，后經(jīng)改造為驗(yàn)證AP1000設(shè)計(jì)進(jìn)行了試驗(yàn)。主要研究RCS在不同位置發(fā)生各種尺寸的SBLOCA時(shí)，整體系統(tǒng)在IRWST注入、IRWST向地坑注入轉(zhuǎn)變及從模擬地坑取水的長(zhǎng)期再循環(huán)冷卻期間的熱工水力學(xué)行為，著重于設(shè)計(jì)基準(zhǔn)SBLOCA時(shí)的低壓和長(zhǎng)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(shè)計(jì)的驗(yàn)證采用了AP600模擬試驗(yàn)臺(tái)架和結(jié)果，西屋和NRC分別開展了topdown和bottom up的比例分析以確定試驗(yàn)數(shù)據(jù)是否適用于AP1000設(shè)計(jì)［2］。

NRC評(píng)審認(rèn)為［2］在每個(gè)階段，SPES－2、ROSA－AP600和APEX中至少1個(gè)臺(tái)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(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)。即ROSA和SPES－2臺(tái)架可較好地模擬ADS第4級(jí)高壓噴放前的階段，其試驗(yàn)數(shù)據(jù)用于驗(yàn)證程序是可接受的，但不能很好地模擬AP1000ADS第4級(jí)次臨界噴放、IRWST注入和地坑注入階段；APEX－600試驗(yàn)結(jié)果只有在IWRST注入之后的時(shí)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(jí)噴放階段［2］。 而在 對(duì)AP1000非能動(dòng)電站設(shè)計(jì)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(diǎn)關(guān)注，且NRC認(rèn)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(tái)架，并重新開展了試驗(yàn)和比例分析，使APEX－1000的ADS第4級(jí)噴放階段的數(shù)據(jù)可用于分析程序的驗(yàn)證。但APEX－600和APEX－1000臺(tái)架的壓力容器下降段均存在非保守的失真，存貯了過(guò)量的水。NRC認(rèn)為該失真不會(huì)妨礙采用APEX－1000數(shù)據(jù)進(jìn)行代碼驗(yàn)證和模型開發(fā)。

上述結(jié)果表明，以上3個(gè)試驗(yàn)臺(tái)架各有優(yōu)缺點(diǎn)。SPES－2和ROSA是全高度和全壓力的試驗(yàn)裝置，試驗(yàn)覆蓋壓力范圍大，但由于高壓力帶來(lái)的儲(chǔ)熱問題導(dǎo)致系統(tǒng)模擬低壓階段的安注及長(zhǎng)期冷卻過(guò)程失真較大，使試驗(yàn)數(shù)據(jù)不能用于程序驗(yàn)證。APEX采用低壓方案，較好地解決了儲(chǔ)熱問題，使得低壓階段物理過(guò)程模擬較為準(zhǔn)確，只有IRWST注入之后的數(shù)據(jù)才能直接用于程序的驗(yàn)證。但開始階段采用了不等壓模擬方式，而非能動(dòng)系統(tǒng)的動(dòng)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(dòng)系統(tǒng)內(nèi)的現(xiàn)象和行為。

2 ACME試驗(yàn)臺(tái)架工作壓力選取方案

非能動(dòng)堆芯整體性能試驗(yàn)臺(tái)架ACME的設(shè)計(jì)充分借鑒現(xiàn)有非能動(dòng)電站整體性能試驗(yàn)臺(tái)架的實(shí)際經(jīng)驗(yàn)，擴(kuò)大了對(duì)非能動(dòng)安全系統(tǒng)工作特性的試驗(yàn)研究范圍，以滿足國(guó)內(nèi)研發(fā)的非能動(dòng)壓水堆電站的試驗(yàn)驗(yàn)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(shè)計(jì)方法和試驗(yàn)結(jié)果的基礎(chǔ)上，根據(jù)試驗(yàn)需求、工程實(shí)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?jí)毫ι愿哂诙芈氛羝尫砰y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(dòng)系統(tǒng)工作

ACME的突出特點(diǎn)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(guò)程均可等壓模擬，這使得CMT排水、PRHRS運(yùn)行、ADS第1～4級(jí)的運(yùn)行及IRWST注入和長(zhǎng)期冷卻等過(guò)程中，模型與原型的流體是等壓、等物性的。

APEX－1000的降壓過(guò)程比例分析認(rèn)為相平衡下的降壓系統(tǒng)具有自相似性［6］，通過(guò)證明物理量pvfg／hfg、sf、vg、vfg滿足式（1）來(lái)滿足模型和原型降壓過(guò)程的質(zhì)量和能量守恒方程，保證降壓階段相對(duì)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(biāo)0表示初始狀態(tài)。

為滿足單相和兩相自然對(duì)流，模型與原型的功率比和速度比應(yīng)滿足式（3）、（4）［7－8］。兩相自然循環(huán)時(shí)，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(biāo)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(shí)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(jì)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(dòng)相似時(shí)，模型與原型的關(guān)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(guān)鍵參數(shù)也不相等?？烧J(rèn)為通過(guò)自相似方法雖可得到相同的相對(duì)壓力變化率，但采用相同工質(zhì)（水）的不等壓模擬方式不可能同時(shí)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(guò)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(guān)鍵物理量的相等。盧冬華等［12］也指出，對(duì)不等壓模擬的高壓階段，需采用非等質(zhì)量含汽率才能保證流速的相似性，為試驗(yàn)后的數(shù)據(jù)處理帶來(lái)很大的復(fù)雜性。

與APEX只保證降壓過(guò)程中模型與原型相對(duì)參考點(diǎn)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(dòng)時(shí)的平衡含汽率、兩相密度、焓值等均與原型相同，因而整個(gè)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(dòng)系統(tǒng)的主要?jiǎng)幼?/p>

SPES－2、ROSA 和 APEX的試驗(yàn)表明，全壓臺(tái)架由于壓力容器儲(chǔ)熱問題，在長(zhǎng)期冷卻階段的模擬存在失真，試驗(yàn)數(shù)據(jù)不能用于分析程序的驗(yàn)證；而APEX只重點(diǎn)關(guān)注ADS 4噴放之后的長(zhǎng)期冷卻階段，未涵蓋主要安全系統(tǒng)如CMT、PRHRS和ADS 1～3的動(dòng)作壓力區(qū)間。AP600／1000大量驗(yàn)證試驗(yàn)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(shí)間相對(duì)較短，這是非能動(dòng)壓水堆核電站或其他壓水堆核電站的共性特點(diǎn)。設(shè)計(jì)中的ACME試驗(yàn)臺(tái)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(duì)堆芯冷卻至關(guān)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(dòng)系統(tǒng)在事故工況下的行為和對(duì)應(yīng)的熱工水力狀態(tài)。

3 ACME工作壓力選取方案的問題

ACME臺(tái)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(guò)冷噴放階段，涵蓋了主要安全系統(tǒng)動(dòng)作的壓力區(qū)間，特別是ADS第1～4級(jí)噴放和長(zhǎng)期冷卻階段，因此對(duì)驗(yàn)證更大功率非能動(dòng)電站的安全分析軟件及事故工況下堆芯是否會(huì)出現(xiàn)裸露有重要意義。

和APEX相同，試驗(yàn)從稍高于飽和狀態(tài)的壓力開始，因此確定試驗(yàn)初始狀態(tài)的方法同APEX一致，試驗(yàn)從稍高于飽和狀態(tài)經(jīng)過(guò)一段過(guò)冷噴放進(jìn)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?jí)毫^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(shí)RCS和SG二次側(cè)壓力隨時(shí)間的變化及主要?jiǎng)幼鲿r(shí)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(shí)一回路壓力隨時(shí)間的變化及主要?jiǎng)幼鲿r(shí)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(shí)現(xiàn)初始狀態(tài)的方法是與PUMA臺(tái)架相同，采用熱工水力分析軟件如RELAP5等計(jì)算確定主要部件的熱工參數(shù)。首先采用RELAP5計(jì)算原型電站事故前的初始狀態(tài)，使其結(jié)果與設(shè)計(jì)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(yàn)初始?jí)毫ο碌臒峁に?shù)，最后比例計(jì)算得到試驗(yàn)臺(tái)架在相同壓力下的熱工水力狀態(tài)，將該狀態(tài)作為試驗(yàn)的初始狀態(tài)。該方法在ACME上的實(shí)現(xiàn)還需進(jìn)一步研究。

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

4 結(jié)論

根據(jù)美國(guó)法規(guī)10CFR 52.47（b）（2）（i）（A），核電站的新設(shè)計(jì)需經(jīng)試驗(yàn)驗(yàn)證，而合理的比例試驗(yàn)臺(tái)架設(shè)計(jì)參數(shù)是準(zhǔn)確模擬原型電站事故工況，保證試驗(yàn)數(shù)據(jù)準(zhǔn)確的重要基礎(chǔ)。本文在簡(jiǎn)要介紹AP1000整體性能驗(yàn)證的基礎(chǔ)上，結(jié)合各試驗(yàn)臺(tái)架的優(yōu)缺點(diǎn)，給出了國(guó)內(nèi)自建臺(tái)架ACME的壓力選擇的方案。ACME的壓力選定在過(guò)冷噴放后期、飽和噴放之前，該壓力涵蓋了非能動(dòng)電站非能動(dòng)安全系統(tǒng)的主要?jiǎng)幼鲏毫^(qū)間，特別是ADS第4級(jí)開啟和長(zhǎng)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(dòng)壓水堆電站的事故工況的潛力，是一先進(jìn)的堆芯冷卻整體性能試驗(yàn)臺(tái)架設(shè)計(jì)方案。壓力選取方案帶來(lái)了初始狀態(tài)確定和儲(chǔ)熱失真等問題。初始狀態(tài)的確定參考了國(guó)際上的經(jīng)驗(yàn)，還需結(jié)合敏感性分析和試驗(yàn)的經(jīng)驗(yàn)反饋研究其對(duì)試驗(yàn)結(jié)果潛在的影響；ACME臺(tái)架的儲(chǔ)熱失真可通過(guò)在堆芯加裝陶瓷、采用許用應(yīng)力大的材料等工程方式加以減小，使其達(dá)到可接受的程度。

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