CAP1400核電站非能動(dòng)安全系統(tǒng)試驗(yàn)驗(yàn)證①

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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)具有更大功率的壓水堆核電站。AP1000和CAP1400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]。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)。

CAP1400核電站是一個(gè)兩回路的壓水堆核電站，每一個(gè)回路通過(guò)1條熱管(HL)和2條冷管(CL)將反應(yīng)堆壓力容器(RPV)和1臺(tái)蒸汽發(fā)生器(SG)連接,穩(wěn)壓器(PZR)與其中一個(gè)回路的熱管相連接。

和AP1000相同，CAP1400設(shè)置了三道獨(dú)立的非能動(dòng)安全系統(tǒng)[3]：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)(PXS)，執(zhí)行應(yīng)急堆芯冷卻功能；2)即便堆芯熔化，堆內(nèi)熔融物滯留(IVR)系統(tǒng)仍可通過(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)；3)非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)將事故后殼內(nèi)產(chǎn)生的熱量不斷導(dǎo)出至外部大氣環(huán)境，維持長(zhǎng)期冷卻以及殼內(nèi)壓力低于限值，確保安全殼的完整性以防止放射性物質(zhì)向外界環(huán)境釋放。

其中，PXS系統(tǒng)如圖1所示，該系統(tǒng)在發(fā)生設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下提供應(yīng)急堆芯冷卻，為反應(yīng)堆提供應(yīng)急堆芯余熱排出，在喪失冷卻劑事故時(shí)為堆芯提供充分的冷卻。PXS系統(tǒng)由非能動(dòng)余熱排出換熱器(PRHR HX)及進(jìn)出口管道，堆芯補(bǔ)水箱(CMT)、蓄壓安注箱(ACC)、安全殼內(nèi)置換料水箱(IRWST)及各水箱對(duì)應(yīng)的安注管線(xiàn)組成。此外，還設(shè)置了自動(dòng)降壓系統(tǒng)(ADS)來(lái)提供事故情況下的可控卸壓，自動(dòng)降壓系統(tǒng)由四級(jí)降壓閥門(mén)組成，按閥門(mén)打開(kāi)順序依次定義為ADS-1～4級(jí)。

圖1　熔融物堆內(nèi)滯留(IVR)系統(tǒng)示意圖Fig.1　Schematic of In-vessel retention strategy

非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)在發(fā)生冷卻劑失流事故(LOCA)和主蒸汽管道破裂(MSLB)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(DBA)提供安全相關(guān)的最終熱阱。PCS系統(tǒng)利用鋼制安全殼殼體作為傳熱表面，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；安全殼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))等傳遞機(jī)制由殼體導(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。

熔融物堆內(nèi)滯留系統(tǒng)如圖1所示，嚴(yán)重事故工況下，安全殼內(nèi)置換料水箱內(nèi)的水排放至堆腔，通過(guò)保溫層進(jìn)口進(jìn)入壓力容器外壁面和壓力容器保溫層形成的流道，對(duì)壓力容器下封頭進(jìn)行冷卻。當(dāng)壓力容器下封頭的熱流密度小于外壁面對(duì)應(yīng)位置處臨界熱流密度(Critical Heat Flux，CHF)時(shí)，就可保證壓力容器外表面維持低溫，具有承壓和承重等能力，保持壓力容器的完整性。因此，臨界熱通量CHF決定了ERVC的冷卻能力限值，與壓力容器完整性息息相關(guān)[4-6]。

相對(duì)于現(xiàn)有商用核電機(jī)組所采用的能動(dòng)安全系統(tǒng)，非能動(dòng)安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)原理發(fā)生了根本變化，事故進(jìn)程和物理現(xiàn)象與原有二代商用核電站采用的依靠動(dòng)力電源的能動(dòng)系統(tǒng)有較大區(qū)別。同時(shí)，系統(tǒng)間的耦合作用也可能產(chǎn)生負(fù)面效應(yīng)。因此，非能動(dòng)安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)驗(yàn)證提出了熱工水力試驗(yàn)的全新需求。對(duì)于AP600和AP1000，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系列安全系統(tǒng)性能[7]。雖然CAP1400與AP1000采用類(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，安全評(píng)審需開(kāi)展全新的試驗(yàn)驗(yàn)證。

為此，設(shè)計(jì)并建設(shè)了多個(gè)用于CAP1400非能動(dòng)安全系統(tǒng)的整體和單項(xiàng)試驗(yàn)臺(tái)架，其中關(guān)鍵的臺(tái)架包括用于研究主回路及非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)和非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的兩大整體試驗(yàn)臺(tái)架ACME和CERT，研究非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)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)以及嚴(yán)重事故下熔融物滯留系統(tǒng)兩個(gè)關(guān)鍵傳熱過(guò)程(金屬層傳熱、壓力容器外部冷卻)的五個(gè)單項(xiàng)臺(tái)架WADE、SCOPE、ISCOE、FIRM和HELM。本文將這些驗(yàn)臺(tái)架的設(shè)計(jì)特點(diǎn)、主要技術(shù)參數(shù)和試驗(yàn)結(jié)果進(jìn)行介紹。

1　非能動(dòng)堆芯冷卻試驗(yàn)

對(duì)于AP600，美國(guó)西屋公司和美國(guó)NRC采用了三個(gè)整體試驗(yàn)臺(tái)架開(kāi)展研究，意大利和日本的全高全壓SPES[8]及ROSA[9]臺(tái)架，美國(guó)的1/4高度減低壓力的APEX[10]臺(tái)架；對(duì)于AP1000，由于已有AP600的試驗(yàn)結(jié)果作為基礎(chǔ)，僅利用改造后的APEX臺(tái)架開(kāi)展了試驗(yàn)[11]。

在充分借鑒APEX、SPES和ROSA臺(tái)架試驗(yàn)技術(shù)及經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上，對(duì)于CAP1400，ACME試驗(yàn)臺(tái)架采用了1/3及10 MPa的總體試驗(yàn)方案，且采用H2TS比例分析[12]方法設(shè)計(jì)。10 MPa的方案省略了對(duì)初始過(guò)冷噴放階段的模擬，它利用非能動(dòng)壓水堆與二代能動(dòng)壓水堆在過(guò)冷噴放階段現(xiàn)象相同這一點(diǎn)，將關(guān)注點(diǎn)放在非能動(dòng)設(shè)備動(dòng)作的主要階段并采用等壓方式模擬。該方案的優(yōu)勢(shì)在于有效控制了全壓臺(tái)架(如SPES、ROSA)的儲(chǔ)熱失真問(wèn)題，避免了降壓臺(tái)架(如APEX)不等物性模擬帶來(lái)的工質(zhì)物性失真問(wèn)題，保證了在同一臺(tái)架上對(duì)非能動(dòng)系統(tǒng)響應(yīng)的全過(guò)程模擬，使得ACME與同類(lèi)臺(tái)架相比，試驗(yàn)?zāi)M小破口事故瞬態(tài)過(guò)程的范圍最寬，總體失真度最小[13]。SBLOCA瞬態(tài)階段及各試驗(yàn)臺(tái)架模擬覆蓋范圍如圖2所示。1/3的高度比例，減少了全高臺(tái)架的長(zhǎng)徑比(L/D)過(guò)大造成的過(guò)量的表面熱損失，同時(shí)臺(tái)架的L/D更為接近原型，從而使得三維現(xiàn)象能夠得到較好模擬。

圖2　SBLOCA瞬態(tài)階段及各試驗(yàn)臺(tái)架試驗(yàn)覆蓋范圍Fig.2　SBLOCA transient phases and simulation ranges of different facilities

在ACME臺(tái)架上開(kāi)展了多項(xiàng)SBLOCA試驗(yàn)，主要包括不同破口位置(冷管頂部、底部，熱管底部、直接安注管、壓力平衡管、ADS閥門(mén)誤觸發(fā))、不同破口尺寸(2.5 cm、5 cm、 10 cm、20 cm)的二十余項(xiàng)工況。

圖3　冷段底部5 cm破口試驗(yàn)結(jié)果Fig.3　Test results of 5 cm SBLOCA ACME CL bottom

典型的5 cm小破口的主要試驗(yàn)結(jié)果如圖3所示。圖3(a)所示為系統(tǒng)壓力，0時(shí)刻破口發(fā)生，系統(tǒng)快速降壓，同時(shí)主泵惰轉(zhuǎn)，PXS系統(tǒng)投入。隨著過(guò)冷度的減小和主泵停止惰轉(zhuǎn)，系統(tǒng)降壓曲線(xiàn)變緩，出現(xiàn)了一個(gè)明顯的壓力平臺(tái)，進(jìn)入非能動(dòng)余熱載出階段， 在ADS閥門(mén)的相繼開(kāi)啟使系統(tǒng)持續(xù)降壓后，系統(tǒng)壓力基本維持恒定。圖3(b)所示為安注流量，非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)的設(shè)計(jì)中，CMT、ACC和IRWST設(shè)備內(nèi)的冷卻劑分別來(lái)提供高、中、低壓階段下的堆芯補(bǔ)水，其設(shè)備內(nèi)冷卻劑通過(guò)安注管線(xiàn)進(jìn)入反應(yīng)堆壓力容器。S信號(hào)觸發(fā)CMT安注管線(xiàn)上隔離閥打開(kāi)，CMT內(nèi)冷卻水先后經(jīng)歷循環(huán)模式、排水模式為RPV補(bǔ)水。系統(tǒng)壓力下降至低于ACC內(nèi)蓄壓壓力時(shí)，ACC安注開(kāi)始，在壓差作用下，ACC有較大的安注流量，并對(duì)CMT的安注流量起到一定的阻滯作用。當(dāng)主系統(tǒng)壓力降至低于IRWST內(nèi)水位壓頭時(shí)，IRWST內(nèi)大量冷卻劑通過(guò)重力作用入反應(yīng)堆壓力容器，為堆芯提供長(zhǎng)時(shí)間的冷卻。圖3(c)所示為堆芯坍塌和混合液位。破口發(fā)生后，堆芯液位均快速下降，隨著CMT、ACC的補(bǔ)水液位有所恢復(fù)，而ADS閥門(mén)的打開(kāi)后液位再次下降，直到IRWST內(nèi)流體注入，液位開(kāi)始緩慢回升，后達(dá)到一個(gè)穩(wěn)定值。試驗(yàn)中堆芯混合液位一直處于堆芯活性區(qū)之上。

通過(guò)試驗(yàn)，說(shuō)明在小破口事故試驗(yàn)中，PXS系統(tǒng)能夠按預(yù)期動(dòng)作，系統(tǒng)壓力有序降低，堆芯得到充分的冷卻。

2　非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)試驗(yàn)

對(duì)于PCS系統(tǒng)，其運(yùn)行中依靠的自然過(guò)程非常關(guān)鍵，包括：殼外水膜向下流動(dòng)的鋪展過(guò)程，殼內(nèi)蒸汽的冷凝過(guò)程，殼壁本體導(dǎo)熱及殼外水膜蒸發(fā)的過(guò)程，對(duì)于這些過(guò)程的研究十分必要。此外，對(duì)于PCS在多個(gè)過(guò)程相互配合下的所達(dá)到的整體性能，也需要開(kāi)展整體性能的試驗(yàn)驗(yàn)證。

為此，在AP600開(kāi)發(fā)的過(guò)程，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)于整體性能試驗(yàn)，西屋公司分別采用了小比例SST和大比例LST試驗(yàn)裝置[14]。

對(duì)于CAP1400，盡管PCS運(yùn)行方式和AP600一樣，但是由于：一方面CAP1400安全殼尺寸、質(zhì)能釋放量等都較AP600發(fā)生較大變化，另一方面原有試驗(yàn)條件受到限制，使得原有試驗(yàn)結(jié)果無(wú)法完全覆蓋CAP1400參數(shù)范圍，因此需要對(duì)PCS的關(guān)鍵物理過(guò)程：水膜流動(dòng)特性、殼內(nèi)蒸汽冷凝過(guò)程、殼外水膜蒸發(fā)過(guò)程，以及整體試驗(yàn)性能開(kāi)展試驗(yàn)驗(yàn)證等。

為了對(duì)CAP1400的水分配開(kāi)展試驗(yàn)驗(yàn)證，設(shè)計(jì)并建造了WADE試驗(yàn)臺(tái)架，用于研究不同冷卻水流量下，非能動(dòng)安全殼的覆蓋率、延遲時(shí)間及液膜厚度分布的規(guī)律。WADE臺(tái)架以CAP1400安全殼為原型，取穹頂?shù)?/8扇面(第二道圍堰下方的部分為1/16)及一定長(zhǎng)度的豎直壁面，按1∶1尺寸設(shè)計(jì)的單項(xiàng)性能試驗(yàn)臺(tái)架，能夠準(zhǔn)確模擬CAP1400電站的安全殼穹頂在基準(zhǔn)事故工況下水膜覆蓋率與冷卻水流量之間的關(guān)系，以及水膜經(jīng)過(guò)起拱線(xiàn)處達(dá)到穩(wěn)定的延遲時(shí)間。

為了研究殼內(nèi)蒸汽冷凝以及殼內(nèi)蒸汽冷凝-殼外水膜蒸發(fā)耦合換熱過(guò)程，設(shè)計(jì)建造了SCOPE和ISCOE試驗(yàn)臺(tái)架。相比原有AP600的試驗(yàn)，SCOPE和ISCOE臺(tái)架最大的優(yōu)勢(shì)在于采用0.5 MPa的設(shè)計(jì)壓力，能夠進(jìn)行等壓力條件試驗(yàn)研究。試驗(yàn)本體設(shè)計(jì)為可調(diào)節(jié)傾斜角度，具有矩形流道的長(zhǎng)方體，試驗(yàn)板內(nèi)外表面都噴涂有無(wú)機(jī)鋅涂層，涂層材料與實(shí)際安全殼內(nèi)外表面涂層一致。此外，對(duì)試驗(yàn)本體尺寸的設(shè)計(jì)綜合考慮了CAP1400電站PCS系統(tǒng)的運(yùn)行參數(shù)、重要準(zhǔn)則數(shù)的覆蓋范圍以及邊界層的發(fā)展特點(diǎn)等主要因素。

為了開(kāi)展CAP1400 PCS整體性能試驗(yàn)驗(yàn)證，基于原型PCS結(jié)構(gòu)和尺寸，采用H2TS比例分析技術(shù)設(shè)計(jì)并建造了1/8縮比例的CERT試驗(yàn)臺(tái)架。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、存有不凝性氣體等熱工水力現(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。

其中，由于縮比試驗(yàn)固有問(wèn)題，試驗(yàn)殼體的設(shè)計(jì)綜合考慮了縮比例臺(tái)架引起的比例失真，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)。

在CERT上開(kāi)展了多項(xiàng)LOCA及MSLB的試驗(yàn)，其中LOCA試驗(yàn)中的安全殼壓力結(jié)果如圖4所示。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。

圖4　典型LOCA事故工況下CERT試驗(yàn)結(jié)果Fig.4　CERT test results in the case of LOCA

3　熔融物堆內(nèi)滯留關(guān)鍵試驗(yàn)

對(duì)于IVR系統(tǒng)，最為關(guān)注就是驗(yàn)證壓力容器外壁面的熱流密度低于CHF，避免壓力容器出現(xiàn)熱失效而導(dǎo)致熔融物外泄。對(duì)于IVR，國(guó)際上曾開(kāi)展過(guò)相關(guān)研究工作，美國(guó)開(kāi)展了ULPU系列實(shí)驗(yàn)[15-16]以驗(yàn)證AP600及AP1000的ERVC有效性。

對(duì)于CAP1400，由于融池?zé)崃髅芏仍黾?，壓力容器尺寸與保溫層流道結(jié)構(gòu)較AP1000也有所不同，而且需要考慮RPV真實(shí)表面材料和水化學(xué)特性，因此需對(duì)CHF重新開(kāi)展試驗(yàn)驗(yàn)證。此外，原有金屬層傳熱關(guān)系式所適用的范圍已經(jīng)不能覆蓋到CAP1400的情況，因此需要開(kāi)展更高Ra數(shù)下的金屬層傳熱關(guān)系式驗(yàn)證試驗(yàn)。

為此，設(shè)計(jì)并建造了FIRM及HELM單項(xiàng)試驗(yàn)臺(tái)架。FIRM試驗(yàn)臺(tái)架首次實(shí)現(xiàn)了采用壓力容器表面真實(shí)材料SA508III鋼作為加熱段的大型工程性ERVC-CHF試驗(yàn)，試驗(yàn)工質(zhì)采用了去離子水、自來(lái)水以及包絡(luò)核電廠嚴(yán)重事故工況下真實(shí)化學(xué)水溶液，最大熱流密度為2.4 MW/m2，可用于開(kāi)展CAP1400 IVR-ERVC關(guān)鍵因素影響試驗(yàn)研究和工程性試驗(yàn)驗(yàn)證。FIRM臺(tái)架采用1∶1二維切片設(shè)計(jì)，以CAP1400壓力容器下封頭及保溫層結(jié)構(gòu)參數(shù)為原型。試驗(yàn)系統(tǒng)主要包括：試驗(yàn)本體、主回路系統(tǒng)(試驗(yàn)段、預(yù)熱段、預(yù)熱水箱、循環(huán)泵、上水箱)、輔助系統(tǒng)(冷卻系統(tǒng)、化學(xué)水供水系統(tǒng)、測(cè)量與控制系統(tǒng))和測(cè)量系統(tǒng)。試驗(yàn)本體弧段對(duì)應(yīng)的圓心角為30°，可自由旋轉(zhuǎn)，能夠開(kāi)展0～90°試驗(yàn)，如圖5所示。相比其他IVR的工程性CHF試驗(yàn)，F(xiàn)IRM臺(tái)架最大的優(yōu)勢(shì)在于采用原型表面材料SA508III鋼，能夠進(jìn)行真實(shí)表面材料下的CHF試驗(yàn)研究。

圖5　FIRM試驗(yàn)臺(tái)架Fig.5　Schematic of FIRM facility

FIRM開(kāi)展了多個(gè)角度下的CHF試驗(yàn)，主要結(jié)果如圖6所示。試驗(yàn)結(jié)果有效驗(yàn)證CAP1400 IVR-ERVC技術(shù)下的CHF試驗(yàn)所得值。

圖6　CHF值隨角度變化關(guān)系Fig.6　CHF results under different angles

HELM試驗(yàn)臺(tái)架以水為試驗(yàn)工質(zhì)，實(shí)現(xiàn)了CAP1400真實(shí)工況下高達(dá)1012的Ra數(shù)范圍，通過(guò)優(yōu)化的流道結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)和精確的測(cè)量方式提高了邊界條件模擬的準(zhǔn)確性，真實(shí)模擬了熔融池金屬層內(nèi)部的三維物理模型，降低了物理現(xiàn)象的失真度。試驗(yàn)本體主要由上冷卻板、冷卻側(cè)壁和下加熱板三部分組成，三者圍成的圓柱形腔體容納試驗(yàn)工質(zhì)，模擬金屬層的幾何形狀，如圖7所示。通過(guò)試驗(yàn)建立高Ra數(shù)下Rayleigh-Bénard自然對(duì)流傳熱關(guān)系，驗(yàn)證了CAP1400高Ra數(shù)下金屬層熱聚焦效應(yīng)的耦合傳熱計(jì)算模型的適用性。

圖7　HELM試驗(yàn)臺(tái)架Fig.7　HLEM facility

HELM試驗(yàn)中采用了三種高度(150 mm、400 mm、1000 mm)的試驗(yàn)段，得到與MELAD試驗(yàn)結(jié)果相同的結(jié)論，驗(yàn)證了G-D關(guān)系式和C-C關(guān)系式聯(lián)立計(jì)算高Ra數(shù)工況下金屬層耦合傳熱計(jì)算模型的適用性。

4　結(jié)論

為了驗(yàn)證非能動(dòng)壓水堆核電站安全系統(tǒng)，開(kāi)展了大量的試驗(yàn)驗(yàn)證研究，在AP600及AP1000試驗(yàn)的基礎(chǔ)上，針對(duì)CAP1400的PXS、PCS及IVR，開(kāi)展了PXS整體性試驗(yàn)(ACME)，PCS水分配(WADE)、冷凝(SCOPE)、冷凝及殼外蒸發(fā)耦合(ISCOE)單項(xiàng)性能試驗(yàn)及整體性能試驗(yàn)(CERT)，金屬層傳熱特性(HELM)及臨界熱通量試驗(yàn)(FIRM)。CAP1400試驗(yàn)臺(tái)架在參數(shù)范圍、模擬相似性等方面相對(duì)于原有AP600/1000試驗(yàn)均有提升，獲得了新的非能動(dòng)安全系統(tǒng)試驗(yàn)驗(yàn)證結(jié)果。

ACME試驗(yàn)臺(tái)架采用了創(chuàng)新的10 MPa設(shè)計(jì)壓力及1/3的設(shè)計(jì)比例，實(shí)現(xiàn)了對(duì)于CAP1400小破口事故下自然循環(huán)及之后階段的等壓模擬，為事故瞬態(tài)分析與預(yù)測(cè)、PXS性能驗(yàn)證提供了試驗(yàn)結(jié)果。

針對(duì)PCS開(kāi)展的單項(xiàng)性能試驗(yàn)，WADE、SCOPE及ISCOE試驗(yàn)均采用CAP1400電站真實(shí)的運(yùn)行參數(shù)，獲得了對(duì)相應(yīng)物理過(guò)程分析經(jīng)驗(yàn)關(guān)聯(lián)式的準(zhǔn)確驗(yàn)證。CERT整體試驗(yàn)采用H2TS比例分析進(jìn)行設(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，為驗(yàn)證安全殼專(zhuān)用分析程序的適用性和優(yōu)化PCS設(shè)計(jì)提供了準(zhǔn)確的試驗(yàn)結(jié)果。

通過(guò)FIRM試驗(yàn)臺(tái)架首次獲得針對(duì)CAP1400設(shè)計(jì)的真實(shí)表面材料壓力容器下封頭CHF值，HELM試驗(yàn)臺(tái)架驗(yàn)證了高Ra數(shù)下的G-D公式對(duì)于金屬層的適用性。