史國寶，徐財紅，嚴(yán)錦泉，樊 普，朱 升

(上海核工程研究設(shè)計院有限公司，上海 200233)

CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)[1]包含非能動余熱排出熱交換器(PRHR)、堆芯補(bǔ)水箱(CMT)、安注箱(ACC)、內(nèi)置換料水箱(IRWST)、安全殼再循環(huán)注射管線等多種設(shè)備，在自動卸壓系統(tǒng)(ADS)支持下，保證堆芯在各種瞬態(tài)、小破口和大破口失水事故中保持次臨界并得到冷卻。在各種瞬態(tài)下，PRHR帶出堆芯衰變熱，CMT必要時注硼使堆芯保持次臨界。在大破口失水事故下，安注箱發(fā)揮淹沒下腔室和下降段的作用，后續(xù)注入由IRWST提供。在小破口失水事故(SBLOCA)下，PXS與常規(guī)壓水堆應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)(ECCS)應(yīng)用不同的理念來緩解事故，分別為流動冷卻和水裝量控制。常規(guī)壓水堆ECCS采用水裝量控制理念通過完好冷管段注射使壓力容器下降段一直淹沒至破損冷管段破口，以淹沒堆芯，然而在主泵吸入段水封消除階段，由于堆芯產(chǎn)生的蒸汽不能排出，堆芯流體不流動，產(chǎn)生水汽分離，堆芯可能發(fā)生部分裸露；水封消除后，下降段流體進(jìn)入，淹沒堆芯。PXS采用流動冷卻的理念，即利用ADS1～3和ADS4打開，使反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)有序降壓，CMT、ACC、IRWST依次注入，冷卻堆芯，帶出衰變熱。流動冷卻的理念克服了CMT水量有限、IRWST注射壓頭很低的困難，盡管堆芯水裝量不多，卻能使堆芯不裸露。在SBLOCA中，PXS所有設(shè)備均投入，顯現(xiàn)復(fù)雜且獨(dú)特的物理現(xiàn)象，這對物理現(xiàn)象認(rèn)識、分析程序開發(fā)和驗(yàn)證帶來了挑戰(zhàn)。

對已有試驗(yàn)和分析程序的適用性以及新試驗(yàn)的需求簡述如下：建立CAP1400 SBLOCA現(xiàn)象識別和重要度排序表(PIRT)，與AP1000相比沒有新的物理現(xiàn)象被評為“高”；AP600研發(fā)過程中，針對采用的非能動設(shè)備(ADS、CMT和PRHR)開展的單項(xiàng)試驗(yàn)適用于CAP1400；對于SPES-Ⅱ、APEX-600/APEX-1000[2-3]整體性能試驗(yàn)，在SBLOCA自然循環(huán)階段、ADS1～3級降壓階段、IRWST重力注射過渡階段和安全殼地坑注入階段，每個階段至少有1個試驗(yàn)裝置滿足比例分析要求，可用于程序的驗(yàn)證；從小破口失水事故分析程序NOTRUMP[4]與試驗(yàn)結(jié)果的比較得到，程序計算結(jié)果與試驗(yàn)結(jié)果基本符合；另外CAP1400 SBLOCA安全裕度大于AP1000。根據(jù)上述分析，綜合得出NOTRUMP程序基本適用于CAP1400小破口失水事故分析的結(jié)論?？紤]到NOTRUMP程序普適性較差、CAP1400 SBLOCA PIRT中有2個因素評級提高至“中”，以及非能動核電廠SBLOCA現(xiàn)象的復(fù)雜性和重要性，決定自主開展CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)性能試驗(yàn)。要求新試驗(yàn)?zāi)鼙普娴仳?yàn)證設(shè)計，進(jìn)一步驗(yàn)證程序以及掌握非能動堆芯冷卻過程中重要的物理現(xiàn)象。

本文介紹CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)性能試驗(yàn)(ACME)臺架主要設(shè)計特征，對試驗(yàn)中出現(xiàn)的關(guān)鍵現(xiàn)象進(jìn)行研究，并利用RELAP5程序?qū)υ囼?yàn)關(guān)鍵現(xiàn)象進(jìn)行分析和驗(yàn)證。

1 整體試驗(yàn)臺架主要特征

鑒于非能動核電廠SBLOCA現(xiàn)象的復(fù)雜性和NOTRUMP程序的特點(diǎn)，開展了CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)性能試驗(yàn)(ACME)[5]，試驗(yàn)臺架最主要特性如下：采用多級雙層比例分析方法進(jìn)行設(shè)計，臺架與CAP1400核電廠的高度比為1∶3，采用等壓模擬，試驗(yàn)臺架最大工作壓力為9.2 MPa。

針對復(fù)雜的多相流系統(tǒng)，Zuber[6]開發(fā)了一種結(jié)構(gòu)化的比例分析方法，即多級雙層比例分析方法。多級是指將復(fù)雜系統(tǒng)進(jìn)行分解，確定可發(fā)展相似準(zhǔn)則的比例分析級別。雙層是指對每個比例分析級別進(jìn)行自上而下和自下而上的比例分析，分別為對控制方程無量綱化得到相似準(zhǔn)則、對重要的局部物理現(xiàn)象進(jìn)行比例分析。采用多級雙層比例分析方法對試驗(yàn)臺架進(jìn)行設(shè)計，使表征重要物理現(xiàn)象的無量綱量得到保證，從而能更好表征CAP1400核電廠的熱工水力現(xiàn)象，試驗(yàn)結(jié)果可直接用于驗(yàn)證PXS響應(yīng)和事故后果。

對單相質(zhì)量守恒方程、動量守恒方程和能量守恒方程無量綱化，得到無量綱參數(shù)，即Richardson數(shù)(式(1))和摩擦系數(shù)(式(2))等，用來確定臺架整體參數(shù)[7]。

(1)

(2)

(3)

其中：Ri為Richardson數(shù)；R為試驗(yàn)臺架與實(shí)際反應(yīng)堆相應(yīng)參數(shù)的比值；β為膨脹系數(shù)；g為重力加速度；T為溫度；lth為高度；u為速度；F為阻力系數(shù)，包括摩擦阻力和局部阻力；A為面積；f為摩擦系數(shù)；dhy為水力直徑；K為局部阻力系數(shù)；l為長度。

在滿足臺架幾何相似及沿程阻力相似后，可得到相似比的關(guān)系，即設(shè)定高度比可得到臺架其他比例參數(shù)(表1)。通過比較發(fā)現(xiàn)，采用1∶3高度比能較好地滿足試驗(yàn)臺架的規(guī)模，使需求和投入得到更好的平衡。

表1 臺架的比例參數(shù)Table 1 Scale parameter of bench

試驗(yàn)臺架等壓模擬除過冷噴放階段外SBLOCA所有重要階段，試驗(yàn)臺架最大工作壓力為9.2 MPa[8]，這樣考慮既避免了高壓臺架帶來的熱容量過大問題，又避免了不等壓模擬導(dǎo)致的失真(包括不等壓模擬導(dǎo)致的安注箱氮?dú)饪偭康钠?。

ACME臺架的主要部件和管道如圖1所示，包含壓力容器、堆內(nèi)構(gòu)件、主管道、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器和非能動堆芯冷卻系統(tǒng)、自動卸壓系統(tǒng)。

圖1 ACME臺架主要部件和管道Fig.1 Schematic of main component and pipe of ACME bench

利用電加熱棒模擬堆芯的產(chǎn)熱。臺架控制系統(tǒng)模擬CAP1400停堆和專設(shè)驅(qū)動系統(tǒng)。試驗(yàn)臺架還設(shè)置了一整套測量系統(tǒng)，有1 100多個測點(diǎn)，利用熱電偶測量流體溫度、壓力傳感器測量流體壓力、電磁和渦街流量計測量流量、差壓傳感器測量流體液位。對于破口和ADS兩相流，通過設(shè)置分離器將汽相和液相分離，分別測量其流量。

需要指出的是，CAP1400通過ADS1～3和ADS4的卸壓，使RCS壓力降至IRWST注入。等壓模擬要求臺架與CAP1400相比流經(jīng)ADS4的壓差相等，而從IRWST-DVI-下降段-堆芯-上腔室-熱管段-ADS4-安全殼開式流道看，流經(jīng)ADS4的壓差相等與IRWST的1∶3高度比是不相稱的，因此，臺架中除1∶3高度比的IRWST外，還有1個全高度的IRWST。APEX-1000的處理方法是流經(jīng)ADS4的壓差比例為1∶4，對應(yīng)于1∶4高度比的IRWST，這樣RCS的壓力低于原型。為避免低壓下的物性變化差別較大帶來的影響，ACME臺架不采用這種處理方法。

經(jīng)過綜合分析，提出如下5類試驗(yàn)：1) 設(shè)計基準(zhǔn)事故，研究不同破口尺寸和位置、不同ADS4單一失效位置對事故的影響；2) 非凝結(jié)氣體注入影響試驗(yàn)，研究安注箱排空后氮?dú)庾⑸鋵Χ研纠鋮s的影響；3) 非能動堆芯冷卻魯棒性試驗(yàn)，研究非能動堆芯冷卻是否具有陡邊效應(yīng)；4) 超設(shè)計基準(zhǔn)事故，研究多重失效對堆芯冷卻的影響；5) 縱深防御系統(tǒng)運(yùn)行效果試驗(yàn)，研究正常余熱排出系統(tǒng)注射功能對堆芯冷卻以及避免ADS4觸發(fā)的效果。

在SBLOCA過冷噴放階段，CAP1400與常規(guī)壓水堆無差別，不需要進(jìn)一步驗(yàn)證，因此在ACME中不模擬此階段。在試驗(yàn)中，先建立1個壓力低于9.2 MPa的初始條件，通過起始點(diǎn)擬合法或積分功率法來處理沒有模擬過冷噴放階段帶來的影響[9]。打開破口進(jìn)入試驗(yàn)，臺架控制系統(tǒng)根據(jù)停堆信號進(jìn)行電加熱棒產(chǎn)熱控制。

2 試驗(yàn)結(jié)果和關(guān)鍵現(xiàn)象分析

2.1 試驗(yàn)結(jié)果

CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)性能試驗(yàn)于2014年10月全部完成，試驗(yàn)結(jié)果符合預(yù)期。2 in(英寸)破口試驗(yàn)結(jié)果如圖2所示。破口發(fā)生后，RCS快速卸壓，系統(tǒng)水裝量逐漸減少。一二次側(cè)壓力相等后，傳熱減少，RCS卸壓減緩。CMT投入運(yùn)行，一開始為水循環(huán)模式，后因冷段出現(xiàn)分層流而進(jìn)入排水模式。CMT低液位觸發(fā)ADS1～3開啟，RCS卸壓加快，ACC投入。CMT低低液位觸發(fā)ADS4，RCS進(jìn)一步卸壓，IRWST投入，進(jìn)入長期冷卻階段。

圖2 RCS和SG壓力隨時間變化Fig.2 RCS pressure and SG pressure vs time

與AP1000相比，由于ADS4喉部面積擴(kuò)大很多，CAP1400 RCS降壓加快，IRWST注入提前，不會產(chǎn)生AP1000中發(fā)生的CMT與IRWST注射間隙問題，使堆芯最低液位得到提高。

在ACME臺架上開展了不同破口、不同位置試驗(yàn)，試驗(yàn)工況列于表2。不同破口下RCS壓力和堆芯塌陷液位隨時間的變化示于圖3、4?？煽闯觯瓶诿娣e越大，破口噴放階段越短，ADS觸發(fā)越早，事故進(jìn)程越快。最低液位出現(xiàn)在ADS4開啟至IRWST開始安注這一階段，次低液位出現(xiàn)在噴放階段，破口越大次低液位現(xiàn)象越明顯。試驗(yàn)中堆芯始終不裸露，即使在最極限的直接安注管(DVI)雙端斷裂事故中也未裸露。

圖3 不同破口下RCS壓力隨時間的變化Fig.3 RCS pressure for cases with different breaks vs time

表2 試驗(yàn)工況Table 2 Test case

2.2 冷管段分層流產(chǎn)生機(jī)制

在ACME中，發(fā)現(xiàn)冷管段較早(約200 s)出現(xiàn)分層流，使得CMT從循環(huán)冷卻進(jìn)入排水模式，而與冷管段相連的SG出口腔室的水位顯示為滿水位，如圖5所示，這與一般的認(rèn)識(蒸汽流向高處使其先含汽)不一致。經(jīng)反復(fù)研究發(fā)現(xiàn)：冷管段上部的蒸汽因主泵泵腔結(jié)構(gòu)的阻礙不會流向相連的SG出口腔室，而是流向CMT平衡管，而冷管段蒸汽通過上封頭和出口管旁路來自堆芯，如圖6所示，這個過程一直持續(xù)到CMT低液位觸發(fā)ADS1開啟。此現(xiàn)象屬于首次發(fā)現(xiàn)和解讀。

圖4 不同破口下堆芯塌陷液位隨時間的變化Fig.4 Collapsed levels of reactor core for cases with different breaks vs time

圖5 冷管段和相連的SG出口腔室液位隨時間的變化Fig.5 Liquid level in cold leg and outlet plenum of SG vs time

圖6 冷管段和相連的SG出口腔室液位Fig.6 Liquid level in cold leg and outlet plenum of SG

2.3 安注箱排空后氮?dú)庾⑸浼捌溆绊?/h3>

ACME的一項(xiàng)任務(wù)是研究安注箱排空后氮?dú)庾⑸鋵Χ研纠鋮s的影響，這在過去開展的試驗(yàn)中沒有得到充分的識別。

CAP01和CAP01′是DVI管道破裂事故中的兩個工況，CAP01考慮安注箱氮?dú)獾淖⑷耄鳦AP01′在安注箱將近排空后關(guān)閉閥門，排除了氮?dú)庾⑷?。兩個工況的CMT注入流量和下降段液位對比示于圖7?？煽闯?，在CAP01事故過程中，ADS4在安注箱排空前已開啟，RCS壓力下降很快，安注箱排空氮?dú)庾⑷隓VI管道，在一段時間內(nèi)阻礙了CMT的注射；而CAP01′事故過程中，CMT的注入在安注箱排空后立刻恢復(fù)。相應(yīng)地，CAP01工況下降段最低液位較CAP01′工況低0.15 m。

圖7 CAP01和CAP01′工況下降段液位 和CMT注入流量隨時間的變化Fig.7 Downcomer collapsed liquid level and intact CMT injection rate of CAP01 and CAP01′ vs time

2.4 壓力容器下降段流體溫度不均勻性

ACME臺架在下降段布置多個熱電偶，用于測量流體溫度。DVI管道破裂事故中3個不同時刻下壓力容器下降段流體溫度的分布示于圖8，分別對應(yīng)于CMT、ACC、IRWST注入。圖中，圓圈表示熱電偶的位置，實(shí)線為等溫線，橫坐標(biāo)將360°等分為8格。從圖8可看出，在完整DVI注入時，溫度很低的流體進(jìn)入下降段后，由于流體轉(zhuǎn)向器的引導(dǎo)向下流動，并與周圍蒸汽/流體相互交混。在ACC注入期間，由于其流量大，交混不夠充分，進(jìn)入堆芯的流體還存在很大的溫差。

a——CMT注入，液位超過DVI標(biāo)高；b——ACC注入，液位低于DVI標(biāo)高；c——IRWST注入，液位低于DVI標(biāo)高圖8 下降段溫度分布Fig.8 Temperature distribution in downcomer

在程序分析時需采用合適的模型來模擬下降段流體溫度不均勻性現(xiàn)象。

3 程序分析和驗(yàn)證

RELAP5/MOD3.3程序[10]是一個普適性較好的程序，為將其應(yīng)用于非能動核電站安全分析，對其進(jìn)行以下改進(jìn)。1) 程序中包含Ransom-Trapp、Henry-Fauske和Moody臨界流模型，但程序只允許調(diào)用1種模型。對程序結(jié)構(gòu)進(jìn)行了改造，使1次計算中不同排放口可應(yīng)用不同的臨界流模型。2) 程序中含有EPRI漂移流模型，其適用于高壓條件，在低壓下有20%偏差。將程序中漂移流模型進(jìn)行改造，加入Bestion漂移流模型[11]用于低壓條件，高壓下不變，中間階段進(jìn)行插值處理。3) 在分層流中會出現(xiàn)上部接口夾帶液體現(xiàn)象，對程序中開始夾帶水位模型[12]和夾帶率模型進(jìn)行了改進(jìn)。4) DVI冷水注入時，與壓力容器下降段蒸汽發(fā)生相互作用，對環(huán)狀流流型下傳熱和拉曳面積的計算乘上1個因子，以考慮其相互作用的等效面積。

這些改進(jìn)源于非能動核電站關(guān)鍵物理現(xiàn)象研究、單項(xiàng)試驗(yàn)和APEX-1000的驗(yàn)證比較[13-14]，本文利用改進(jìn)后的程序?qū)AP03(冷管段2 in破口)試驗(yàn)工況進(jìn)行分析，在深入識別關(guān)鍵現(xiàn)象的同時進(jìn)一步驗(yàn)證程序[15]。

RELAP5對ACME臺架的模擬節(jié)點(diǎn)示于圖9。RCS壓力和穩(wěn)壓器水位計算結(jié)果與試驗(yàn)結(jié)果的比較分別示于圖10、11?？煽闯?，破口發(fā)生后RCS壓力快速下降，隨后下降速度變慢，穩(wěn)壓器水位下降直至排空，ADS1～3打開后RCS壓力進(jìn)一步下降而穩(wěn)壓器水位上升，ADS4開啟后RCS壓力下降至更低，IRWST可注入，部分穩(wěn)壓器水回流至壓力容器?？傮w上，計算結(jié)果與試驗(yàn)結(jié)果符合較好，程序預(yù)計的ADS1～3打開偏早。DVI注入流量程序計算結(jié)果和試驗(yàn)結(jié)果的比較示于圖12，除程序預(yù)計的ADS1～3打開時間偏早外，CMT、ACC和IRWST注入流量都很符合，此工況中ACC排空后氮?dú)庾⑷氚l(fā)生在歸一化時間0.5左右，程序準(zhǔn)確預(yù)計了氮?dú)庾⑷胍鸬腃MT流量的下降，與試驗(yàn)結(jié)果一致。冷管段水位示于圖13，可看出，通過程序合理模擬主泵的結(jié)構(gòu)，冷管段分層流現(xiàn)象得到了合理的模擬。在歸一化時間0.12～0.25階段，來自堆芯的蒸汽通過上封頭和出口管旁路進(jìn)入冷管段，冷管段出現(xiàn)分層流，直到CMT出現(xiàn)低液位，ADS1打開，大量液體進(jìn)入穩(wěn)壓器，冷管段排空，在安注箱注入階段冷管段水位有所提升。通過對主泵泵腔結(jié)構(gòu)的合理模擬，證明程序計算結(jié)果能反映這些現(xiàn)象，而存在一定的偏差與ACME臺架冷管段內(nèi)徑較小有關(guān)。

圖9 ACME試驗(yàn)臺架的RELAP5模擬節(jié)點(diǎn)Fig.9 RELAP5 nodalization for ACME test facility

圖10 RCS壓力Fig.10 RCS pressure

圖11 穩(wěn)壓器液位Fig.11 Pressurizer collapsed liquid level

圖12 DVI注入流量Fig.12 DVI safety injection flow rate

圖13 冷管段液位Fig.13 Cold leg level

4 結(jié)論

CAP1400應(yīng)用流動冷卻理念緩解SBLOCA，盡管堆芯水裝量不多，卻能使堆芯不裸露。在SBLOCA中，PXS所有設(shè)備均投入，顯現(xiàn)復(fù)雜且獨(dú)特的物理現(xiàn)象，這對物理現(xiàn)象認(rèn)識、分析程序開發(fā)和驗(yàn)證帶來了挑戰(zhàn)。為逼真地驗(yàn)證設(shè)計和程序，進(jìn)一步掌握堆芯非能動冷卻過程中重要的物理現(xiàn)象，開展了CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)性能試驗(yàn)。

試驗(yàn)臺架采用多級雙層比例分析方法進(jìn)行設(shè)計，與CAP1400核電廠的高度比為1∶3，可等壓模擬SBLOCA所有重要階段。通過試驗(yàn)驗(yàn)證了CAP1400設(shè)計的安全性，發(fā)現(xiàn)了冷管段分層流產(chǎn)生機(jī)制，進(jìn)一步認(rèn)識了安注箱排空后氮?dú)庾⑸浼捌溆绊憽毫θ萜飨陆刀瘟黧w溫度不均勻性。最后利用RELAP5程序?qū)CME試驗(yàn)關(guān)鍵現(xiàn)象進(jìn)行分析和驗(yàn)證。

這些結(jié)果已用于重大專項(xiàng)CAP1400研發(fā)、設(shè)計和安全分析，支撐了CAP1400安全評審。

本工作ACME臺架的設(shè)計和運(yùn)行由國核華清核電技術(shù)研發(fā)中心有限公司負(fù)責(zé)，在此致以誠摯的感謝。