CAP1400非能动堆芯冷却整体试验关键现象分析

史国宝，徐财红，严锦泉，樊 普，朱 升

(上海核工程研究设计院有限公司，上海 200233)

CAP1400非能动堆芯冷却系统(PXS)[1]包含非能动余热排出热交换器(PRHR)、堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)、内置换料水箱(IRWST)、安全壳再循环注射管线等多种设备，在自动卸压系统(ADS)支持下，保证堆芯在各种瞬态、小破口和大破口失水事故中保持次临界并得到冷却。在各种瞬态下，PRHR带出堆芯衰变热，CMT必要时注硼使堆芯保持次临界。在大破口失水事故下，安注箱发挥淹没下腔室和下降段的作用，后续注入由IRWST提供。在小破口失水事故(SBLOCA)下，PXS与常规压水堆应急堆芯冷却系统(ECCS)应用不同的理念来缓解事故，分别为流动冷却和水装量控制。常规压水堆ECCS采用水装量控制理念通过完好冷管段注射使压力容器下降段一直淹没至破损冷管段破口，以淹没堆芯，然而在主泵吸入段水封消除阶段，由于堆芯产生的蒸汽不能排出，堆芯流体不流动，产生水汽分离，堆芯可能发生部分裸露；水封消除后，下降段流体进入，淹没堆芯。PXS采用流动冷却的理念，即利用ADS1～3和ADS4打开，使反应堆冷却剂系统(RCS)有序降压，CMT、ACC、IRWST依次注入，冷却堆芯，带出衰变热。流动冷却的理念克服了CMT水量有限、IRWST注射压头很低的困难，尽管堆芯水装量不多，却能使堆芯不裸露。在SBLOCA中，PXS所有设备均投入，显现复杂且独特的物理现象，这对物理现象认识、分析程序开发和验证带来了挑战。

对已有试验和分析程序的适用性以及新试验的需求简述如下：建立CAP1400 SBLOCA现象识别和重要度排序表(PIRT)，与AP1000相比没有新的物理现象被评为“高”；AP600研发过程中，针对采用的非能动设备(ADS、CMT和PRHR)开展的单项试验适用于CAP1400；对于SPES-Ⅱ、APEX-600/APEX-1000[2-3]整体性能试验，在SBLOCA自然循环阶段、ADS1～3级降压阶段、IRWST重力注射过渡阶段和安全壳地坑注入阶段，每个阶段至少有1个试验装置满足比例分析要求，可用于程序的验证；从小破口失水事故分析程序NOTRUMP[4]与试验结果的比较得到，程序计算结果与试验结果基本符合；另外CAP1400 SBLOCA安全裕度大于AP1000。根据上述分析，综合得出NOTRUMP程序基本适用于CAP1400小破口失水事故分析的结论。考虑到NOTRUMP程序普适性较差、CAP1400 SBLOCA PIRT中有2个因素评级提高至“中”，以及非能动核电厂SBLOCA现象的复杂性和重要性，决定自主开展CAP1400非能动堆芯冷却系统性能试验。要求新试验能逼真地验证设计，进一步验证程序以及掌握非能动堆芯冷却过程中重要的物理现象。

本文介绍CAP1400非能动堆芯冷却系统性能试验(ACME)台架主要设计特征，对试验中出现的关键现象进行研究，并利用RELAP5程序对试验关键现象进行分析和验证。

1 整体试验台架主要特征

鉴于非能动核电厂SBLOCA现象的复杂性和NOTRUMP程序的特点，开展了CAP1400非能动堆芯冷却系统性能试验(ACME)[5]，试验台架最主要特性如下：采用多级双层比例分析方法进行设计，台架与CAP1400核电厂的高度比为1∶3，采用等压模拟，试验台架最大工作压力为9.2 MPa。

针对复杂的多相流系统，Zuber[6]开发了一种结构化的比例分析方法，即多级双层比例分析方法。多级是指将复杂系统进行分解，确定可发展相似准则的比例分析级别。双层是指对每个比例分析级别进行自上而下和自下而上的比例分析，分别为对控制方程无量纲化得到相似准则、对重要的局部物理现象进行比例分析。采用多级双层比例分析方法对试验台架进行设计，使表征重要物理现象的无量纲量得到保证，从而能更好表征CAP1400核电厂的热工水力现象，试验结果可直接用于验证PXS响应和事故后果。

对单相质量守恒方程、动量守恒方程和能量守恒方程无量纲化，得到无量纲参数，即Richardson数(式(1))和摩擦系数(式(2))等，用来确定台架整体参数[7]。

(1)

(2)

(3)

其中：Ri为Richardson数；R为试验台架与实际反应堆相应参数的比值；β为膨胀系数；g为重力加速度；T为温度；lth为高度；u为速度；F为阻力系数，包括摩擦阻力和局部阻力；A为面积；f为摩擦系数；dhy为水力直径；K为局部阻力系数；l为长度。

在满足台架几何相似及沿程阻力相似后，可得到相似比的关系，即设定高度比可得到台架其他比例参数(表1)。通过比较发现，采用1∶3高度比能较好地满足试验台架的规模，使需求和投入得到更好的平衡。

表1 台架的比例参数Table 1 Scale parameter of bench

试验台架等压模拟除过冷喷放阶段外SBLOCA所有重要阶段，试验台架最大工作压力为9.2 MPa[8]，这样考虑既避免了高压台架带来的热容量过大问题，又避免了不等压模拟导致的失真(包括不等压模拟导致的安注箱氮气总量的偏差)。

ACME台架的主要部件和管道如图1所示，包含压力容器、堆内构件、主管道、稳压器、蒸汽发生器和非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统。

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

利用电加热棒模拟堆芯的产热。台架控制系统模拟CAP1400停堆和专设驱动系统。试验台架还设置了一整套测量系统，有1 100多个测点，利用热电偶测量流体温度、压力传感器测量流体压力、电磁和涡街流量计测量流量、差压传感器测量流体液位。对于破口和ADS两相流，通过设置分离器将汽相和液相分离，分别测量其流量。

需要指出的是，CAP1400通过ADS1～3和ADS4的卸压，使RCS压力降至IRWST注入。等压模拟要求台架与CAP1400相比流经ADS4的压差相等，而从IRWST-DVI-下降段-堆芯-上腔室-热管段-ADS4-安全壳开式流道看，流经ADS4的压差相等与IRWST的1∶3高度比是不相称的，因此，台架中除1∶3高度比的IRWST外，还有1个全高度的IRWST。APEX-1000的处理方法是流经ADS4的压差比例为1∶4，对应于1∶4高度比的IRWST，这样RCS的压力低于原型。为避免低压下的物性变化差别较大带来的影响，ACME台架不采用这种处理方法。

经过综合分析，提出如下5类试验：1) 设计基准事故，研究不同破口尺寸和位置、不同ADS4单一失效位置对事故的影响；2) 非凝结气体注入影响试验，研究安注箱排空后氮气注射对堆芯冷却的影响；3) 非能动堆芯冷却鲁棒性试验，研究非能动堆芯冷却是否具有陡边效应；4) 超设计基准事故，研究多重失效对堆芯冷却的影响；5) 纵深防御系统运行效果试验，研究正常余热排出系统注射功能对堆芯冷却以及避免ADS4触发的效果。

在SBLOCA过冷喷放阶段，CAP1400与常规压水堆无差别，不需要进一步验证，因此在ACME中不模拟此阶段。在试验中，先建立1个压力低于9.2 MPa的初始条件，通过起始点拟合法或积分功率法来处理没有模拟过冷喷放阶段带来的影响[9]。打开破口进入试验，台架控制系统根据停堆信号进行电加热棒产热控制。

2 试验结果和关键现象分析

2.1 试验结果

CAP1400非能动堆芯冷却系统性能试验于2014年10月全部完成，试验结果符合预期。2 in(英寸)破口试验结果如图2所示。破口发生后，RCS快速卸压，系统水装量逐渐减少。一二次侧压力相等后，传热减少，RCS卸压减缓。CMT投入运行，一开始为水循环模式，后因冷段出现分层流而进入排水模式。CMT低液位触发ADS1～3开启，RCS卸压加快，ACC投入。CMT低低液位触发ADS4，RCS进一步卸压，IRWST投入，进入长期冷却阶段。

图2 RCS和SG压力随时间变化Fig.2 RCS pressure and SG pressure vs time

与AP1000相比，由于ADS4喉部面积扩大很多，CAP1400 RCS降压加快，IRWST注入提前，不会产生AP1000中发生的CMT与IRWST注射间隙问题，使堆芯最低液位得到提高。

在ACME台架上开展了不同破口、不同位置试验，试验工况列于表2。不同破口下RCS压力和堆芯塌陷液位随时间的变化示于图3、4。可看出，破口面积越大，破口喷放阶段越短，ADS触发越早，事故进程越快。最低液位出现在ADS4开启至IRWST开始安注这一阶段，次低液位出现在喷放阶段，破口越大次低液位现象越明显。试验中堆芯始终不裸露，即使在最极限的直接安注管(DVI)双端断裂事故中也未裸露。

图3 不同破口下RCS压力随时间的变化Fig.3 RCS pressure for cases with different breaks vs time

表2 试验工况Table 2 Test case

2.2 冷管段分层流产生机制

在ACME中，发现冷管段较早(约200 s)出现分层流，使得CMT从循环冷却进入排水模式，而与冷管段相连的SG出口腔室的水位显示为满水位，如图5所示，这与一般的认识(蒸汽流向高处使其先含汽)不一致。经反复研究发现：冷管段上部的蒸汽因主泵泵腔结构的阻碍不会流向相连的SG出口腔室，而是流向CMT平衡管，而冷管段蒸汽通过上封头和出口管旁路来自堆芯，如图6所示，这个过程一直持续到CMT低液位触发ADS1开启。此现象属于首次发现和解读。

图4 不同破口下堆芯塌陷液位随时间的变化Fig.4 Collapsed levels of reactor core for cases with different breaks vs time

图5 冷管段和相连的SG出口腔室液位随时间的变化Fig.5 Liquid level in cold leg and outlet plenum of SG vs time

图6 冷管段和相连的SG出口腔室液位Fig.6 Liquid level in cold leg and outlet plenum of SG

2.3 安注箱排空后氮气注射及其影响

ACME的一项任务是研究安注箱排空后氮气注射对堆芯冷却的影响，这在过去开展的试验中没有得到充分的识别。

CAP01和CAP01′是DVI管道破裂事故中的两个工况，CAP01考虑安注箱氮气的注入，而CAP01′在安注箱将近排空后关闭阀门，排除了氮气注入。两个工况的CMT注入流量和下降段液位对比示于图7。可看出，在CAP01事故过程中，ADS4在安注箱排空前已开启，RCS压力下降很快，安注箱排空氮气注入DVI管道，在一段时间内阻碍了CMT的注射；而CAP01′事故过程中，CMT的注入在安注箱排空后立刻恢复。相应地，CAP01工况下降段最低液位较CAP01′工况低0.15 m。

图7 CAP01和CAP01′工况下降段液位 和CMT注入流量随时间的变化Fig.7 Downcomer collapsed liquid level and intact CMT injection rate of CAP01 and CAP01′ vs time

2.4 压力容器下降段流体温度不均匀性

ACME台架在下降段布置多个热电偶，用于测量流体温度。DVI管道破裂事故中3个不同时刻下压力容器下降段流体温度的分布示于图8，分别对应于CMT、ACC、IRWST注入。图中，圆圈表示热电偶的位置，实线为等温线，横坐标将360°等分为8格。从图8可看出，在完整DVI注入时，温度很低的流体进入下降段后，由于流体转向器的引导向下流动，并与周围蒸汽/流体相互交混。在ACC注入期间，由于其流量大，交混不够充分，进入堆芯的流体还存在很大的温差。

a——CMT注入，液位超过DVI标高；b——ACC注入，液位低于DVI标高；c——IRWST注入，液位低于DVI标高图8 下降段温度分布Fig.8 Temperature distribution in downcomer

在程序分析时需采用合适的模型来模拟下降段流体温度不均匀性现象。

3 程序分析和验证

RELAP5/MOD3.3程序[10]是一个普适性较好的程序，为将其应用于非能动核电站安全分析，对其进行以下改进。1) 程序中包含Ransom-Trapp、Henry-Fauske和Moody临界流模型，但程序只允许调用1种模型。对程序结构进行了改造，使1次计算中不同排放口可应用不同的临界流模型。2) 程序中含有EPRI漂移流模型，其适用于高压条件，在低压下有20%偏差。将程序中漂移流模型进行改造，加入Bestion漂移流模型[11]用于低压条件，高压下不变，中间阶段进行插值处理。3) 在分层流中会出现上部接口夹带液体现象，对程序中开始夹带水位模型[12]和夹带率模型进行了改进。4) DVI冷水注入时，与压力容器下降段蒸汽发生相互作用，对环状流流型下传热和拉曳面积的计算乘上1个因子，以考虑其相互作用的等效面积。

这些改进源于非能动核电站关键物理现象研究、单项试验和APEX-1000的验证比较[13-14]，本文利用改进后的程序对CAP03(冷管段2 in破口)试验工况进行分析，在深入识别关键现象的同时进一步验证程序[15]。

RELAP5对ACME台架的模拟节点示于图9。RCS压力和稳压器水位计算结果与试验结果的比较分别示于图10、11。可看出，破口发生后RCS压力快速下降，随后下降速度变慢，稳压器水位下降直至排空，ADS1～3打开后RCS压力进一步下降而稳压器水位上升，ADS4开启后RCS压力下降至更低，IRWST可注入，部分稳压器水回流至压力容器。总体上，计算结果与试验结果符合较好，程序预计的ADS1～3打开偏早。DVI注入流量程序计算结果和试验结果的比较示于图12，除程序预计的ADS1～3打开时间偏早外，CMT、ACC和IRWST注入流量都很符合，此工况中ACC排空后氮气注入发生在归一化时间0.5左右，程序准确预计了氮气注入引起的CMT流量的下降，与试验结果一致。冷管段水位示于图13，可看出，通过程序合理模拟主泵的结构，冷管段分层流现象得到了合理的模拟。在归一化时间0.12～0.25阶段，来自堆芯的蒸汽通过上封头和出口管旁路进入冷管段，冷管段出现分层流，直到CMT出现低液位，ADS1打开，大量液体进入稳压器，冷管段排空，在安注箱注入阶段冷管段水位有所提升。通过对主泵泵腔结构的合理模拟，证明程序计算结果能反映这些现象，而存在一定的偏差与ACME台架冷管段内径较小有关。

图9 ACME试验台架的RELAP5模拟节点Fig.9 RELAP5 nodalization for ACME test facility

图10 RCS压力Fig.10 RCS pressure

图11 稳压器液位Fig.11 Pressurizer collapsed liquid level

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

图13 冷管段液位Fig.13 Cold leg level

4 结论

CAP1400应用流动冷却理念缓解SBLOCA，尽管堆芯水装量不多，却能使堆芯不裸露。在SBLOCA中，PXS所有设备均投入，显现复杂且独特的物理现象，这对物理现象认识、分析程序开发和验证带来了挑战。为逼真地验证设计和程序，进一步掌握堆芯非能动冷却过程中重要的物理现象，开展了CAP1400非能动堆芯冷却系统性能试验。

试验台架采用多级双层比例分析方法进行设计，与CAP1400核电厂的高度比为1∶3，可等压模拟SBLOCA所有重要阶段。通过试验验证了CAP1400设计的安全性，发现了冷管段分层流产生机制，进一步认识了安注箱排空后氮气注射及其影响、压力容器下降段流体温度不均匀性。最后利用RELAP5程序对ACME试验关键现象进行分析和验证。

这些结果已用于重大专项CAP1400研发、设计和安全分析，支撑了CAP1400安全评审。

本工作ACME台架的设计和运行由国核华清核电技术研发中心有限公司负责，在此致以诚挚的感谢。