ACME整體試驗(yàn)臺(tái)架堆芯模擬體設(shè)計(jì)

李玉全，　常華健,2，　葉子申,2，　陳　煉，　王　含

(1． 國(guó)核(北京)科學(xué)技術(shù)研究院， 北京 102209； 2． 先進(jìn)核能技術(shù)協(xié)同創(chuàng)新中心， 北京 100084)

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ACME整體試驗(yàn)臺(tái)架堆芯模擬體設(shè)計(jì)

李玉全1，常華健1,2，葉子申1,2，陳煉1，王含1

(1． 國(guó)核(北京)科學(xué)技術(shù)研究院， 北京 102209； 2． 先進(jìn)核能技術(shù)協(xié)同創(chuàng)新中心， 北京 100084)

摘要：為完成CAP1400非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)試驗(yàn)驗(yàn)證，設(shè)計(jì)并建造了1/3高度比例的ACME整體試驗(yàn)臺(tái)架.針對(duì)整體試驗(yàn)中堆芯處的關(guān)鍵熱工水力過(guò)程進(jìn)行比例分析，確定堆芯模擬體設(shè)計(jì)所需滿足的相似準(zhǔn)則，并在綜合考慮加熱棒制造工藝參數(shù)等因素后，通過(guò)不同方案比較確定了ACME堆芯模擬體加熱棒參數(shù)及整體幾何排布方案.為在試驗(yàn)運(yùn)行過(guò)程中有效支撐加熱棒，采用了具有梅花孔支撐形式的支撐板，并通過(guò)阻力計(jì)算確定支撐板流通孔開孔結(jié)構(gòu)尺寸，以匹配臺(tái)架堆芯阻力設(shè)計(jì)要求.結(jié)果表明：ACME試驗(yàn)臺(tái)架堆芯模擬體的設(shè)計(jì)通過(guò)了加工制造、組裝、阻力測(cè)試和試驗(yàn)運(yùn)行各環(huán)節(jié)的驗(yàn)證，其設(shè)計(jì)滿足整體試驗(yàn)要求.

關(guān)鍵詞：反應(yīng)堆堆芯； 熱工水力； 整體試驗(yàn)； 比例分析； 支撐格架

符號(hào)說(shuō)明：

a——流通面積，m2

D——加熱棒直徑，m

dh,c——通道水力學(xué)直徑，m

f——沿程阻力系數(shù)

K——局部阻力系數(shù)

d——管道直徑

Fq——熱管因子

Gc——堆芯質(zhì)量通量，kg/(m2·s)

g——重力加速度，m/s2

hfg——汽化潛熱，kJ/kg

hsub——過(guò)冷度焓，kJ/kg

l——高度，m

qm——質(zhì)量流量，kg/s

N——加熱棒數(shù)量

PROD——加熱棒棒間距，m

P——堆芯總功率，kW

q″——熱流密度，kW/m2

ΔT——溫差，K

u——流速，m/s

V——體積，m3

Y——材料線膨脹系數(shù)

δ——支撐板厚度，m

ρ——密度，kg/m3

σ——表面張力，N/m

C——加熱棒接觸圓周方向總長(zhǎng)

下標(biāo)：

g——汽相

c——堆芯控制體

R——模型和原型之間的參數(shù)比例

通過(guò)比例化的反應(yīng)堆熱工水力整體試驗(yàn)臺(tái)架開展核電站小破口等各類事故模擬的試驗(yàn)研究已取得大量成果.試驗(yàn)結(jié)果廣泛應(yīng)用于相關(guān)安全分析程序及設(shè)計(jì)驗(yàn)證，并支持了核電站的安全評(píng)審.如美國(guó)西屋公司開發(fā)AP600/AP1000過(guò)程中所使用的3個(gè)整體試驗(yàn)臺(tái)架APEX[1]、SPES-2[2]和ROSA[3]，用于俄羅斯VVER堆型的PACTEL[4]，用于韓國(guó)APR1400所采用的ATLAS[5]以及其他多個(gè)整體性試驗(yàn)臺(tái)架.整體熱工水力試驗(yàn)不同于核電設(shè)備鑒定試驗(yàn)[6]，對(duì)于驗(yàn)證安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)具有重要意義.在引進(jìn)消化吸收AP1000技術(shù)的基礎(chǔ)上，我國(guó)自主研發(fā)了具有更高功率的核電站CAP1400，同樣采用了先進(jìn)的非能動(dòng)安全技術(shù).為支持其安全評(píng)審，特別設(shè)計(jì)了先進(jìn)堆芯冷卻機(jī)理試驗(yàn)(ACME)整體試驗(yàn)臺(tái)架，在該臺(tái)架上開展了多項(xiàng)小破口事故模擬，獲得的試驗(yàn)數(shù)據(jù)很好地驗(yàn)證了相關(guān)安全分析程序和系統(tǒng)設(shè)計(jì).

反應(yīng)堆熱工水力整體性試驗(yàn)的重要目的之一就是模擬事故情況下應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)帶走堆芯衰變熱的情況，驗(yàn)證系統(tǒng)是否能夠有效冷卻并淹沒(méi)堆芯.因此，堆芯模擬體是臺(tái)架的核心部件，其設(shè)計(jì)至關(guān)重要.在設(shè)計(jì)中不僅要保證基本的熱工水力相似性條件，還要考慮實(shí)際工程設(shè)計(jì)、制造安裝等一系列問(wèn)題，且必須確保在多次反復(fù)模擬事故的強(qiáng)烈瞬態(tài)工況條件下能夠長(zhǎng)期可靠運(yùn)行.這些因素都為堆芯模擬體的設(shè)計(jì)帶來(lái)了技術(shù)挑戰(zhàn).

筆者對(duì)ACME整體試驗(yàn)臺(tái)架堆芯模擬體設(shè)計(jì)中的關(guān)鍵技術(shù)進(jìn)行了分析和論證，明確了堆芯加熱棒設(shè)計(jì)參數(shù)及排布選取形式以及棒束支撐格架設(shè)計(jì)的關(guān)鍵問(wèn)題.通過(guò)設(shè)備加工制造、組裝以及系統(tǒng)調(diào)試運(yùn)行等各個(gè)環(huán)節(jié)的驗(yàn)證，證明ACME堆芯設(shè)計(jì)能夠滿足整體試驗(yàn)各方面的要求，為后續(xù)相關(guān)反應(yīng)堆熱工水力整體試驗(yàn)設(shè)計(jì)提供了可借鑒的技術(shù)經(jīng)驗(yàn).

1堆芯加熱棒參數(shù)及排布方案設(shè)計(jì)

1.1ACME試驗(yàn)臺(tái)架

ACME試驗(yàn)臺(tái)架是以1/3高度和1/94體積比例設(shè)計(jì)的CAP1400整體試驗(yàn)臺(tái)架，最高運(yùn)行壓力為9.2 MPa，用于模擬CAP1400小破口事故瞬態(tài)過(guò)程.整體試驗(yàn)系統(tǒng)的比例參數(shù)見表1.

表1　ACME試驗(yàn)臺(tái)架整體比例

CAP1400的整體試驗(yàn)臺(tái)架如圖1所示，ACME試驗(yàn)臺(tái)架完整地模擬了主回路系統(tǒng)(RCS)和非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)及其原型布置，其中一回路系統(tǒng)包含2個(gè)環(huán)路，每個(gè)環(huán)路包括1臺(tái)蒸汽發(fā)生器(SG)，2個(gè)主泵，2條冷管(CL)和1條熱管(HL)分別與SG和反應(yīng)堆壓力容器(RPV)相連，構(gòu)成一個(gè)一進(jìn)兩出的閉合回路.1臺(tái)穩(wěn)壓器(PZR)與1個(gè)環(huán)路的HL通過(guò)波動(dòng)管相連.非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)包括2個(gè)堆芯補(bǔ)水箱(CMT)、2個(gè)蓄壓安注箱(ACC)、安全殼內(nèi)換料水箱(IRWST)和置于IRWST內(nèi)的非能動(dòng)余熱排出熱交換器(PRHR).此外，利用臺(tái)架同樣模擬了原型系統(tǒng)的4級(jí)自動(dòng)降壓系統(tǒng)(ADS)，其中2列ADS-1-3與PZR頂部相連，2列ADS-4分別與2條HL相連.為研究長(zhǎng)期冷卻循環(huán)，還設(shè)有模擬原型地坑結(jié)構(gòu)的地坑水罐(SUMP).

圖1　ACME試驗(yàn)臺(tái)架RCS及PXS布置圖

作為核心部件的堆芯模擬體置于RPV內(nèi)，模擬事故條件下產(chǎn)生的衰變熱及堆芯內(nèi)的重要熱工水力現(xiàn)象.

1.2臺(tái)架堆芯設(shè)計(jì)相似準(zhǔn)則

原型核電站反應(yīng)堆堆芯由燃料組件、反應(yīng)性控制棒束組件等其他構(gòu)件組成，其結(jié)構(gòu)形式非常復(fù)雜.同時(shí)，整體試驗(yàn)所關(guān)注的僅為反應(yīng)堆熱工水力現(xiàn)象，完全不需要模擬堆芯具體的核反應(yīng)物理過(guò)程.因此，整體試驗(yàn)臺(tái)架堆芯模擬體的設(shè)計(jì)可大幅簡(jiǎn)化，燃料組件衰變熱通常采用電加熱棒組來(lái)模擬.

臺(tái)架堆芯設(shè)計(jì)首先要滿足整體性試驗(yàn)熱工水力現(xiàn)象相似的要求，相似準(zhǔn)則由重要現(xiàn)象分級(jí)表(PIRT)和比例分析來(lái)確定，已有廣泛研究和公認(rèn)的分析結(jié)果[2,7].根據(jù)比例分析結(jié)果，堆芯設(shè)計(jì)首先在基本的幾何尺寸(包括加熱長(zhǎng)度、流通面積、容積)上要與整體系統(tǒng)的比例(lR,AR及VR)保持一致，以滿足包括弛豫時(shí)間、Richardson數(shù)等在內(nèi)的一系列Pi值，此處不再贅述.除幾何相似外，堆芯流動(dòng)阻力也要相似，即：

(1)

堆芯功率應(yīng)滿足系統(tǒng)功率比[2,7]：

(2)

同時(shí)，當(dāng)加熱棒熱流密度超過(guò)臨界熱流密度(Critical Heat Flux，CHF)時(shí)將出現(xiàn)堆芯傳熱惡化，因此CHF也是需要重點(diǎn)關(guān)注的參數(shù)，其相似準(zhǔn)則數(shù)可以表示為.

(3)

式中:q″CRIT和q″c,ROD分別表示臨界熱流密度和加熱棒最大熱流密度.

關(guān)于臨界熱流密度的模型很多，對(duì)于非能動(dòng)安全系統(tǒng)而言，堆芯冷卻依靠自然循環(huán)、重力安注和再循環(huán)等過(guò)程實(shí)現(xiàn)，這些過(guò)程中堆芯流動(dòng)處于低流量下的緩變瞬態(tài)過(guò)程，因此如Reyes[1]建議，該條件下的CHF參數(shù)可由Katto提出的低流量?jī)上嘧匀谎h(huán)臨界熱流密度關(guān)系式表示：

(4)

(5)

式中:ρls為飽和液體密度;lc為堆芯長(zhǎng)度.

對(duì)于矩形布置的加熱棒，水力學(xué)直徑如下：

(6)

加熱棒最大熱流密度為：

(7)

將式(4)和式(7)代入式(3)，得到：

(8)

式(8)為堆芯加熱棒數(shù)量、直徑以及布置(P/D)設(shè)計(jì)提供了基本依據(jù).除滿足CHF相似準(zhǔn)則外，還需要綜合考慮堆芯幾何對(duì)稱性、加熱棒制造參數(shù)等.

1.3加熱棒參數(shù)及排布方案

在臺(tái)架系統(tǒng)比例及等物性模擬條件下，假定無(wú)過(guò)冷度的保守條件，式(8)可以簡(jiǎn)化為：

(9)

在ACME試驗(yàn)臺(tái)架堆芯設(shè)計(jì)過(guò)程中，為了更好地考慮保守性，軸向上采用如圖2所示的余弦功率分布形式，徑向上則功率展平.因此，其Fq確定為1.5.以系統(tǒng)幾何比例要求、式(9)以及CAP1400堆芯相關(guān)參數(shù)(見表2)作為計(jì)算條件，可以擬定出不同的臺(tái)架堆芯設(shè)計(jì)方案，包括不同的ACME堆芯加熱棒數(shù)量、直徑、P/D和堆芯流通結(jié)構(gòu)等參數(shù).

圖2　堆芯軸向功率分布

結(jié)合可選堆芯方案，對(duì)加熱棒供貨商進(jìn)行了詳細(xì)的產(chǎn)品參數(shù)調(diào)研，包括功率及其分布、尺寸、最大功率限值、最大熱流密度限值等重要參數(shù).在選定參數(shù)時(shí)還要保證試驗(yàn)所需最大運(yùn)行功率及熱流密度低于允許值，以獲得足夠的運(yùn)行安全裕度.綜合考慮各因素及成本，最終確定采用180根加熱棒的設(shè)計(jì)方案(表2).另外，為了測(cè)量堆芯溫度的空間分布，在堆芯中布置了9根多點(diǎn)熱電偶棒，堆芯整體布置情況如圖3所示.

2支撐格架設(shè)計(jì)

2.1支撐方案選取

實(shí)際核電站堆芯燃料組件在沿長(zhǎng)度方向上布置若干定位格架，作為棒束的支撐并具有攪混作用，不同組件具有不同結(jié)構(gòu)但都較為復(fù)雜[8].而在整體試驗(yàn)堆芯模擬體中，同樣需考慮在加熱棒長(zhǎng)度方向上的設(shè)計(jì)支撐結(jié)構(gòu)，一方面避免僅依靠加熱棒上下端頭固定而出現(xiàn)流體流動(dòng)對(duì)長(zhǎng)跨度加熱棒產(chǎn)生激蕩導(dǎo)致的棒體損壞，另一方面起到匹配模擬所需堆芯流動(dòng)阻力壓降的作用.由于臺(tái)架堆芯采用加熱棒組件，因此其支撐格架也可以具有較原型完全不同的形式.在設(shè)計(jì)過(guò)程中考慮了如圖4所示的3種支撐結(jié)構(gòu)：(1)圓孔支撐；(2)條帶支撐；(3)梅花孔支撐.

圖3　堆芯加熱棒布置

(a)圓孔支撐(b)條帶支撐(c)梅花孔支撐

圖43種加熱棒支撐結(jié)構(gòu)

Fig.4Three structures supporting the heater rod

圓孔支撐方案的優(yōu)勢(shì)在于設(shè)計(jì)、加工簡(jiǎn)單，但是圓孔支撐方案加熱棒與整個(gè)支撐孔圓內(nèi)周面接觸，可能導(dǎo)致出現(xiàn)傳熱惡化問(wèn)題.條帶支撐為APEX臺(tái)架所采用，但是APEX的加熱棒數(shù)量少、直徑大，對(duì)于支撐條帶的數(shù)量和組裝精度等要求低，條帶支撐對(duì)于ACME的多棒束及較小加熱棒直徑的堆芯方案并不適用，它直接帶來(lái)?xiàng)l帶制造、組裝和定位等方面的問(wèn)題，同時(shí)堆芯阻力調(diào)節(jié)手段不易實(shí)現(xiàn).通過(guò)對(duì)比最終確定借鑒核電站SG中U形傳熱管的支撐方式，采用梅花孔支撐方案，其優(yōu)勢(shì)在于加熱棒與支撐孔的接觸面積小，在起到支撐作用的同時(shí)不會(huì)帶來(lái)傳熱惡化問(wèn)題；通過(guò)設(shè)計(jì)合理的梅花孔和流水孔可以調(diào)節(jié)堆芯阻力；采用配鉆方式保證各支撐板上孔的同軸精度，避免安裝出現(xiàn)不同軸問(wèn)題.

2.2梅花支撐孔設(shè)計(jì)

2.2.1梅花支撐孔結(jié)構(gòu)尺寸

在確定梅花支撐孔幾何結(jié)構(gòu)和尺寸時(shí)，重點(diǎn)要考慮支撐要求，同時(shí)符合加工制造工藝.綜合考慮加熱棒加熱段的軸向長(zhǎng)度、整體系統(tǒng)比例和堆芯組件安裝等問(wèn)題后，確定臺(tái)架堆芯采用沿堆芯軸向高度均分的3層支撐板結(jié)構(gòu)，選定支撐板厚度為10 mm.對(duì)于外徑為11±0.05 mm的加熱棒，考慮實(shí)際安裝且起到有效支撐作用，梅花孔主孔的尺寸確定為11.2 mm，允許上偏差0.1 mm.為有效減小加熱棒與梅花支撐孔的接觸面積，梅花支撐孔直徑選定為6 mm，且通過(guò)上下倒角加工，將與加熱棒接觸部分的高度上下各減少3 mm，這樣在起到支撐作用的同時(shí)，大大減小了接觸面積.梅花支撐孔的結(jié)構(gòu)及尺寸要求見圖5.

單位： mm

圖5支撐板上梅花支撐孔的結(jié)構(gòu)尺寸

Fig.5Dimensional diagram of the quatrefoil hole on support plate

2.2.2梅花支撐孔對(duì)傳熱影響評(píng)估

根據(jù)梅花支撐孔尺寸，采用不考慮支撐面積的保守性條件，相應(yīng)的熱流密度為：

(10)

計(jì)算得到熱流密度為828 kW/m2，低于表1中加熱棒允許的最大熱流密度.此外，對(duì)低流速情況下的CHF進(jìn)行估算，由于CHF本身復(fù)雜，且計(jì)算關(guān)系式較多，采用與相似分析所用一致的Katto公式，對(duì)梅花孔結(jié)構(gòu)下的CHF進(jìn)行估算.經(jīng)過(guò)估算，在臺(tái)架正常低流量穩(wěn)態(tài)功率運(yùn)行情況下，臨界熱流密度仍高于1 MW/m2量級(jí)，大于加熱棒最大熱流密度，判斷不會(huì)發(fā)生CHF.

2.3流水孔布置及阻力計(jì)算

2.3.1流水孔布置

為使單根加熱棒周圍形成均勻的冷卻流量，在流水孔布置上，采用每加熱棒四周均布4個(gè)流水孔的設(shè)計(jì)方案.在180根加熱棒排布條件下共排布204個(gè)流水孔.最終設(shè)計(jì)的支撐板上的梅花支撐孔和流水孔的布置如圖6所示.

圖6　梅花孔支撐板總體結(jié)構(gòu)

2.3.2支撐板阻力計(jì)算

支撐板流水孔尺寸設(shè)計(jì)是實(shí)現(xiàn)堆芯阻力相似的重要手段，使其堆芯總體滿足式(1)的要求.將支撐板近似視為柵格板，參考阻力手冊(cè)中柵格板的阻力計(jì)算式[9]：

(11)

根據(jù)式(9)及原型堆芯阻力，確定了支撐板的流水孔直徑為19 mm.ACME堆芯格架阻力系數(shù)及測(cè)試結(jié)果見表3.

表3　ACME堆芯格架阻力系數(shù)

3加工制造及調(diào)試運(yùn)行

支撐板完全采用車床機(jī)加工，設(shè)計(jì)要求的加工精度和公差范圍精度均在機(jī)加工可控范圍內(nèi).為保證安裝時(shí)支撐孔的同軸精度，ACME堆芯的3塊支撐板與下堆芯板進(jìn)行支撐孔配鉆，之后進(jìn)行倒角、梅花瓣孔和流水孔等加工工序，一次性完成支撐板制造，未出現(xiàn)缺陷及返工等情況，并順利完成現(xiàn)場(chǎng)堆內(nèi)構(gòu)件組裝以及全部180根加熱棒的逐根插入安裝，安裝后的頂部俯視情況如圖7所示.

圖7　加熱棒安裝完成后的俯視照片

在系統(tǒng)阻力測(cè)試中，支撐板實(shí)測(cè)阻力系數(shù)高于設(shè)計(jì)值10%(見表3)，根據(jù)相似Pi值在0.5～2的要求[10]，偏差屬于可接受范圍.

試驗(yàn)過(guò)程中先進(jìn)行升溫升壓操作，使系統(tǒng)達(dá)到300 ℃和9.2 MPa的穩(wěn)定初始條件，之后觸發(fā)破口試驗(yàn).在破口試驗(yàn)瞬態(tài)中，系統(tǒng)壓力將從穩(wěn)態(tài)高壓參數(shù)降低至接近常壓，系統(tǒng)降溫可超過(guò)200 K，同時(shí)伴隨著堆芯內(nèi)的劇烈沸騰.目前，ACME試驗(yàn)臺(tái)架已經(jīng)完成數(shù)十項(xiàng)小破口試驗(yàn)任務(wù)，試驗(yàn)結(jié)果與預(yù)期及程序預(yù)測(cè)結(jié)果符合較好，驗(yàn)證了堆芯熱工水力設(shè)計(jì)的合理性.加熱棒在全部試驗(yàn)過(guò)程中工作良好，驗(yàn)證了支撐結(jié)構(gòu)的可靠性.

4結(jié)論

(1) 為了達(dá)到整體試驗(yàn)?zāi)康?，臺(tái)架堆芯模擬體的設(shè)計(jì)首先要滿足熱工水力相似準(zhǔn)則.ACME臺(tái)架堆芯設(shè)計(jì)方案由熱工水力相似準(zhǔn)則所確定，并綜合考慮幾何布置可行性、加熱棒參數(shù)、安全運(yùn)行余量、試驗(yàn)成本等因素后，最終比較確定.

(2) ACME試驗(yàn)臺(tái)架堆芯采用梅花孔支撐方式能夠?qū)崿F(xiàn)加熱棒的有效支撐，支撐板提供的阻力與試驗(yàn)所要求的堆芯阻力相匹配.

(3) ACME試驗(yàn)臺(tái)架堆芯模擬體整體設(shè)計(jì)通過(guò)了加工制造、調(diào)試運(yùn)行等各環(huán)節(jié)及各項(xiàng)性能試驗(yàn)的驗(yàn)證，可為后續(xù)反應(yīng)堆熱工水力試驗(yàn)相關(guān)設(shè)計(jì)提供借鑒.

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LIYuquan1,CHANGHuajian1,2,YEZishen1,2,CHENLian1,WANGHan1

(1.State Nuclear Power Research Institute, Beijing 102209, China; 2. Collaborative Innovation Center of Advanced Nuclear Energy Technology, Tsinghua University, Beijing 100084, China)

Abstract：To experimentally test the passive core cooling system of CAP1400 nuclear power unit, an integral test facility, called ACME, was designed and constructed as a 1/3 height scale model of CAP1400, based on which thermal hydrualic scaling analysis was conducted on the reactor core, so as to determine the similarity criteria for design of the core simulator matching the integral test facility, and to find the optimal design specifications and geometric arrangement of the heater rods contained in the ACME core simulator, by comparing different design schemes and comprehensively considering relevant manufacturing processes and engineering constraints. To support the heater rods against dynamic load induced by turbulent flow during test operation, support plates with quatrefoil supporting holes were designed and installed, where drain holes were also punched, and the dimension of drain holes was determined through resistance calculation, so as to meet the requirements of flow resistance similarity. Results show that the design of ACME core simulator has been successfully verified in processes of manufacturing, assembling, pressure drop calibration and test operation, indicating that the design of reactor core simulator can meet the requirements of integral effect test.

Key words：reactor core; thermalhydraulic; integral effect test; scaling analysis; support grid

文章編號(hào)：1674-7607(2016)03-0236-06

中圖分類號(hào)：TL33

文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A學(xué)科分類號(hào)：490.40

作者簡(jiǎn)介：李玉全(1978-)，男，遼寧蓋縣人，高級(jí)工程師，博士，研究方向?yàn)橄冗M(jìn)水冷反應(yīng)堆非能動(dòng)安全技術(shù)研究以及反應(yīng)堆熱工水力實(shí)驗(yàn)及分析.電話(Tel．)：010-56691177；E-mail: liyuquan@snptc.com.cn.

基金項(xiàng)目：大型先進(jìn)壓水堆重大專項(xiàng)資金資助項(xiàng)目(2011ZX06002-003)

收稿日期：2015-06-17