CAP1400核電站非能動堆芯冷卻系統(tǒng)性能試驗驗證1）

常華健,李玉全,鐘 佳,房芳芳,石 洋,王 楠,張 鵬

(1.國核華清 (北京)核電技術(shù)研發(fā)中心有限公司,北京 102209;2.清華大學核能與新能源設計研究院,北京 100084)

大型先進壓水堆核電站CAP1400是在充分消化吸收AP1000[1]三代非能動核電技術(shù)的基礎上,通過增大堆芯容量、優(yōu)化總體技術(shù)參數(shù)和系統(tǒng)配置,在保證安全性不低于AP1000的前提下,提升經(jīng)濟性,從而開發(fā)出的具有自主知識產(chǎn)權(quán)的大型先進壓水堆核電站。圖1所示為CAP1400的堆芯應急冷卻系統(tǒng) (Passive Core Cooling System,PXS),每一個回路通過1條熱管和2條冷管將反應堆壓力容器和1臺蒸汽發(fā)生器連接,穩(wěn)壓器與其中一個回路的熱管相連接。非能動堆芯冷卻系統(tǒng)在發(fā)生設計基準事故(Design Basis Accident)下提供應急堆芯冷卻,為反應堆提供應急堆芯余熱排出,在喪失冷卻劑事故時為堆芯提供充分的冷卻[2]。PXS系統(tǒng)由非能動余熱排出換熱器及進出口管道,堆芯補水箱、蓄壓安注箱、安全殼內(nèi)置換料水箱及各水箱對應的安注管線組成。此外,還設置了自動降壓系統(tǒng)(Automatic Depressurization Sytem,ADS)來提供事故情況下的可控卸壓,自動降壓系統(tǒng)由四級降壓閥門組成,按閥門打開順序依次定義為ADS-1～4級。

圖1 CAP1400主回路及非能動堆芯冷卻系統(tǒng)Fig.1 RCSand PXS of CAP1400

CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)性能試驗是大型先進非能動電站開發(fā)的核心技術(shù),相關(guān)研究用來評價CAP1400設計安全性并驗證安全分析程序。為此,本文將對國內(nèi)首個大型先進非能動堆芯冷卻系統(tǒng)整體試驗臺架 (Advanced Core Cooling Mechanis m Experi ment,ACME)的參數(shù)選取、試驗目的、試驗內(nèi)容和臺架系統(tǒng)組成及典型試驗工況結(jié)果進行介紹。

1 參數(shù)選取

對于AP600,美國西屋公司和美國NRC采用了三個整體試驗臺架開展研究,意大利和日本的全高全壓SPES[3]及ROSA[4]臺架,美國的1/4高度降低壓力的APEX[5]臺架,對于AP1000,由于已有AP600的試驗結(jié)果作為基礎,主要利用改造后的APEX臺架開展了試驗[6]。

在充分借鑒APEX、SPES和ROSA臺架試驗技術(shù)及經(jīng)驗的基礎上,對于CAP1400,ACME試驗臺架采用了1/3高度比及10 MPa設計壓力的總體試驗方案,采用H2TS比例分析[7]方法進行比例設計。10 MPa設計壓力的方案省略了對初始過冷噴放階段的模擬,它利用非能動壓水堆與二代能動壓水堆在過冷噴放階段現(xiàn)象相同這一點,將關(guān)注點放在非能動設備動作的主要階段并采用等壓方式模擬。該方案的優(yōu)勢在于有效控制了全壓臺架 (如SPES、ROSA)的儲熱失真問題,避免了降壓臺架 (如APEX)不等物性模擬帶來的工質(zhì)物性失真問題,保證了在同一臺架上對非能動系統(tǒng)響應的全過程模擬,使得ACME與同類臺架相比,試驗范圍最寬,總體失真度最小[8]。CAP1400小破口失水事故 (Small Brenk Loss-of-cool ant Accident,SBLOCA)瞬態(tài)階段及各試驗臺架模擬覆蓋范圍如圖2所示。1/3的高度比例,減少了全高臺架的長徑比 (L/D)過大造成的過量的表面熱損失,同時臺架的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)階段及各試驗臺架試驗覆蓋范圍Fig.2 Overlooks of phases of SBLOCA transient and si mulation ranges of different facilities

2 試驗目的和內(nèi)容

ACME試驗臺架的主要目標是開展CAP1400核電廠小破口失水事故 (包括長期冷卻階段)下非能動堆芯冷卻系統(tǒng)性能試驗研究,評價不同破口條件和不同失效條件下非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的運行特性,認識高功率條件下多種非能動安全設備的相互作用機制,探索熱工水力現(xiàn)象與過程的復雜物理機理,為安全分析程序的驗證積累可靠的試驗數(shù)據(jù),為CAP1400核電廠設計通過安全審評提供試驗驗證保障。試驗工況包括以下幾類。

2.1 設計基準事故試驗

設計基準事故試驗工況研究冷段、熱段、壓力平衡管線雙端斷裂、直接安注管線雙端斷裂等位置發(fā)生破口事故后的系統(tǒng)響應,破口事故疊加有穩(wěn)壓器環(huán)路或無穩(wěn)壓器環(huán)路一個ADS第4級閥門失效的影響,破口尺寸敏感性 (破口尺寸范圍為1.5～20 c m),試驗的可重復性等。

2.2 非凝結(jié)氣體注射與否對非能動堆芯冷卻影響研究試驗

在冷段5 c m破口和熱段5 c m破口兩種事故條件下,安注箱注水即將結(jié)束時,隔離其注射管線,防止氮氣注入一回路系統(tǒng),研究沒有非凝結(jié)氣體注射與相應的有非凝結(jié)氣體注射工況的差別,研究氣體的注射量和分布,研究其對非能動堆芯冷卻性能的影響。

2.3 非能動堆芯冷卻魯棒性研究試驗

研究非能動堆芯冷卻是否有 “陡邊”效應,考慮調(diào)整ACME試驗裝置非能動堆芯冷卻系統(tǒng)相關(guān)注射管線阻力,驗證在此條件下CAP1400非能動堆芯冷卻是否能夠滿足事故緩解的要求,以研究CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的魯棒性。

2.4 超設計基準事故 (多重失效)試驗

超設計基準事故 (多重失效)試驗模擬典型冷段破口或DVI管線雙端斷裂兩種事故條件下兩個ADS第4級閥門失效、或ADS第1級到第3級閥門全部失效疊加一個ADS第4級閥門失效、或兩個CMT失效疊加一個ADS第4級閥門失效情況下的系統(tǒng)響應。

2.5 縱深防御系統(tǒng)運行對非能動堆芯冷卻系統(tǒng)運行的影響試驗

研究冷段5 c m破口和ADS誤觸發(fā)兩種事故條件下正常余熱期出系統(tǒng) (RNS)系統(tǒng)執(zhí)行補水功能對CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)運行的影響,驗證其RCS水裝量補給的縱深防御功能(如特定破口條件下,RNS系統(tǒng)運行可防止ADS第4級閥門的觸發(fā))。

3 系統(tǒng)組成

ACME試驗臺架的設計目的在于準確模擬原型電站小破口事故瞬態(tài)過程及重要的熱工水力現(xiàn)象,其結(jié)構(gòu)和布局與原型電站相同,包括完整的一回路系統(tǒng)、非能動堆芯冷卻系統(tǒng)以及主要的輔助系統(tǒng)。此外,ACME試驗系統(tǒng)還包括儀表測量和控制系統(tǒng),用于完成試驗裝置的事故序列觸發(fā)控制、數(shù)據(jù)測量及采集等功能。

ACME一回路系統(tǒng)結(jié)構(gòu)與CAP1400相同,由兩條與反應堆壓力容器 (RPV)相連的環(huán)路組成,每條環(huán)路包括一臺蒸汽發(fā)生器、兩臺主泵以及一根熱管段、兩根冷管段,共同組成冷卻劑閉式循環(huán)回路。另外,系統(tǒng)還包括穩(wěn)壓器及其與熱段相連的波動管線。其流程見圖3。

ACME的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)與CAP1400相同,該系統(tǒng)包括:1)非能動余熱排出系統(tǒng),用于事故初期堆芯余熱的應急排出;2)非能動安注系統(tǒng),在失水事故下向堆芯提供應急冷卻水,該系統(tǒng)由CMT、ACC、IRWST以及安注管線組成,實現(xiàn)高壓、中壓、低壓安注;3)自動降壓系統(tǒng),該系統(tǒng)由4級ADS組成,其中1～3級位于PZR頂部,第4級位于熱管段頂部。PXS流程見圖4。

圖4 ACME非能動堆芯冷卻系統(tǒng)Fig.4 PXS of ACME

ACME的輔助系統(tǒng)與CAP1400的輔助系統(tǒng)有所不同,它的首要功能是維持試驗系統(tǒng)正常運行,包括:主給水及主蒸汽系統(tǒng)、化容系統(tǒng)(CVS)、正常余熱排出系統(tǒng) (RNS)、水凈化系統(tǒng)、凝水回水系統(tǒng)、排水排氣系統(tǒng)以及主泵軸封冷卻系統(tǒng)。另外,RNS泵還提供系統(tǒng)初始充水功能,CVS泵提供試驗啟動時高壓條件下的充水功能。其中,RNS系統(tǒng)的設計還保留有在小破口失水事故條件下的縱深防御作用,在特定破口條件下,RNS系統(tǒng)的運行可防止ADS系統(tǒng)的觸發(fā),驗證設計的縱深防御功能。

ACME的儀表測量及控制系統(tǒng)是專為試驗系統(tǒng)設計的,不僅要保證系統(tǒng)按照準確的觸發(fā)邏輯運行,更重要的是要保證系統(tǒng)獲得完整可靠的試驗數(shù)據(jù)。該系統(tǒng)包括:破口及ADS分離測量系統(tǒng) (BA MS)、測量儀表系統(tǒng)、數(shù)據(jù)采集系統(tǒng)(DAS)、控制系統(tǒng)以及安全保護系統(tǒng)。其中破口分離測量系統(tǒng)是針對破口及ADS汽液流量分離測量的裝置;測量儀表可進行包括溫度、流量、液位、壓力及重量等熱工水力參數(shù)的測量,共有1000多個測點;數(shù)據(jù)采集 (DAS)系統(tǒng)負責將多通道儀表采集的數(shù)據(jù)按要求錄入數(shù)據(jù)庫;控制系統(tǒng)根據(jù)試驗邏輯序列和輸入信號,實現(xiàn)設備觸發(fā)和動作,以及試驗運行狀態(tài)的監(jiān)控;保護系統(tǒng)保障設備及工作人員在試驗運行狀態(tài)下的安全。

以上四個基本子系統(tǒng)構(gòu)成了ACME整體試驗臺架系統(tǒng),提供完整的CAP1400小破口事故模擬試驗功能。ACME試驗臺架整體概貌見圖5。

圖5 ACME臺架概貌Fig.5 Overlooks of ACME

4 典型試驗工況

典型的5 c m小破口的主要試驗結(jié)果如圖6所示。

圖6(a)所示為系統(tǒng)壓力,0時刻破口發(fā)生,系統(tǒng)快速降壓,同時主泵惰轉(zhuǎn),PXS系統(tǒng)投入。隨著過冷度的減小和主泵停止惰轉(zhuǎn),系統(tǒng)降壓曲線變緩,出現(xiàn)了一個明顯的壓力平臺,進入非能動余熱載出階段,ADS閥門的相繼開啟使系統(tǒng)持續(xù)降壓,最終系統(tǒng)壓力基本維持恒定。圖6(b)所示為安注流量,非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的設計中,CMT、ACC和IRWST設備內(nèi)的冷卻劑分別來提供高、中、低壓階段下的堆芯補水,其設備內(nèi)冷卻劑通過安注管線進入反應堆壓力容器。S信號觸發(fā)CMT安注管線上隔離閥打開,CMT內(nèi)冷卻水先后經(jīng)歷循環(huán)模式、排水模式為RPV補水。系統(tǒng)壓力下降至低于ACC內(nèi)蓄壓壓力時,ACC安注開始,在壓差作用下,ACC有較大的安注流量,并對CMT的安注流量起到一定的阻滯作用。當主系統(tǒng)壓力降至低于IRWST內(nèi)水柱壓頭時,IRWST內(nèi)大量冷卻劑通過重力作用流入反應堆壓力容器,為堆芯提供長時間的冷卻。圖6(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的補水液位有所保持,而ADS閥門的打開使液位進一步下降,直到IRWST內(nèi)流體注入,液位開始緩慢上升,后達到一個穩(wěn)定值。試驗中堆芯混合液位一直處于堆芯活性區(qū)之上。

圖6 冷段底部5 c m破口試驗結(jié)果Fig.6 ACME CL botto m 5 c m SBLOCA test results

通過試驗,說明在小破口事故試驗中,PXS系統(tǒng)能夠按預期動作,系統(tǒng)壓力有序降低,堆芯得到充分的冷卻。

5 結(jié) 論

為了驗證非能動壓水堆核電站CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的安全性,在AP600及AP1000試驗的基礎上,針對CAP1400的PXS開展了PXS整體性試驗 (ACME)。ACME試驗臺架采用了獨特的10 MPa及1/3高度的設計比例,實現(xiàn)了對于CAP1400小破口事故下自然循環(huán)及之后階段的完整的等壓模擬,為事故瞬態(tài)分析與預測、PXS性能驗證提供了試驗結(jié)果。ACME臺架的結(jié)構(gòu)和布局與原型電站相同,包括完整的一回路系統(tǒng)、非能動堆芯冷卻系統(tǒng)以及主要的輔助系統(tǒng)。此外,ACME試驗系統(tǒng)還包括儀表測量和控制系統(tǒng),用于完成試驗裝置的事故序列觸發(fā)控制、數(shù)據(jù)測量及采集等功能。典型小破口事故試驗中,ACME臺架的PXS系統(tǒng)能夠按預期動作,系統(tǒng)壓力有序降低,堆芯得到充分的冷卻。ACME臺架的試驗結(jié)果有效支撐了CAP1400的安全評審,并為程序驗證提供了數(shù)據(jù)支撐。