CAP1400核电站非能动堆芯冷却系统性能试验验证

CAP1400是我国在引进消化AP1000的基础上自主研发的大型非能动压水堆核电站,其安全系统采用非能动设计理念,由自然力/过程来驱动,在事故工况下执行安全功能时无需外部动力电源。相对于现有商用压水堆核电站采用的能动安全系统,非能动安全系统的设计原理发生了根本变化,两者的事故进程与物理现象也存在很大差异。此外,CAP1400较AP1000具有更高的堆芯功率,因此,CAP1400安全评审要求对非能动安全系统开展试验验证。本文对CAP1400非能动堆芯冷却系统性能验证试验台架ACME进行介绍。相比原有AP600/1000开展的试验,ACME台架的试验参数范围更广,测量更加精细。通过试验结果及分析,研究了非能动堆芯冷却系统的事故响应特性及关键物理现象,为CAP1400的安全评审及相关安全分析程序验证提供了重要的试验结果支撑。     

ACME台架全厂断电事故试验研究

为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展了试验研究,分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明：ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致,符合预期,试验再现了AP型非能动核电厂全厂断电的事故进程;在整个事故过程中,稳压器水位升高,但未发生满溢,非能动余热排出（PRHR）系统换热功率可与衰变功率达到平衡,堆芯余热可有效载出;堆芯补水箱（CMT）和安全壳内置换料水箱（IRWST）初始条件对非能动余热排出阶段的事故进程具有重要影响,在1列CMT投入失效或IRWST异常等不利初始条件下,模化后的非能动堆芯冷却系统(PXS)仍可满足事故验收准则。     

比例试验台架中的储热分析

在模拟原型电站事故瞬态的整体性能试验台架中,金属结构的储热问题直接影响台架的模拟范围和试验结果。基于传热基本理论建立了3种储热分析方法,进而对缩比试验台架中的储热问题进行深入分析,并应用集总参数法和积分功率法对我国正在建造的ACME台架压力容器储热释放的瞬态过程和积分平均总能量进行分析和评价。结果表明：3种储热分析方法的相似要求是逐渐减少的;缩比试验台架设计中,在满足整体自然循环现象相似的前提下,储热释放过程不能保证严格的相似;ACME台架压力容器壁面的储热,在快速降压瞬态过程中的早期阶段很快被释放出来,不会对系统的长期行为产生较大影响,且储热积分平均总能量的比例失真在可接受范围内。     

CAP1400 MSLB事故破口谱分析及极限工况瞬态分析

CAP1400核电厂与传统的"二代"核电厂区别较大。CAP1400反应堆在AP1000的基础上进行了一系列改进。采用RELAP5/MOD3.3程序建立CAP1400核电厂模型,对主蒸汽管道破裂事故的破口谱进行分析,结果表明,直到0.058m~2的蒸汽管道破口都不会触发反应堆停堆。对于0.059～0.105 m~2的蒸汽管道破口,反应堆由超功率△T信号触发停堆。对于0.106～0.15 m~2的蒸汽管道破口,反应堆由蒸汽管道低压力安注信号触发停堆。从DNB和燃料中心熔化保护角度考虑,极限工况是破口尺寸为超功率触发停堆的最大破口尺寸0.105 m~2。对极限工况的热工水力瞬态进行研究,分析堆芯流量、热流密度、温度、压力等关键参数随时间变化的趋势。采用VIPRE程序对DNBR进行计算,得到事故对应的最小DNBR为1.914,大于验收准则1. 45,表明CAP1400反应堆在主蒸汽管道破裂事故下安全可靠。     

非能动试验台架中CMT的比例分析及失真评价

堆芯补水箱（CMT）是AP1000非能动堆芯冷却系统中的关键设备,对其进行合理的比例分析对非能动整体性能试验台架的设计起着重要作用。采用H2TS比例分析方法对CMT的循环模式和排水模式进行比例分析,进而将得到的CMT重要过程的相似准则应用于我国正在设计建造的ACME台架的CMT比例设计,并对其特征 Π 群的比例失真度进行定量化计算。最后,对ACME台架的CMT进行比例失真原因分析和评价。结果表明,CMT循环阶段的主要过程能在ACME中得到较好的模拟,而在排水阶段由于ACME超比例的CMT金属质量引起的储冷问题导致蒸汽冷凝过程存在一定的失真,但综合分析认为ACME台架采用高压模拟方案能较好地复现原型电站CMT的重要现象和过程。     

ACME台架蒸汽发生器传热特性CFD研究

正以ACME台架的蒸汽发生器(SG)为研究对象,利用其试验数据,采用计算流体软件ANSYS CFX对ACME台架的蒸汽发生器一次侧分别为单相和两相流动的工况进行了数值研究,利用CFD方法实现了气液两相的流动和传热的模拟计算。首先采用单根直管进行试算,确定了两相计     

三维离散纵标程序在CAP1400核电厂堆内构件发热率计算中的应用

采用三维离散纵标(SN)方法程序TORT计算了CAP1400核电厂堆内构件发热率,并将计算结果与蒙特卡罗(MC)方法程序MCNP以及两维SN方法程序DORT计算结果进行比较。在针对反应堆模型进行屏蔽设计时,需求解固定源问题,应用西屋公司开发的SORCERY程序将pin by pin堆芯功率分布转换为三维源分布。由于CAP1400反应堆模型较大,固定源的制作会消耗大量的计算机硬件资源,同时也会超出SORCERY程序本身的计算规模限制,为此开发了外源制作辅助程序PSOR,使TORT程序适用于CAP1400等大规模工程问题的计算。     

CAP1400堆内构件流致振动试验研究与分析

针对CAP1400反应堆,采用1:6试验模型,在相匹配的水力模拟试验回路上完成了不同工况下的流致振动试验,获得了完整的试验数据,并对试验数据进行了详细分析和评价。结果表明,CAP1400堆内构件的设计对于流致振动是安全的,该结论为核安全评审提供了依据。     

CAP1400示范电厂气载放射性流出物模拟计算

CAP1400为我国自行研发的装机容量为140万kW的先进非能动三代核电机组。本文以高斯烟羽模型为基础,介绍了我国自行设计的CAP1400核电站正常运行工况下气载排出物的弥散模式。针对实际情况,计算中对模型进行了相关修正,如有效源高、干湿沉积、放射性衰减等,结合示范电厂石岛湾厂址的气象数据,采用C-AIRDOS程序对气载放射性核素的大气弥散因子、年均浓度分布和部分核素的地面沉积浓度进行了模拟计算。为了解CAP1400示范核电厂运行后对周边地区的辐射环境影响提供了参考信息。     

ADS-4空气-硼酸夹带试验研究

为研究真实工况下的ADS-4夹带现象,以CAP1400为原型按1∶1的比例设计搭建了FATE试验台架。硼酸溶液用来模拟反应堆堆芯中真实工况的流体。利用数据采集系统和高速摄像仪记录夹带过程,将所得的试验数据与纯水工况和已有的模型进行比较。结果表明：对于夹带起始和稳态夹带率,硼酸工况和纯水工况的试验结果与之前的模型均不同。硼酸工况和纯水工况的现象基本相似,弗劳德数随夹带起始液位的增加而减小。两者的夹带起始均有回滞效应,且自上而下的夹带起始更易发生。硼酸工况和纯水工况之间也存在着差异,这主要是由于两者的物理特性参数不同而造成的,尤其是密度和黏度的影响。     

ACME试验台架典型小破口工况试验及数值分析

对我国首个大型非能动堆芯冷却系统整体试验台架（ACME）中的典型小破口事故进行了试验及数值分析。分析结果表明：在ACME上开展的典型小破口试验,其事故序列及试验现象符合预期;RELAP5数值分析的主要结果能较好地反映试验现象,与试验结果吻合良好;堆芯棒束区相间摩擦模型的选用对堆芯坍塌液位的计算有较大影响,在不同阶段选用不同的模型可使计算结果更好地与试验值相匹配。     

ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

为研究先进非能动（AP）型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架（ACME）开展了非能动余热排出（PRHR）管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明,ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故（SBLOCA）进程基本一致,再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统（ADS）喷放阶段和安全壳内置换料水箱（IRWST）安注阶段的安全特性;在不同破口位置的试验中,非能动堆芯冷却系统（PXS）均可保证堆芯得到补水,堆芯活性区始终处于混合液位以下;破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统（RCS）初期降压速率、PRHR热交换器（HX）流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响,对堆芯补水箱（CMT）和蓄压安注箱（ACC）安注流量的影响较小。      

Scaling methodology for a reduced-height reduced-pressure integral test facility to investigate direct vessel injection line break SBLOCA

A scaling methodology for a small-scale integral test facility was investigated in order to analyze thermal-hydraulic phenomena during a DVI (direct vessel injection) line SBLOCA (small break loss-of-coolant accident) in an APR1400 (advanced power reactor 1400 MWe) pressurized water reactor. The test facility SNUF (Seoul National University Facility) was utilized as a reduced-height and reduced-pressure integral test loop. To determine suitable test conditions for simulating the prototype in the SNUF experiment, the energy scaling methodology was propose to scale the coolant mass inventory and the thermal power for a reduced-pressure condition. The energy scaling methodology was validated with a system code (MARS) analysis for an ideally scaled-down SNUF model and that predicted a reasonable transient of pressure and coolant inventory when compared to the prototype model. For the actually constructed SNUF, the effect of scaling distortions in the test facility's thermal power and the loop geometry was analytically investigated. To overcome the limitation of the thermal power supply in the facility, the convective heat transfer between primary and secondary systems at the steam generator U-tubes was excluded and a modified power curve was applied for simulating the core decay heat. From the code analysis results for the actual SNUF model, the application of the modified power curve did not affect the major events occurring during the transient condition. The results revealed that the scaling distortion in the actual SNUF geometry also did not strongly disturb significant thermal-hydraulic phenomena such as the downcomer seal clearing. Thus, with an adoption of the energy scaling methodology, the thermal-hydraulic phenomena observed in the SNUF experiment can be properly utilized in a safety analysis for a DVI line break SBLOCA in the APR1400.     

Analysis of Effect of SBLOCA before and behind Isolation Valve of PRHRS on Passive Reactor Core Cooling System

For the test process of small break loss of coolant accident (SBLOCA) of AP type nuclear power plant, there is a more consistent understanding at home and abroad. However, the influence of the same size of the break on the test process and passive core cooling system in different locations still needs further study. In this paper, a large passive core cooling integrated test facility ACME was used to study the break accident test conditions of passive residual heat removal system (PRHRS) before and behind the isolation valve, and the bottom break test of the cold pipe of core makeup tank (CMT) was used as the contrast condition. The test results show that the accident process of PRHRS before and behind the isolation valve is in accordance with the process of SBLOCA, the core is always in a good cooling statement and the safety of passive core cooling system is effectively verified. There is a certain impact on the accident process for the same break size and different break locations, and the location of the break has a key impact on the CMT level and safety injection flow. In contrast, the heat transfer of PRHRS equipment is also quite different. The heat transfer of cold pipe break and break behind the isolation valve is greater than break before the isolation valve, however, the flow and heat transfer mechanism of PRHRS heat exchange tube needs further study.     

PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析

对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系统（PRHRS）隔离阀前后破口事故试验工况研究,并以堆芯补水箱（CMT）侧冷管底部破口事故工况作为对比工况。试验结果表明：ACME开展的PRHRS隔离阀前后破口事故模拟工况事故进程符合典型SBLOCA进程,堆芯始终处在良好的冷却状态,非能动堆芯冷却系统的安全性得到有效验证;相同破口尺寸工况下,不同破口位置对事故进程有一定的影响,其中破口位置对CMT液位、安注流量的影响较为关键。对比工况中,PRHRS设备换热量也有较大不同,冷管破口和隔离阀后破口工况较隔离阀前破口工况换热量更大,但PRHRS换热管内部流动换热机理需进一步研究。     

AP1000核电厂自动泄压系统误启动事故计算

基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果进行了比较与分析。结果表明:AP1000核电厂的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生ADS阀门误启动事故后的安全性。     

CAP1400非能动堆芯冷却整体试验关键现象分析

在CAP1400小破口失水事故中,非能动堆芯冷却系统所有设备均投入,显现复杂且独特的物理现象,为验证设计和程序以及识别重要现象,开展了CAP1400非能动堆芯冷却系统性能试验。整体试验台架主要特征为：1∶3高度比、最大工作压力9.2 MPa、等压模拟。试验结果表明,在小破口失水事故中堆芯不裸露,试验过程中发现了冷管段分层流产生机制、安注箱排空后氮气注射及其影响以及压力容器下降段流体温度不均匀性等关键物理现象。最后利用RELAP5程序对整体试验关键现象进行了分析和验证。     

基于Relap5的ACME台架全厂断电整体试验数值分析

针对我国大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展的全厂断电（SBO）整体效应试验,利用Relap5程序进行了建模和数值模拟,并进行了参数的比对分析,结果表明:Relap5数值模型可较好地再现ACME台架SBO整体试验的主要事故进程,其事故序列、关键热工水力现象均与试验结果一致;对于堆芯与非能动余热排出换热器（PRHR HX）和堆芯补水箱（CMT）间的自然循环现象,Relap5计算的自然循环流量偏高,自然循环瞬态过程较试验过程偏快;对于主回路系统（RCS）瞬态压力和稳压器水位峰值,Relap5的计算结果是保守的,存在安全裕量。      

非能动安全壳冷却系统空气流道自然循环的比例分析与设计

在考虑建设试验台架经济性的前提下,缩小比例的单项和整体效应试验台架对研究和开发大型先进压水堆核电站及其分析验证程序都具有重要意义。非能动安全壳冷却系统（PCS）壳外空气流道内的自然循环在安全壳非能动冷却性能中发挥着重要的作用。本文从自然循环的数学模型出发,推导出了单项和整体效应试验台架的比例设计方法。在给定壳内热流密度的条件下,通过PCCSAP-3D程序对CAP1400非能动安全壳的2/5比例单项效应试验理想比例台架（ISF）进行模拟。结果表明,本比例分析与设计方法以及在降低高度台架上模拟自然循环是可行的。