AP1000非能动堆芯冷却系统测试实验及评估

郑向阳，孙培伟，吴 晗，詹佳硕，*

（1.环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082；2.西安交通大学，西安 710049）

AP1000非能动堆芯冷却系统测试实验及评估

郑向阳1，孙培伟2，吴 晗1，詹佳硕1，*

（1.环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082；2.西安交通大学，西安 710049）

反应堆堆芯冷却系统是核电厂安全分析的重要内容，新设计的电厂必须通过实验验证其事故工况下保持堆芯覆盖和导出热量的可靠性。本文详细介绍了AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统的测试实验和美国核管会（NRC）的评估结果。

AP1000；堆芯冷却系统；测试实验；评估

压水堆核电厂发生大破口丧失冷却剂事故（LBLOCA）后，由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆-水反应等机制会产生大量氢气，释放的氢气将通过主回路压力边界的破口处释放到安全壳中［1，2］，在一定的条件下有发生爆炸的危险，严重威胁到核电厂的安全。北京时间2011年3月11日，日本本州东海岸附近海域发生里氏9.0急地震。地震及其所致的大规模海啸，引发了日本第一核电厂核泄漏事故，导致了大量放射性物质外泄，对环境造成了严重的污染［3，4］。目前，我国在役核电厂主要是大型压水堆，在未来的数十年里还将大量建造压水堆核电厂，其中发展AP1000核电机组已被确定为我国核电厂的主要技术路线［5］。

美国西屋公司运用目前运行核电厂的安全分析结果，研究目前运行核电厂的运行经验，识别、评价运行核电厂的薄弱环节，并引入新的特殊的先进设计理念和设施，在AP600基础上设计出了AP1000核电技术［6］。AP1000核电技术采用非能动安全系统在常规余热排除系统不可用时排出堆芯余热。它包括非能动余热排出系统（PRHR），堆芯补水箱（CMT）、自动降压系统（ADS）、安注箱（ACC）和安全壳内换料水箱（IRWST），如图1所示［7］。根据美国联邦法规规定“采用简化、固有、非能动或者其它创新性方法实现核电站安全功能的标准设计”必须至少满足：每个安全部件的性能及安全部件之间的相互依赖效应必须通过分析、适当的测试、经验或这些方法的组合进行证明是可以接受的，而且具有足够的、涵盖正常运行工况、瞬态和特定事故序列范围的数据以评估安全分析的工具［8］。为此，西屋公司及美国核管会在若干实验台架上开展了大量实验以验证AP1000非能动堆芯冷却系统满足美国核管会要求，从而证明AP1000设计的可靠性和成熟性［8］。这些实验包括验证某一物理现象或者部件性能的单项实验和验证系统性能及其相互间依赖的综合实验，见表1。

图1 AP1000非能动堆芯冷却系统Fig.1 AP1000 passive safety cooling system

表1 AP600的验证实验Tab le 1 Testing of AP600

1 AP1000非能动堆芯冷却系统单项实验

非能动堆芯冷却系统评价的主要方法是通过比例验证AP600实验数据对AP1000的适用性。

堆芯补水箱单项实验研究了有或没有不可冷凝气体时堆芯补水箱壁面的蒸汽冷凝现象，蒸汽注入到冷水时的混合、冷凝行为和堆芯补水箱排水情况（小破口丧失冷却剂事故（SBLOCA）或大破口丧失冷却剂事故时可能出现）、系统压力变化对排水的影响及再循环时堆芯补水箱内的温度变化。这些实验非常接近非丧失冷却剂事故（LOCA）瞬态和大多数小破口丧失冷却剂事故时堆芯补水箱的预计状态。美国核管会确定西屋测试程序可获得AP600堆芯补水箱大多数运行范围内的数据，并说明了AP600现象鉴定与分级表中“重要”的现象，美国核管会的比例分析表明与AP1000堆芯补水箱流动和传热有关的关键无量纲π群参数仍然是可以接受的，认为堆芯补水箱实验对AP1000设计仍然是可以接受的。

图2 堆芯补水箱试验流程图［9］Fig.2 Test flow chart of CMT［9］

自动降压系统实验主要研究安全壳内置换料水箱中自动降压系统喷淋器的能力、降压管线的热工水力行为，并确定其对安全壳内置换料水箱结构的动态影响，包括冷凝、热力分层和冷凝对水箱壁的压力载荷。美国核管会认为西屋的测试矩阵足以涵盖AP600中预期的运行状况，对AP600设计是可接受的。且适宜代表AP1000设计中的状况。因此美国核管会认为AP600自动降压实验结果同样适用于AP1000设计。自动降压系统-4级的测试将在综合实验中进行。

非能动余热排出系统传热管单项效应传热管由三根垂直304不锈钢管组成。美国核管会关注焦点之一是3根直传热管试验数据对全尺寸C型管的适用性。为此，美国核管会在日本的ROSA台架［9］上进行了确认性实验，并向西屋提供实验一段时间内非能动余热排出系统传热管入口的流量和温度、安全壳换料水箱的温度曲线等数据，要求西屋“盲”算非能动余热排出系统出口的温度和传热管在长度方向上若干地方的温度。计算结果很好地预测了ROSA-IV的实验数据。美国核管会也采用西屋的传热关系式进行验证性计算，计算结果与西屋一致，由此，美国核管会断定非能动余热排出系统试验的传热管模型合理地估算了非能动余热排出系统传热管出口温度，基于直管的传热关联式适合于分析C型管非能动余热排出系统传热管。传热管实验的另一个焦点是管外表面是否会出现汽膜覆盖使传热恶化。西屋分析了非能动余热排出系统传热管的性能，认为不太可能出现汽膜覆盖。而且在APEX和SPES-2台架的实验中并没有观察到非能动余热排出系统传热管上出现汽膜覆盖现象。在ROSA台架上模拟全厂断电和12.7mm小破口丧失冷却剂事故的确认性试验中也没有观察到汽膜覆盖现象。因此美国核管会认为非能动余热排出系统测试程序实现了其目的并满足联邦法规的规定要求。

图3 ROSA-IV台架示意图［9］Fig.3 Diagram of ROSA-IV［9］

AP1000非能动余热排出系统传热管相对AP600传热管阻力减小，水平长度增加使传热面积增加了22%。在AP1000评审中，同样担心是非能动余热排出系统传热管顶部水平传热管外表面发生剧烈沸腾被汽膜覆盖，造成传热恶化。西屋开展了非能动余热排出系统传热管的热流密度与临界热流密度的裕度分析，结果显示AP1000非能动余热排出系统预计运行状态的传热管外部热流密度值远低于临界热流密度限制，这些数值都包括在AP600综合实验的强制流动实验中，美国核管会据此推断无需进行额外的实验，估算非能动余热排出系统传热软件是由综合实验数据验证的、可接受的传热管传热关系式。

2 AP1000非能动堆芯冷却系统综合实验

综合实验是为了验证非能动安全系统之间的相互依赖效应。西屋在APEX-600［10］和SPES-2台架［9，12］上进行了 AP600的综合性能试验。AP600的实验都是基于小破口丧失冷却剂事故瞬态的，这是因为小破口丧失冷却剂事故瞬态包括了一个很广范围的热工水力行为，利用了非能动堆芯冷却系统的所有安全特性。在AP1000设计中，西屋采用双向分层比例（H2TS）分析方法［12］论证了AP600实验数据对AP1000设计的适用性。美国核管会对此进行了评估，并在ROSA-IV台架上进行了确认性实验以验证西屋实验中可能存在的失真现象，认为AP600的实验数据涵盖了AP1000的重要热工水力过程和现象，但也存在一些失真。

2.1 低压和长期冷却阶段的测试

低压和长期冷却阶段实验是在1/4高度、低温低压的APEX-600台架上展开。其目标是获得系统的数据以验证AP600安全分析的计算程序，特别是小破口丧失冷却剂事故时的低压和长期冷却行为。

APEX-600的大多数实验都是模拟AP600设计基准事故，主要是冷却剂系统不同位置出现不同尺寸的小破口丧失冷却剂事故，破口位置分布于冷段，热段、堆芯补水箱压力平衡管线及直接压力容器注入管线，破口尺寸在从12.7mm到约203mm的范围内。所有实验都在环路完全降压之后持续一段时间以研究系统在安全壳内换料水箱注入、安全壳内换料水箱向地坑注入转变及从模拟地坑取水的长期再循环冷却阶段的热工水力行为。

美国核管会认为APEX-600测试矩阵提供了足够的破口尺寸范围和位置以说明AP600PIRT中确定的和系统相关的现象。西屋解释了自动降压系统阀门尺寸失真和震荡等问题。美国核管会没有发现对实验程序的正确性和适用性提出质疑的重要现象。

图4 APEX布置图Fig.4 Layoutof APEX

2.2 高压喷放阶段的实验

西屋在位于意大利SPES-2台架开展了高压喷放阶段的实验，该台架是1/395体积比、全高度、高温高压的综合实验台架。主要关注事故初期（原型的压力和温度，满功率情况下）到安全壳内换料水箱建立稳定注入阶段的系统行为［13］。测试模矩阵包括冷段出现25mm倍数的小破口丧失冷却剂事故到直接注入管线或堆芯补水箱平衡管线出现双端断裂事故。此外还模拟了非丧失冷却剂事故瞬态，包括单个蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）和主蒸汽管道破裂。美国核管会认为SPES-2存在若干失真，如每个环路只有一个主泵、SPES-2是外部管道下降段、表面积－体积比比AP600大得多。美国核管会评估了这些失真的影响，认为主要的设计失真都是可接受的。

美国核管会确认测试矩阵涵盖了足够范围的小破口丧失冷却剂事故破口尺寸和位置，对SGTR和主蒸汽管道破裂的模拟也是恰当的，特别是将系统压力和温度高到APEX-600测试工况之外时。美国核管会还在ROSA-IV上独立开展了验证试验［14］。

图5 SPES-2示意图Fig.5 Diagram of SPES-2

2.3 AP600综合实验对AP1000设计的适用性分析

APEX-600和SPES-2实验都是用于验证AP600设计的程序和设计认证，其对AP1000是否适用，需要进一步分析。为此，西屋公司对小破口丧失冷却剂事故瞬态过程开展了系统层次的自上而下和对重要局部过程和现象自下而上的分析，美国核管会对这些分析进行了评估并独立开展了自上而下和自下而上的比例分析。对西屋的比例分析评估中，美国核管会认为APEX-600台架不能很好地等效AP1000自然循环阶段、自动降压系统-1，2，3级喷放阶段，而可以较好的等效安全壳内换料水箱和地坑注入阶段；自动降压系统-4级次临界喷放时，SPES-2因出口通道过大而失真，不能很好地等效AP1000设计安全壳内换料水箱注入和地坑注入阶段。这是正常的，因为APEX-600台架和SPES-2台架分别只用于对小破口丧失冷却剂事故低压和高压阶段的系统响应进行模拟。美国核管会对西屋自下而上比例分析中采用的初始夹带关联式的适用性、是否考虑了液体夹带的粘性和液体表面张力等问题存在不一致看法。

美国核管会的独立评估采用了爱达荷国家工程实验室（INEL）评估AP600标准设计时的方法。认为自动降压系统-4高压喷放前的阶段采用SPES-2实验数据验证程序是可接受的，而APEX-600只有在转换到安全壳内换料水箱注入之后的时间才是可接受的。这和西屋认为APEX-600台架在自动降压系统-4向安全壳内换料水箱转变期间的临界流时可以合理地等效AP1000设计的结论是相冲突的。美国核管会独立的、自下而上的比例分析发现综合实验的数据不足以验证AP1000设计中的液体夹带和输送程序。AP1000热管中的夹带和向自动降压系统分支管的输送比AP600或APEX-600大很多。热管与分支管的直径比显著地大于初始夹带份额关联式的使用范围，而且没有任何一个AP600综合实验合适地等效了上腔室到上堆芯板的夹带。

2.4 存在问题的进一步试验

美国核管会发现APEX-600的测试数据不适宜验证AP1000上腔室、热段和自动降压系统-4中的液体夹带计算程序。为此，西屋改造了APEX-600台架以更准确的表现AP1000设计。重新设计了APEX的上堆芯板和上腔室以改善上腔室夹带和上堆芯板的溢出，以说明AP1000和AP600的不同。表2为APEX针对AP1000所作的改进（APEX-1000）。

表2 APEX针对AP1000所作的改进Table2 Im provem ent of APEX aim ed at AP1000

APEX-1000的一个重点是对上腔室夹带的估计。上腔室被当做一个单独的区域，进行了自上而下和自下而上的层级分析。比例分析还评估了APEX-1000上腔室夹带与上腔室水位函数关系可能存在的失真。美国核管会完成了对APEX-1000测试数据的独立分析，认为Kataoka-Ishii关系式［15］合理的表达了上腔室夹带的过程，适合于比例分析，该结论得到了APEX-1000台架实验数据的支持。

美国核管会将小破口丧失冷却剂事故瞬态划分为相继的5个过程，并独立重复了自上而下的分析和自下而上的过程比例分析。在最关注的自动降压系统-4级喷放和安全壳内换料水箱注入阶段，美国核管会采用爱达荷国家工程实验室自上而下的比例方法对APEX进行了评估，结果表明APEX-1000台架合适地等效了该阶段的AP1000电厂。

图6 AP1000典型小破口事故瞬态Fig.6 Transientof SBLOCA in AP1000

美国核管会评估了受APEX-1000改进影响的若干过程自下而上的比例分析。因为从稳压器向热段的排水及其水量对自动降压系统-4管道相关的两相阻力贡献很重要，美国核管会采用了保持稳压器的排水行为一致的方法，认为该比例方法对APEX-1000是合适的。对热管的夹带的分析缺乏合适的相分离关联式，用OSUATLATS实验台架［16］上的测试数据对热段夹带进行的评估表明APEX-1000台架恰当地比例了AP1000设计。

美国核管会的最终有以下结论：APEX-1000测试程序确认了自动降压系统-4开启之后重要的夹带现象和向自动降压系统-4的输水。尽管测试显示堆芯裸露和加热的裕度小于APEX-600，但在APEX-1000设计基准实验中没有观察到堆芯裸露或包壳升温。自动降压系统-4四个阀门中的两个失效会导致堆芯裸露和包壳升温。直接注入管线双端断裂且非稳压器侧自动降压系统-4阀门单一失效时，在一个很长的时间，压力容器不能获得非能动安全注入。

3 总结与展望

西屋公司对AP600堆芯冷却系统的主要部件堆芯补水箱、自动降压系统和非能动余热排出系统开展了大量的单项实验，系统各部件间的相互影响也在APEX-600和SPES-2实验台架上进行了验证和分析，获得了范围广泛的、可用于程序验证的实验数据，在AP1000设计中，西屋采用H2TS比例方法论证了这些数据覆盖了AP1000可能出现的热工水力状况，可用于AP1000的设计认证中。美国核管会评估了这些实验和数据，对一些关键问题进行了确认性实验或计算，并采用比例分析方法对AP600实验数据是否适合于AP1000进行了单独的论证，最终认为AP1000非能动堆芯冷却系统设计满足美国联邦法规的规定，是成熟可靠的。

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AP1000Reactor PassiveCoreCooling System Testing and Evaluation

ZHENGXiangyang1，SUNPeiwei2，WUHan1，ZHAN Jiashuo1，*
（1.Nuclearand Radiation SafetyCenter，MEP，Beijing100082，China；2.Xi’an JiaotongUniversity，Xi’an 710049，China）

Reactor Core Cooling System is an important part of nuclear power plant safety analysis.The new ly designed plant should verify its reliability ofmaintaining core covering and heat removal at event condition.This paper detailedly introduced the testing of passive core cooling system of AP1000 plantand itsevaluation resultby American Nuclear Regulatory Comm ission.

AP1000；core cooling dystem；testing；evaluation

TL36

：A

：1672-5360（2015）04-0053-05

2013-07-12

2015-08-07

国家自然科学基金资助项目，项目编号11405126

郑向阳（1980—），男，湖北英山人，工程师，现主要从事核与辐射安全监管能力建设、核安全规划研究工作

*通讯作者：詹佳硕，E-mail：zhanjiashuo@chinansc.cn