CAP1400熔融物堆内滞留试验验证研究1）

胡 腾,常华健,2,薛艳芳∗,赵宇峰,杨 胜,陆 维,张 明,张 祥,张 鹏

(1.国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司,北京102200;2.清华大学核能与新能源技术研究,北京 100084)

熔融物堆内滞留是先进反应堆中十分重要的严重事故缓解措施之一。压力容器下封头外部冷却(Exter nal Reactor Vessel Cooling,ERVC)是实现堆内熔融物滞留的有效方式[1-4]。对于CAP1400核电站,在严重事故工况下,如图1所示,安全壳内置换料水箱的水排放至堆腔,淹没压力容器,水通过保温层底部入口进入压力容器外壁面和压力容器保温层之间的流道,带走压力容器下封头内的堆芯熔融物衰变热,当熔融物作用于压力容器下封头的热流密度小于压力容器外壁面对应位置处的临界热通量时,就可保证压力容器外表面维持低温、具有承压和承重等能力,维持压力容器的完整性,实现熔融物压力容器内滞留。因此临界热通量决定了ERVC的冷却能力限制,与压力容器完整性息息相关。

针对策略有效性的评估已开展过较多试验研究,如ULPU系列试验[5-6]、SULTAN试验[7]、SBLB试验[8-9]等。相关研究结果揭示了特定条件下压力容器下封头外壁面CHF的变化规律,也为相应堆型IVR措施的验证提供了数据支撑。但上述研究并未完全反应实际IVR-ERVC工况下加热表面材料及冷却介质水化学特性等因素对CHF的影响。此外,CAP1400由于熔融池热流密度增加,压力容器尺寸与保温层流道结构较AP1000也有所不同。因此需要针对CAP1400IVRERVC策略中的临界热通量重新开展试验研究。针对CAP1400熔融物堆内滞留 (IVR)中提高临界热通量关键因素开展了试验研究,本论文主要对试验装置的设计特点、主要技术参数和试验结果进行介绍。

图1 熔融物堆内滞留 (IVR)系统示意图Fig.1 Schematic of In-vessel retention strategy

1 提高临界热通量关键因素试验装置

提高临界热通量关键因素试验装置首次实现了采用压力容器表面真实材料SA508Ⅲ钢作为加热段的大型工程性ERVC-CHF试验,试验工质采用了去离子水、自来水以及包络核电厂严重事故工况下的真实化学水溶液,试验的最大热流密度为2.4 MW/m2,可用于开展CAP1400 IVRERVC关键影响因素试验研究和工程性试验验证[10-12]。

热通量试验装置如图2所示,该装置以CAP1400 IVR系统原型为参照,建立了二维全尺寸、全堆腔液位高度试验平台。试验系统包括主回路系统和辅助系统。主回路系统是整个试验系统的核心,包括预热水箱、试验本体、循环泵以及高位水箱等组成。辅助系统由冷却与冷凝系统、预加热系统、供水配药系统、测量与控制系统等组成。试验本体是主回路系统的核心设备如图3所示,采用二维切片式设计,由加热块、流道侧板、流道底板形成试验流道,模拟反应堆压力容器外表面与保温层之间的流道间隙。试验段采用了压力容器下封头全角度的1/3(即30°)的弧形试验段代替全角度试验段,通过旋转,可实现0°～90°各角度的CHF测试,为保证试验段测点位置处的含气率、主流过冷度与原型相同,在试验段前增加有预热段,对上游进行加热。

图2 FIRM试验装置Fig.2 Sche matic diagra m of FIRM facility

为了研究压力容器真实表面材料对CHF的影响,在FIRM试验台架中采用了紫铜-SA508 Gr3.Cl.1钢复合材料制成的试验段加热块如图4所示。由于钢的热阻较常用的加热块材料 (如铜或铝等)高,实现真实表面材料的模拟是最困难的技术难点之一,特别是对于高热流密度的试验段设计,本研究通过爆炸焊接工艺获得,其中钢层厚度为2.5 mm。在FIRM试验台架中,堆芯熔融物衰变热由加热块中的铠装加热棒提供的热量模拟。试验段共安装有340根铠装加热棒,能为加热表面提供最高可达2.4 MW/m2的热流密度。加热块共分为29个独立的加热区,其中10个为备用加热区,以模拟熔池热流密度形状分布。为监测加热块表面的CHF行为,试验段加热块表面附近安装有两排热电偶,其中第1排距离换热面5 mm,每根热电偶间隔3°;第2排距离换热面12 mm,每根热电偶间隔1°。具体试验设计参数见表1所示。

图3 试验段本体结构图Fig.3 Schematic diagra m of test section

图4 试验段加热块照片Fig.4 Image of heating block of test section

表1 试验台架主要参数Table 1 Main design parameters of experi ment

续表

2 试验结果与讨论

提高临界热通量关键因素试验围绕CAP1400实现IVR的压力容器外部冷却技术,设计、建立二维切片形式的试验台架,通过试验来分析水化学特性和压力容器外表面特性等关键因素对ERVC过程沸腾换热及CHF特性的影响规律,以充分挖掘ERVC过程传热能力的潜力,为相关的安全评审提供技术支持。研究的关键参数主要包括材料表面特性、冷却介质水化学特性和关键流动参数 (如流量和过冷度),具体试验工况矩阵见表2。

表2 试验工况Table 2 Experi ment conditions

图5对比分析了在去离子水工况条件下不同表面材料对ERVC过程沸腾换热CHF的影响,相比于铜 (ULPU-Ⅲ)表面,本试验SA508 Gr.3 Cl.1钢作为表面材料能够显著提高CHF,尤其在高角度 (81°)即可能存在热聚焦效应的位置,真实表面材料下的CHF较铜提高了32.1%。通过试验结束后对试验段加热表面的观察和测试,解释了CHF值的增大与加热后表面材料状态改变有关。在去离子水试验工质条件下,真实材料 (SA508 Gr.3 Cl.1钢)作为加热面的表面会产生黑色的氧化物-Fe4O3,其作为磁性纳米颗粒对于表面CHF有显著增强效应。

图5 表面材料对CHF的影响Fig.5 Influence of surface material on CHF

图6分析了在高极角 (81°)的位置,去离子水工况条件下,流量和过冷度分别对CHF的影响。可以看出流量和过冷度均会对CHF产生影响。由图6(a)可见,流量从30 t/h提高至60 t/h,临界热流密度从约1.61 MW/m2提高到约1.76 MW/m2。图6(b)表明过冷度对CHF也有较为明显的影响,过冷度从12°提升至21°,可使临界热流密度值越高从约1.66 MW/m2提高到约1.81 MW/m2。

图6 流动参数对CHF的影响Fig.6 Influence of flow para meters on CHF

图7分析了水化学特性对CHF的影响规律。根据已有研究表明,下封头高角度区域是IVR措施热工裕量相对较低的位置,该区域的CHF更值得关注,因此选取81°位置进行化学水CHF变化规律分析。化学溶液浓度为0表示去离子水试验结果,从图7(a)可以看出相比去离子水工况,随硼酸浓度增大,CHF略有降低,这一变化趋势与Lee[13]等人相同。在一定硼酸浓度(2500 mg/L)下,CHF值对流量变化并不敏感,这与去离子水工况的试验结果有所不同。从图7(b)可以看出,相比去离子水工况,随磷酸三钠(TSP)浓度的增大,CHF首先略有增加,当TSP浓度较高时,CHF略有降低。图7(c)表示混合溶液硼酸和磷酸三钠对CHF的影响规律,保持硼酸浓度2400 mg/L条件下,改变磷酸三钠浓度,形成不同浓度组合的混合溶液,可以看出在TSP浓度较低时,混合溶液的CHF得到强化,随着TSP浓度增加而增大,而对于磷酸三钠浓度为3500 mg/L的混合溶液,其CHF值相比去离子水反而有所降低。

图7 水化学对CHF的影响规律Fig.7 Influence of che mical additives on CHF

3 结 论

为了研究CAP1400核电熔融物堆内滞留(IVR)严重事故缓解措施的有效性,以及流量、水化学等因素对于压力容器下封头外部临界热通量的影响。本研究设计并搭建了使用真实表面材料的研究反应堆压力容器下封头ERVC-CHF试验平台 (FIRM)。在FIRM试验台架上首次获得了使用真实压力容器表面材料情况下的下封头临界热流密度值 (CHF),研究冷却介质流量、入口过冷度,水化学特性等关键参数对于临界热流密度 (CHF)的影响规律。试验结果可用于CAP1400 IVR-ERVC措施相关的热工安全裕度分析与验证,为相关的安全评审提供了技术支持。