ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

刘宇生; 许超; 吴鹏; 王楠; 李振啸

doi:10.13832/j.jnpe.2021.05.0064

ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0064

刘宇生^{1, 2,},
许超²,
吴鹏^2, ,,
王楠³,
李振啸¹

1.
哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，哈尔滨，150001
2.
生态环境部核与辐射安全中心，国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室，北京，100082
3.
国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司，北京，102209

基金项目: 国家科技重大专项核动力厂安全分析用计算机软件评估基准题及共享平台开发（2019ZX06005001）

详细信息

作者简介:
刘宇生（1986—），男，工程师，现从事反应堆热工水力领域的核安全审评和研究工作，E-mail: liuyusheng8866@163.com

通讯作者:
吴　鹏，E-mail: wupeng@chinansc.cn

中图分类号: TL364⁺.9
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出版历程
- 收稿日期: 2020-07-31
- 修回日期: 2021-03-10
- 刊出日期: 2021-09-30

Experimental Study on Sensitivity of PRHR Pipeline Break Location on ACME Test Facility

Liu Yusheng^{1, 2
,},
Xu Chao²,
Wu Peng^{2
, ,},
Wang Nan³,
Li Zhenxiao¹

1.
Fundamental Science on Nuclear Safety and Simulation Technology Laboratory, Harbin Engineering University, Harbin, 150001, China
2.
National Environmental Protection Key Laboratory for Simulation Analysis and Verification of Nuclear and Radiation Safety Review, Nuclear and Radiation Safety Center, MEE, Beijing, 100082, China
3.
State Nuclear Power Technology R&D Center, Beijing, 102209, China

摘要

摘要: 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。
- 小破口失水事故（SBLOCA） /
- 先进堆芯冷却机理整体试验台架（ACME）台架 /
- 整体效应试验 /
- PRHR管线
Abstract: To study the safety performance of the advanced passive (AP) nuclear power plant (NPP) under passive system failure condition, the experimental study on the loss of coolant from the passive residual heat removal (PRHR) pipeline break is performed by the advanced core-cooling mechanism experiment (ACME) facility, during which the effect of main test sequences and break location on the key parameters in different phases of the accident is analyzed. As demonstrated by the study results, the ACME PRHR pipeline break test sequences, basically same as those for the small-break loss of coolant accident (SBLOCA) of the cold leg, reproduce the safety characteristics in the natural circulation phase of the passive NPP, blowout phase of the automatic depressurization system (ADS) and safety injection (SI) phase of the in-containment refueling water storage tank (IRWST); in the test at different break locations, the passive core cooling system (PXS) can always ensure the water makeup for core and the core active region remains below the mixed liquid level; and the break locations have notable effect on the ACME LOCA accident sequence, initial depressurization rate of reactor coolant system (RCS), PRHR heat exchanger (HX) flow, blowout flow, core level, IRWST SI flow and other parameters, and have little impact on the SI flow of the core makeup tank (CMT) and accumulator (ACC).
- SBLOCA /
- ACME facility /
- Integral effect test /
- PRHR pipeline

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图 1 CAP1400及ACME SBLOCA RCS降压示意图

Figure 1. Sketch of RCS Pressure Drop of CAP1400 and ACME during SBLOCA

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图 2 自然循环阶段RCS压力

Figure 2. RCS Pressure during Natural Circulation

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图 3 自然循环阶段SG压力

Figure 3. SG Pressure during Natural Circulation

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图 4 自然循环阶段PRHR出口流量

Figure 4. PRHR Outlet Flow during Natural Circulation

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图 5 自然循环阶段CMT安注流量

Figure 5. CMT SI Flow during Natural Circulation

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图 6 自然循环阶段破口液体喷放流量

Figure 6. Liquid Blowdown Flow through Break during Natural Circulation

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图 7 自然循环阶段破口蒸汽喷放流量

Figure 7. Steam Blowdown Flow through Break during Natural Circulation

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图 9 ADS阶段ACC安注流量

Figure 9. ACC SI Flow in ADS Phase

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图 10 ADS阶段下降段坍塌液位

Figure 10. Collapse Level of Downcomer in ADS Phase

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图 11 ADS阶段堆芯混合液位

Figure 11. Mixing Level of Reactor Core in ADS Phase

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图 12 ADS1~ADS3蒸汽流量

Figure 12. Steam Flow through ADS1~ADS3

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图 13 ADS1~ADS3液体流量

Figure 13. Liquid Flow through ADS1~ADS3

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图 14 IRWST安注流量

Figure 14. SI Flow of IRWST

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图 8 ADS阶段RCS压力

Figure 8. RCS Pressure in ADS Phase

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表 1 ACME LOCA试验工况初始及边界条件

Table 1. Initial and Boundary Conditions of ACME LOCA Test

参数	各工况数值
参数	LOCA-01	LOCA-02	LOCA-03
堆芯功率/MW	3.34	3.12	3.17
稳压器压力/MPa	9.08	9.07	9.09
环路平均温度/℃	291.5	291.2	291.4
稳压器液位/m	1.61	1.45	2.14
SG二次侧压力/MPa	6.99	6.98	6.97
SG二次侧液位/m	3.62	3.64	3.65
IRWST液位/m	3.55	3.55	3.55
ACC液位/m	1358	1382	1371
CMT内水温/℃	30.0	33.7	28.8
IRWST水温/℃	56.4	54.2	55.9
等效破口直径/cm	5	5	5
其他条件	底部破口，非稳压器侧1个ADS4失效
SG—蒸汽发生器

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表 2 ACME LOCA试验主要时序

Table 2. Major Sequences of ACME LOCA Test

台架设备动作	时间/s
台架设备动作	LOCA-01	LOCA-02	LOCA-03
试验开始（S信号）	0	0	0
破口阀打开	5	4	0
SG蒸汽关闭	2	5	2
CMT安注阀开启	1	5	2
PRHR隔离阀开启	3	10	2
ACC安注阀开启	692	750	738
ADS1开启	586	624	664
ADS2开启	650	686	726
ADS3开启	717	755	795
IRWST安注阀开启	1375	1399	1439
ADS4-1A开启	失效	失效	失效
ADS4-2A开启	1374	1399	1439
ADS4-1B、ADS4-2B开启	1409	1434	1475
IRWST注入	1503	1531	1567
IRWST向主地坑反冲阀开启	15193	14089	14849
IRWST向主地坑反冲结束	15516	14483	15191
试验结束	15668	14710	15654

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表 3 ACME LOCA试验测量误差

Table 3. Measurement Error of ACME LOCA Test

仪表	测量参数	最大测量误差
热电偶	温度	±1.1℃
压力变送器	压力	±0.12%
差压变送器	差压	±0.065%
差压变送器	液位	±0.065%
导波雷达液位计	混合液位	±3 mm
磁翻板液位计	CMT液位	±10 mm
差压流量计	液体流量	±1%
涡街流量计	蒸汽流量	±1%

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