Experimental Study on Sensitivity of PRHR Pipeline Break Location on ACME Test Facility
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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。
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关键词:
- 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).-
Key words:
- SBLOCA /
- ACME facility /
- Integral effect test /
- PRHR pipeline
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0. 引 言
作为先进非能动核电技术的典型代表，中国先进非能动压水堆CAP1400和美国先进非能动压水堆AP1000均采用非能动堆芯冷却系统（PXS）实现破口失水事故（LOCA）下堆芯的应急冷却[1-2]。事故过程中，PXS依靠重力和自然循环驱动运行，无须依靠能动设备，因此其可靠性得到了提高[3]。PXS由堆芯补水箱（CMT）、蓄压安注箱（ACC）、非能动余热排出（PRHR）热交换器（HX）、自动卸压系统（ADS）和安全壳内置换料水箱（IRWST）等构成，其中PRHR HX主要用于实现反应堆冷却剂系统（RCS）的降温降压[4-5]。
对于非能动核电厂的LOCA，国内外学者开展了大量的模拟分析：通过RELAP5、TRACE等系统程序揭示了事故进程及典型现象[6-10]，利用先进核电厂试验装置（APEX）及先进堆芯冷却机理整体试验台架（ACME）开展了非能动核电厂LOCA的缩比试验验证[11-13]。总体来看，现有研究主要围绕设计基准事故展开，未涉及PRHR管线破口等极限事故。PRHR管线破口后，PRHR HX与堆芯之间的自然循环受破口影响而中断，会导致PRHR HX降温、降压的功能失效。
针对上述问题，在非能动核电厂的安全审评中，为验证非能动系统失效条件下PXS的安全性能，国家核安全局及其技术支持单位利用ACME开展了PRHR管线破口的整体效应试验。本文基于此试验，分析了PRHR管线LOCA的主要事故阶段和参数变化特点，重点研究了破口位置对不同事故阶段关键参数的影响，为非能动核电厂的安全审评提供技术支持和参考。
1. ACME及试验工况
ACME以CAP1400核电厂为参考原型，高度缩比比例为1/3，径向缩比比例为1/31.36，功率缩比比例为1/54.32，采用多级双向比例分析技术（H2TS）作为模化设计方法。ACME可完整模拟原型核电厂主回路系统、PXS的结构及功能，并可实现对二回路系统、正常余热排出系统功能的模拟[13-14]。
ACME PRHR管线破口系列试验共包含3个工况，具体初始条件及边界条件如表1所示，其中LOCA-01为冷管段破口，LOCA-02、LOCA-03分别为PRHR HX隔离阀前、后管线破口。
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 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 试验工况及试验条件综合考虑了ACME的设计参数、试验运行及安全要求，并根据核安全审评的需求按保守方式确定[15]。
2. 试验时间序列
PRHR管线LOCA试验中，ACME各设备动作序列如表2所示。根据LOCA-02工况的事故序列，可对ACME PRHR管线LOCA试验的进程总结如下：
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 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 在ACME达到表1规定的稳定运行状态后，试验开始，破口阀打开，堆芯功率进入衰变模式，CMT和PRHR投入运行。因破口欠热喷放，主回路系统压力下降，堆芯液位下降。随着CMT液位降至低液位整定值，ADS1~ ADS3逐次开启，系统压力进一步下降，当系统压力低于4.93 MPa时，ACC安注投入。ACC安注流量较大，堆芯液位出现回升。ACC排空后，CMT安注恢复，其液位降至低低整定值时，ADS4开启，大量的主回路冷却剂经ADS4喷放丧失，堆芯坍塌、液位快速下降。随着RCS压力降至IRWST安注投入条件，IRWST内冷水注入堆芯，堆芯液位回升，IRWST液位逐渐降低导致其安注流量随之减小，至IRWST液位降至低水位整定值后，地坑再循环阀门打开，事故进入长期冷却阶段，试验结束。
表2中不同工况时序对比表明，破口位置不同，事故过程中各设备的投运顺序相同，但投运时间存在明显差异。根据现有非能动核电厂LOCA进程的研究[16-17]，小破口失水事故（SBLOCA）可分为5个典型过程[18]，分别为喷放阶段、自然循环阶段、ADS喷放阶段、IRWST安注阶段、地坑安注阶段（即长期冷却阶段）。CAP1400冷管段SBLOCA和ACME LOCA-03工况的RCS压力曲线如图1所示。由于ACME运行压力为9.2 MPa，无法达到CAP1400的运行压力[19]，因此试验开始时，ACME RCS的状态相当于CAP1400 SBLOCA喷放降压的末期；试验结束时，地坑反冲阀已开启，此时ACME RCS的状态相当于CAP1400地坑安注阶段的初期。总体来看，ACME PRHR LOCA的过程与已有非能动核电厂的SBLOCA过程基本一致，其中自然循环阶段、ADS喷放阶段和IRWST安注阶段最为典型。本文主要对上述典型阶段关键参数受破口位置影响的情况进行分析。
图 1 CAP1400及ACME SBLOCA RCS降压示意图Figure 1. Sketch of RCS Pressure Drop of CAP1400 and ACME during SBLOCA3. 试验测量误差
ACME台架的测量系统包含900余个测点，可覆盖所有试验关键参数。ACME LOCA试验中，关键试验参数均为直接测量值，各类仪表的最大测量误差如表3所示。
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% 4. 主要参数破口位置敏感性分析
不同破口位置工况中LOCA试验各阶段关键参数随时间的变化情况如图2~图14所示，图中数据均进行了归一化处理。
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
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 Circulation4.1 自然循环阶段
在自然循环阶段，RCS系统以饱和自然循环状态为主，RCS系统压力和SG压力分别如图2和图3所示。从试验开始到ADS开启前，在经历短暂的快速降压后，RCS达到饱和，降压过程变缓。对比不同工况可知，PRHR管线破口与冷管段同尺寸的破口降压趋势基本一致，但PRHR管线破口时RCS降压速率略慢，其中LOCA-02工况的降压过程最慢。这是因为在RCS和PXS系统布置中，PRHR管线的位置要高于冷管段，破口位于PRHR HX前的管线上时，破口喷放以蒸汽为主，不利于降压。此外，由于堆芯衰变热更多地用于RCS相变，SG换热量减少，LOCA-02工况中的SG压力也略低。
自然循环阶段，PRHR流量和CMT流量分别如图4和图5所示。PRHR管线破口时，因一回路冷却剂从破口处喷放流失，PRHR自然循环终止。图4中PRHR HX出口流量曲线表明，破口位于冷管段或PRHR出口管线时，来自热管段的冷却剂会流经PRHR HX，之后从破口处喷放流失，PRHR HX能够提供一定的冷却作用。此外，受破口影响，LOCA-01、LOCA-03工况中PRHR HX内的流动处于流量波动状态。图5表明，3种工况下CMT的安注流量基本一致，破口位置的影响并不显著。
图6和图7分别为自然循环阶段破口处的蒸汽流量和液体流量。对比可知，自然循环初期，破口流动处于过冷喷放，因此3种工况的喷放均以液体为主。降压至RCS饱和后，破口位置的影响逐步显现：LOCA-03工况中，破口喷放的冷却剂经PRHR HX冷却，液体喷放量最多，蒸汽喷放量最少；LOCA-02工况中，破口处于系统高位，在RCS饱和后，以蒸汽喷放为主，液体喷放量出现下降，直至接近冷管段破口的液体喷放量。
4.2 ADS喷放阶段
本阶段ADS对RCS系统的压力具有决定作用，位于稳压器顶部的第1级自动降压系统打开后，RCS直接向IRWST水箱喷放，压力迅速下降，此后第2级和第3级自动降压系统相继打开。ADS4位于热管段上方，降压速率最快，用于实现RCS快速降压至常压。
图8所示RCS降压曲线表明，该阶段RCS降压过程主要由ADS主导，破口位置不同，RCS降压曲线的趋势相近，但降压速率存在差异，主要体现在ADS1~ADS3喷放期间：LOCA-02工况中，破口位于系统高位，以蒸汽喷放为主，因此其降压速率略慢于其他工况；LOCA-03工况中，破口位于PRHR出口管线，一回路冷却剂在喷放前经PRHR HX冷却，蒸汽含量较低，因此其RCS降压速率在ADS1~ADS3喷放初期略大。图9所示ACC安注流量表明，ADS阶段ACC共有2次明显的安注流量，第1次为ADS1~ADS3阀门开启后，RCS压力降至4.9 MPa以下；第2次为ADS4阀门开启，系统压力迅速下降至接近常压。从安注流量大小来看，破口位置对ACC安注的影响并不显著。
在ADS喷放阶段，除已经投入的ACC和CMT外，堆芯无额外的安注冷却水，ADS自动卸压过程导致RCS内的冷却剂大量喷放，在IRWST安注顺利注入之前，堆芯会经历最小水位，PRV内下降段的水位如图10所示。对比不同工况可知，破口位置不同时，下降段坍塌液位的变化趋势基本一致，相对于冷管段破口的坍塌液位最低值，LOCA-02工况的最低值略小，LOCA-03工况的最低值略大。在整个ADS阶段，LOCA-02工况的下降段坍塌液位最低。
图11所示的堆芯混合液位表明，3种工况下堆芯混合液位的变化趋势基本一致：即ADS1~ADS3启动后，ACC投入前，堆芯首次达到低液位；ADS4启动后，IRWST安注前，堆芯达到最低液位。3种工况下，堆芯混合液位均高于堆芯活性区，堆芯在整个事故过程中均被冷却剂淹没，未发生裸露。
图12和图13分别为不同工况下ADS1~ADS3喷放的蒸汽流量和液体流量。试验结果表明，LOCA-02工况的喷放流量最高，LOCA-03的喷放流量最低，这与不同工况中该阶段RCS压力的变化规律是一致的。
4.3 IRWST安注阶段
IRWST安注阶段，IRWST以重力排水形式向RCS注水，两相混合物经破口和ADS流出RCS，形成自然循环流动，其中IRWST安注流量是影响堆芯水位的关键参数。不同破口工况下，IRWST安注流量如图14所示。
由图14可知，破口位置不同，IRWST安注流量的变化趋势基本相同；在IRWST安注阶段中后期，LOCA-02工况的安注流量要略高于LOCA-01、LOCA-03工况。这是因为随着IRWST水位降低，安注流动的驱动力会减弱，对流动阻力的敏感性增强。在LOCA-02工况中，PRHR HX入口管线标高与ADS4标高接近，破口和ADS4都处于系统高点，在浮力作用下RCS内的蒸汽向高点积聚并流出，此时的流动阻力较LOCA-03工况、LOCA-01工况的流动阻力要低，因此LOCA-02的安注流量略大。
5. 结 论
针对ACME上开展的PRHR管线破口试验，本文分析了该模拟试验的主要进程和事故阶段，对比分析了关键参数对破口位置的敏感性，主要结论如下：
（1）ACME PRHR管线破口工况的事故进程与冷管段SBLOCA进程一致，试验再现了非能动核电厂PXS在SBLOCA自然循环阶段、ADS喷放阶段和IRWST安注阶段的主要热工水力现象。
（2）PRHR管线不同位置破口导致PRHR HX失效时，PXS系统均可以保证堆芯得到充分补水和冷却，堆芯活性区始终处于混合液位以下。
（3）PRHR管线破口位置对事故进程、RCS初期降压速率、PRHR 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CMT和ACC安注流量影响较小。
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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
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
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
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 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 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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