支撑CAP1400研发设计和安全审评 促进我国先进核电技术创新能力提升——大型先进压水堆核电站重大专项课题“CAP1400非能动安全壳冷却系统性能研究及试验”成果

2019-05-29

CAP1400是在消化、吸收和全面掌握三代核电AP1000技术基础上再创新形成的功率更大的非能动大型先进压水堆核电型号，是中国核电的重要名片。作为CAP1400的重要安全系统和设计特征，非能动安全壳冷却系统（PCS）利用事故后的重力注射和自然循环，以壳内蒸汽冷凝、壳外水膜蒸发为主要排热途径，带走安全壳内热量，确保安全壳完整性以确保核电厂安全。鉴于堆芯功率提升和安全壳容量增加，CAP1400需进一步开展试验验证和研究。

2011年1月，上海核工程研究设计院牵头，联合上海交通大学和国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司，开展了大型先进压水堆核电站重大专项“CAP1400非能动安全壳冷却系统性能研究及试验”课题研究，即PCS试验课题的理论研究和试验研究工作。课题从关系式验证、程序验证、现象学研究等方面对近700个工况的试验数据进行了全面而深入的分析，相关研究成果已应用于CAP1400示范工程，充分验证了CAP1400非能动安全壳冷却系统的有效性，支撑了CAP1400的安全审评。

通过课题实施建成了综合性能、水分配、水膜热态、壳内冷凝等一批试验台架，形成了开封、海阳、上海、北京4个试验基地，取得了一批科技成果，培养了一大批掌握非能动安全壳冷却系统分析、试验和管理的专业人才，形成了高水平的研发团队。“非能动安全壳冷却系统综合性能试验台架设计建造与性能试验”获中国核能行业协会科学技术一等奖，另有3项成果获中国核能行业协会科学技术二等奖，1项成果获中国核能行业协会科学技术三等奖。2018年4月，课题顺利通过正式验收。

1　课题研究目标

完成CAP1400非能动安全壳冷却系统性能试验平台和试验台架的建设，掌握PCS性能试验的关键技术，验证非能动安全壳冷却系统性能，获取准确可靠的试验数据，为验证及改进CAP1400 PCS专用分析程序提供试验数据支持；掌握分析方法，并在试验数据和PCS专用分析程序分析比对的基础上，验证并修正PCS专用分析程序，从而指导CAP1400 PCS的设计，全面提高我国先进核电技术的自主创新和可持续发展能力。

2　研究内容和主要成果

通过PCS试验课题的实施，形成了11项关键性技术的突破，建立了安全壳热工水力分析程序适用性评价体系，掌握了PCS三维CFD分析技术，建设了水分配试验台架、水膜冷态和热态试验台架、水膜冷凝试验台架、冷凝水膜耦合试验台架和综合性能试验台架，研究了水膜覆盖、蒸汽冷凝、耦合换热等对事故后安全壳换热能力的影响，验证了设计分析的合理性和保守性。

特别是在综合性能试验中开展了PCS综合试验模化方法研究，设计并建成国内八分之一比例的综合性能试验台架，实现了设计基准事故全时程情景下非能动安全壳冷却系统整体性能瞬态模拟。

在课题研究过程中，团队充分发挥理论创新指导实践创新的研究理念，通过全面而深入的需求分析提出了完整的试验任务；建立了先进的程序适用性评价方法理论体系，完成了PCS PIRT定量分析，独立完善了比例分析方法论；通过试验前预分析和试验台架可用性鉴定的有效实施，在提升技术分析水平的同时增强了安全审评的信心；开展了完备的试验数据分析评价，引入了国际上先进的最佳估算加不确定性分析方法，深化课题研究，促成试验成果转化，有力支撑工程设计。

通过5年的科研攻关，系统地开展了CAP1400非能动安全壳冷却系统性能研究及试验研究，取得了一系列成果：建设试验装置5套，鉴定技术秘密11项，登记软件著作权15项，发表论文60篇，培养了一批复合型人才，圆满完成课题研究内容和考核指标，有力支撑了CAP1400核电厂工程设计和安全评审。

3　攻克的关键技术

3.1　安全壳PIRT分析技术

安全壳PIRT (Phenomena Identification and Ranking Table)表是PCS设计的起点，是安全壳系统安全分析的基础，是非能动核电厂的核心技术。课题首次建立了一套系统的非能动安全壳PIRT分析方法，通过现象识别、已有试验调研、比例分析、敏感性分析和专家判断，确定了CAP1400 PCS PIRT表。中国核能行业协会鉴定认为该研究成果达到国际同类技术先进水平。

3.2　安全壳比例分析技术

比例分析技术以比例形式（π群）量化各种传热现象对安全壳系统热移出能力和压力响应的贡献。课题建立了一套完整的安全壳系统比例分析方法论，并自主研发了比例分析程序PSP。

3.3　PCS三维CFD分析技术

提出了适用于非能动核电厂的PCS水膜稳定性分析方法，提出水膜冷态性能CFD分析方法和PCS空气流道性能分析的CFD方法，形成了CFD应用最佳实践导则。

3.4　PCS 水膜冷态试验

研究了不同空气流速、水膜流率、入口形式、涂层、平板倾角对水膜稳定性、水膜覆盖面积的影响，试验得到不同影响因素作用下的水膜覆盖规律。

3.5　PCS 水分配试验

开展了原型水分配试验，针对CAP1400原型水分配系统设计，研究了PCS水膜覆盖规律和延迟时间。此外，调整了围堰和分水斗结构，研究了PCS水膜覆盖规律和延迟时间。

3.6　PCS 水膜热态试验

在CAP1400 PCS系统运行参数范围内验证了目标经验关系式（上升段混合气体雷诺数显著提高），并确定蒸发换热包络因子。同时，借助该试验台架观测水膜行为，为深入研究水膜稳定性规律和将来的理论分析或程序开发提供了依据。

3.7　PCS壳内冷凝试验

在CAP1400 PCS系统运行参数范围内（提高压力上限，降低流速下限）验证了蒸汽/空气混合气体冷凝现象的目标关系式。试验结果显示目标关系式可以很好地预测混合对流条件下冷凝传热传质过程，安全分析采用的传热因子具有包络性。

3.8　PCS冷凝水膜耦合试验

模拟CAP1400原型大破口失水事故后安全壳内峰值压力阶段和长期冷却阶段的耦合换热，开展了敏感性试验，研究了冷凝侧混合气体组分、不可凝气体组分、蒸发侧空气温度、相对湿度和风速、试验本体倾角等因素对耦合换热过程的影响。试验结果显示目标关系式可以很好地预测耦合条件下冷凝/蒸发传热传质过程，安全分析采用的传热因子具有包络性。

3.9　PCS综合性能试验

进行了非能动安全壳冷却系统性能验证，考察了不同参数变化对安全壳响应的影响。比较试验结果和安全壳热工水力分析程序计算结果，程序计算的热阱吸热、壳内冷凝和壳外蒸发等重要物理现象变化趋势与试验过程保持一致，说明程序较好地模拟了重要物理现象的传热过程。程序能够较好地预测壳内关键参数变化，并且程序的预测值高于试验测量值，证明程序对关键参数的计算存在一定保守性。

3.10　PCS性能试验平台建设

应用比例分析方法实现了对非能动安全壳冷却系统的缩小比例台架的设计；应用PCS系统综合性能研究的大比例试验台架模拟了DBA事故全时程情景下PCS整体性能响应；突破了大流量、大范围、快速蒸汽喷放的精确控制先进试验技术；形成了一套可用于多目标综合控制的试验方法，实现了非能动安全壳冷却系统综合性能瞬态模拟。

3.11　安全壳热工水力分析程序适用性评价技术

形成了完整的非能动核电厂安全壳分析程序适用性评价方法体系，从PIRT评价、比例分析、单项试验和综合性能试验等方面系统论证了相关安全壳分析程序对CAP1400的适用性。论证了安全壳专用分析程序与相关分析方法适用于CAP1400安全壳分析。采用经验证的安全壳热工水力分析程序进行CAP1400安全壳响应分析，验证了系统设计满足安全要求。

4　总结

整体来看，该课题圆满验证了自主研发的CAP1400核电技术的安全性，支撑了CAP1400研发设计和安全审评，建成了国际先进的试验装置，建立了大型非能动核电站安全壳性能试验与程序验证技术体系，达到了国际先进水平，提升了我国先进核电试验能力和分析验证技术水平。课题建成4个试验基地，充分满足了现有重大专项试验的任务需求，为我国非能动安全壳冷却系统研发提供了硬件试验条件。试验台架达能满足国内发展大型先进压水堆的需求。同时，试验台架的设计参数具有较大的可拓展性，台架的结构具有良好的可改造性，为后续更大功率非能动堆型开发所需的试验研究奠定了坚实基础。

该课题形成的研究成果已成功应用于CAP1400核电厂设计，支撑CAP1400核电厂初步设计顺利通过审查。通过该课题的研究，掌握了先进的分析技术和试验方法，获得了相关试验数据，在战略上打破了技术壁垒，对于加快我国核电自主化进程具有重要的现实意义。该课题形成的研究方法和分析流程适用于所有核电厂的分析，对于非能动核电厂系列化堆型研发以及其他先进反应堆的研发，都具有较强的借鉴指导意义。