[发明专利]大型先进压水堆核电站非能动堆芯冷却系统整体性能试验平台

说明书

本发明涉及大型先进压水堆核电站非能动堆芯冷却系统整体性能试验平台。一种ACME试验台架包括：完整模拟原型核电站的回路系统与设备，其中完整模拟原型核电站的四进两出的环路布置；完整模拟原型核电站非能动堆芯冷却系统的系统与设备，其中比例模拟系统与设备的布置与管道走向；部分模拟反应堆二回路系统及设备；部分模拟与反应堆回路相连的系统与设备。

技术领域

本发明涉及核电试验领域，具体而言，涉及大型先进压水堆非能动堆芯冷却系统整体性能试验平台。

背景技术

CAP1400核电站是我国自主研发的第三代大型先进压水堆核电站，采用非能动安全系统来应对核电站事故，保证反应堆的安全。“非能动”的设计理念是压水堆核电站安全系统设计中的一次重大革新，其充分利用物质的自然特性，如重力、自然循环、压缩气体膨胀等自然力，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），降低了人因失误引起电站事故的概率；大幅度提高了核电安全性并兼顾了经济性。非能动堆芯冷却系统可有效防止堆芯严重事故的发生，满足公众对核电厂安全及经济性的要求。但是非能动系统存在驱动力小、容易受系统间相互作用影响等特性，因此如何充分掌握并发挥非能动技术来提高核电站的安全是一个至关重要的问题，而试验是一种重要且无法替代的手段。

根据安全法规的要求，在实际批准核电站能够进行建造前，必须对其安全系统设计及性能进行充分的验证和评估，其中采取实际事故模拟试验的验证方式是最为可靠、最容易被接受的技术手段。但是人为的在真实核电站上制造事故来进行验证显然是不可能，因此通常采用的是设计和建造具有一定比例的、模拟原型核电站的整体试验台架来开展试验验证，通过试验结果评估安全系统性能，并利用试验数据来检验计算机安全分析程序。因此，在CAP1400的开发验证过程中，设计并建造一个针对非能动堆芯冷却的热工水力系统整体性试验台架是重要且必需的条件。在核电各类型的试验台架中，规模最为庞大、系统最为复杂的，当属整体性试验台架。为全面验证CAP1400非能动堆芯冷却系统性能，设计并建成了整体性的大型综合热工水力试验台架（ACME）。通过ACME试验，不仅可以开展非能动堆芯系统的试验，利用试验数据验证相关安全分析程序，支持CAP1400的安全评审，还能够通过试验研究关键热工水力现象，揭示非能动系统间的耦合机制和内在关键规律，为发展核电站非能动安全技术，进一步优化非能动电站设计提供试验研究基础和结果，也为相关计算机程序开发和改进提供试验数据，长期服务于核电技术的发展。

但是，国内多为单项及小规模系统的核电热工水力试验台架，尚无针对商用大型压水堆核电站的整体性热工水力试验台架。在现有技术中，仍存在一些缺陷。目前现有技术中通常需要三个台架配合才能完成的安全评审工作。以往的试验台架大致可以分为全压和低压两大类。全压试验台架选取的系统设计压力与原型核电站相同，为15.5MPa左右，如ROSA、SPES。全高全压台架由于设计压力高，因此系统设计中容器壁厚和管道壁厚较大，会带来较为严重的表面散热和结构储热失真。另一类则根据不同的比例设计方法，选取较低的设计压力作为试验台架的设计参数，如APEX和PUMA，压力分别为2.7MPa和1MPa。低压台架在事故发展后期的等压阶段模拟较好，但在事故前期的高压阶段，由于采用低压模拟高压的方法，在试验流体的物性方面存在较大的失真度，因此前期的试验数据难以分析处理。

举例来说，在SPES台架和ROSA/LSTF台架设计中，采用了功率-体积法，这种方法直接而简单，是早期试验台架设计中的常用方法。功率-体积法一般采用全高、全压的方式比例模拟原型系统，因此所建台架大都是瘦高型。全压、瘦高台架中的摩擦损失、系统热损失、金属储热等都存在较大的失真，对于局部的热工水力学现象模拟缺乏理论分析指导。一个主要的原因就是对于非能动系统，局部的一些热工水力现象表现的更为重要，也更为复杂，原来的功率体积是一种总体的，宏观的设计方法，对于细致的局部现象不能很好的处理。这种方法对于大型整体性非能动试验系统的复杂综合性比例分析的要求仍有些差距。

发明内容