[發明專利]用于核電站安全殼性能試驗及研究的縮比例綜合性試驗裝置

在審

• 申請號: 201610961891.6
• 申請日: 2016-10-28
• 公開（公告）號: CN108010592A
• 公開（公告）日: 2018-05-08
• 發明（設計）人: 常華健;趙瑞昌;陽祥;范普成;劉云焰;常磊;江小松;樊煥然;周明正;安旭;毛從清;施文博;蔡林智
• 申請（專利權）人: 國核華清（北京）核電技術研發中心有限公司
• 主分類號: G21C15/18
• 分類號: G21C15/18;G21C17/10;G21C17/112;G21C9/004;G21C9/012
• 代理公司: 中國專利代理(香港)有限公司 72001
• 代理人: 鄧雪萌;譚祐祥

一種用于核電站安全殼性能試驗及研究的縮比例綜合性試驗裝置包括試驗殼本體；蒸汽供應系統；氦氣充注系統；冷卻水供應系統；冷凝水回收系統；冷卻水收集系統；循環冷卻水系統；壓縮空氣及抽真空系統；測量和控制系統；以及電氣系統。

技術領域

本發明涉及大型先進壓水堆非能動安全系統安全分析及試驗研究領域，具體而言，涉及用于核電站安全殼性能試驗及研究的縮比例綜合性試驗裝置——命名為CERT（Containment safety vErification via integRal Test）。

背景技術

AP/CAP型核電站是第三代非能動安全型先進壓水堆核電站，采用非能動安全系統來應對核電站事故，保證反應堆的安全。“非能動”的設計理念是壓水堆核電站安全系統設計中的一次重大革新，其充分利用物質的自然特性，如重力、自然循環、壓縮氣體膨脹等自然力，不需要泵、交流電源、1E級應急柴油機，以及相應的通風、冷卻水等支持系統，大大簡化了安全系統（它們只在發生事故時才動作），降低了人因失誤引起電站事故的概率；大幅度提高了核電安全性并兼顧了經濟性。非能動系統存在驅動力小、容易受系統間相互作用影響等特性，因此如何充分掌握并發揮非能動技術來提高核電站的安全是一個至關重要的問題，而試驗是一種重要且無法替代的手段。

AP/CAP型核電站使用非能動安全殼冷卻系統（PCS）排出安全殼內的熱量，使得在發生失水事故（LOCA）和主蒸汽管道破裂事故（MSLB）等向安全殼釋放大量質量和能量的事故后，安全殼內溫度和壓力的升高不至于威脅安全殼的完整性。非能動安全殼冷卻系統（PCS）對核電廠安全具有極為重要的意義。

在LOCA或MSLB事故后，隨著經由破口的質能釋放，安全殼壓力升高，在達到安全殼高壓整定值后，將會自動觸發PCS系統投入，冷卻水從安全殼頂部的儲水箱流出，經過流量分配裝置分配后在鋼安全殼外表面形成液膜。這樣，安全殼內的熱量通過蒸汽冷凝、輻射傳熱和對流傳熱傳遞給鋼結構內表面，再經過鋼殼壁面的導熱傳遞到安全殼外表面。空氣在浮升力作用下流過安全殼外環形通道下降段和上升段，形成自然通風冷卻。冷卻水在安全殼外表面形成水膜并蒸發，安全殼外表面的熱量將通過空氣的對流、輻射和液膜的蒸發最終排向環境大氣，實現了對安全殼的非能動冷卻。

CERT綜合性能試驗臺架是在比例分析的基礎上，按照一定比例尺度建造綜合試驗裝置，使其能夠有效模擬安全殼內、外結構及材料熱性能，研究不同蒸汽噴放條件下，內部蒸汽自然循環及冷凝、外部水膜蒸發及空氣對流熱載出等模擬PCS運行過程中有關熱工水力現象對試驗模型系統的影響，為評價系統整體性能、相關模型建立及程序分析提供試驗數據。

在AP/CAP系列非能動核電站的發展歷程中，非能動安全殼冷卻系統針對新堆型的設計特點，諸如堆芯尺寸增大、功率增加以及事故后安全殼內質能釋放量增大等，采用相同的非能動設計理念的PCS能否帶走安全殼內熱量，并保證事故后安全殼的完整性，是確保新堆型設計方案成功所面臨的主要挑戰之一。在CERT設計過程中，通過比例模型試驗研究所模擬的原型非能動安全殼冷卻系統的性能，包括大型鋼結構安全殼外的水膜穩定性和水膜蒸發特性、安全殼外的空氣自然循環和自然對流、安全殼內的空氣/蒸汽混合物的自然對流和蒸汽在安全殼內壁的冷凝、以及系統的整體性能等，為CERT試驗裝置能夠模擬原型系統相關的物理過程及現象奠定了基礎。

但是在現有技術中，仍存在著以下缺陷。如應用于核電站非能動安全殼系統熱工水力學性能的綜合性縮小比例試驗研究內容缺失，無實施先例（如，核電站事故情景下，尤其較為重大的設計基準事故條件下，復雜物理過程及現象無相應比例的試驗數據支持）。