CN109765067A - 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 - Google Patents
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 Download PDFInfo
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Abstract
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。
Description
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
针对现有技术中的缺陷，提出了本发明，并且自主研发并建成我国首个非能动核电站大型热工水力整体试验台架ACME，支撑CAP1400核电站示范工程通过安全评审。
本发明提出了创新的台架整体设计方案，实现了在同一台架上对非能动系统重要过程现象的全过程模拟。本发明完成全新的等压模拟、1/3高度比整体方案设计，首次在同一台架上实现了等物性模拟破口喷放、自然循环、ADS泄压喷放、IRWST注入、地坑长期冷却再循环等全部非能动安全系统设备投入的重要过程和事故瞬态，实现对非能动核电站小破口事故重要发展进程及物理现象的准确模拟和研究。
本发明的ACME试验台架依据非能动压水堆核电站的典型小破口事故进程，借鉴分析已有试验系统技术经验，首创性地选择了10MPa的设计压力方案，能等压模拟非能动电站小破口事故发生后重点关注的自然循环、ADS喷放泄压、IRWST安注及地坑长期冷却循环阶段。这种压力设计方案有效地减少了高压下容器设计造成的储热失真，又能等压模拟非能动系统事故后的自然循环及自动降压过程，在同一个台架上实现了事故模拟范围的最大化。对于小破口事故前期的喷放过程，非能动电站有与二代能动电站相同的物理过程，在以往试验中已有很多研究，可以充分利用和借鉴。
本发明的1/3高度比的选取，为选择合理的流通直径比提供了可能，使台架的规模及建造、运行预算得到较好的控制，避免了相同的台架规模条件下，瘦高台架所具有的较大的表面积/体积比失真，并使台架更利于保证三维现象的模拟，这一点对于非能动系统而言尤为重要。且相对于国际上已有的1/2、1/4缩比高度的压水堆试验台架而言，增加了国际上台架比例尺度的多样性。
本发明改进了非能动试验比例分析方法，应用于整体试验台架设计及局部结构优化，提高了重要热工水力现象模拟的准确性。本发明获得并深入分析了小破口试验数据，发现了新的试验现象，揭示了事故瞬态内在规律及重要热工水力现象机理。
本发明取得了大型台架工程设计新方法、新工艺、针对ACME试验系统复杂、工况众多、瞬态变化剧烈等特点，综合考虑试验模拟性能要求与工程设计要求及可实现性，采取一系列新型的工艺及结构设计，解决了堆芯模拟电加热棒定位支撑及安装工艺流程、堆内构件高强度瞬态载荷冲击下的支撑定位、热位移补偿、区域或瞬态过程大温差条件下的仪表贯穿结构设计、高压大口径不锈钢容器大温差瞬变密封等一系列的试验技术难题，在保证获取充足的试验数据的同时，有效保证了台架能够安全可靠运行。本发明的ACME试验台架仪控电系统针对剧烈变化瞬态过程、宽参数范围、多参数类型、多测点、高精度、高安全性等一系列技术难点，形成了先进的试验数据测量技术和控制技术。
通过所提供的描述将更明显看到本发明更多的适用领域。应当理解，本部分的描述和特定例子仅用于说明，并不限制本发明的范围。
术语对照表：
。
附图说明
下面将结合附图来详细地论述本发明的实施例和其他方面，附图中：
图1示出了非能动堆芯冷却系统原理示意图。
图2示出了根据本发明实施例的ACME三维设计图。
图3示出了根据本发明另一实施例的ACME三维设计图。
图4示出了ACME台架主要系统布置图。
图5示出了ACME台架破口事故示意图。
图6示出了不同试验台架模拟阶段的对比。
图7示出了H2TS比例分析的基本组成。
图8示出了原型系统和模型系统之间的无量纲相空间重合曲线。
具体实施方式
附图和以下说明描述了本发明的可选实施方式以教导本领域普通技术人员如何实施和再现本发明。为了教导本发明技术方案，已简化或省略了一些常规方面。本领域普通技术人员应该理解源自这些实施方式的变型或替换将落在本发明的保护范围内。本领域普通技术人员应该理解下述特征能够以各种方式组合以形成本发明的多个变型。由此，本发明并不局限于下述可选实施方式，而仅由权利要求和它们的等同物限定。
现在参照图1，ACME试验台架是以CAP1400核电站为原型，采用先进的比例分析方法，按照1/3高度比、10MPa压力设计的非能动堆芯冷却系统整体性能试验台架。ACME台架主要用于模拟CAP1400原型电站小破口事故为主的瞬态过程及重要热工水力现象，评价不同破口条件和不同安全设备失效条件下非能动堆芯冷却系统的运行性能及系统特性，认识高功率条件下多种非能动安全设备的相互作用机制，探索热工水力现象与过程的复杂物理机理，为安全分析程序的验证积累可靠的试验数据，并为支撑CAP1400核电厂设计通过安全评审提供试验验证。ACME台架占地约4000立方米，包含约16个工艺系统及20余台承压容器；台架设计压力10MPa，设计温度310℃，堆芯极限加热功率约8MW，水装量近100吨，总重约300余吨。
ACME整体试验台架设计压力设计为10MPa，与以往的整体试验台架均不相同。这一压力范围，能够等压模拟原型电站小破口事故过程中自然循环后的全部事故过程。对于初始的欠热喷放阶段，非能动压水堆核电站与常规压水堆的事故进程基本相同，且这一事故阶段已经有大量的试验数据和准确的分析程序进行验证，因此不作为ACME试验验证的重点。在非能动压水堆核电站小破口事故中，欠热喷放后基本可划分为自然循环、自动降压、长期冷却等阶段，这些阶段也是非能动安全系统起主要作用的阶段，应重点模拟。ACME试验台架选择小破口事故欠热喷放阶段的结束点，也是自然循环阶段的起始点为等压模拟起始点，能够等压等物性的模拟从自然循环阶段开始的全部后续事故瞬态过程，避免不等压模拟引起的自然循环、降压等过程的比例失真。这一设计参数的选择，充分考虑了试验的目标，并结合比例分析及设计的深入研究，从源头上避免了比例试验台架的一些固有问题，工程可实现性好，是目前较为领先和创新的设计方案。
继续参照图1并参照图2-3，在设计上，ACME台架完整模拟了CAP1400主回路系统和非能动堆芯冷却系统，以及部分非安全级的系统和设备，包括：完整模拟CAP1400原型电站的一回路系统与设备，包括反应堆堆芯、反应堆压力容器（RPV）及堆内构件（RI）、两台蒸汽发生器（SGs）、稳压器（PZR）、四台主泵（MCPs）、四条冷管（CLs）、两条热管（HLs），并完整模拟原型电站的四进两出的环路布置；完整模拟CAP1400非能动堆芯冷却系统的系统与设备，包括非能动余热排出换热器（PRHR HX）、两台堆芯安注箱（CMTs）、两台蓄压安注箱（ACCs）、安全壳内置换料水箱（IRWST）、1-4级自动泄压系统（ADS）、直接安注管（DVI）、安全壳内长期冷却再循环管线、安全壳内隔间（SUMP，Secondary SUMP）以及相关管线和阀门等，并按比例和原型设计模拟这些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，包括主给水系统、主蒸汽系统、PORV管线等，满足试验功能需求；部分模拟与反应堆一回路相连的系统与设备，包括化容系统（CVS）、正常余热排出系统（RNS）等，支持纵深防御等试验工况的研究；设计多个试验专用系统以实现试验的开展，包括用于模拟安全壳内冷凝回路的冷凝回水系统，用于收集高温高压排汽排水的排水收集系统，用于释放大量蒸汽的蒸汽排放系统，等等。
为了获取全面精确的试验数据，ACME台架布置有1300余个测点，涵盖温度\压力\流量\液位\压差\水装量\功率等多方面的参数测量。此外，台架特别设计了5套汽水分离测量系统，可对破口和ADS等排放的两相流实施汽液分离测量，有效解决了两相流喷放质量流量测量的困难。堆芯热电偶棒组可实现堆芯三维温度分布的实时高精度测量。为了进行系统的有效控制、精确模拟触发动作，ACME台架还拥有先进的控制系统。ACME台架DCS数据采集及控制系统由工程师站、操作员站、数据存数器、现场监控器等组成，可实现试验稳态运行条件的建立及事故条件下的信号触发及逻辑响应，集试验操控、数据存储、现场监控等功能于一体。ACME台架主要系统布置图如图4所示。
为全面模拟CAP1400在各种小破口事故下的响应，ACME台架设置了包括冷管顶部和底部、热管底部、安注管线双端断裂、平衡管线双端断裂等不同破口位置，从2.5cm、5cm到20cm等不同破口尺寸，以及叠加不同设备失效条件下的小破口试验研究，模拟各种事故瞬态过程及重要的热工水力物理现象，研究破口位置、尺寸、失效形式等对于系统响应和事故进程的影响，验证非能动堆芯冷却系统的有效性。特别的，通过在ACC管线上设置隔离阀门，还能够研究不凝结气体氮气对冷却系统性能的影响。ACME台架专门设计破口模拟系统，具体破口模拟位置如下表所示，图5示出了ACME台架模拟小破口事故示意图。。
在本发明中，ACME试验台架基于多级双层比例分析方法（Hierarchical Two-Tiered Scaling, H2TS）比例分析方法进行比例设。H2TS是一种针对复杂多项流系统的结构化比例分析方法。ACME试验台架比例分析方法流程如下。图7示出了H2TS比例分析的基本组成，该方法由四个基本要素构成。
具体地，“多级”是指将复杂系统进行分解以确定可发展相似准则的比例分析级别。即，第一步系统分解：将CAP1400电站系统分解为反应堆主回路冷却剂系统（RCS）和非能动安全系统（PXS）两个主系统；每个主系统可以划分为相互作用的子系统（或模块）；子系统再细化为相互作用的组元（物质）；组元可分为组份（气相、液相和固相）；组份可通过若干特性参数来描述，而这些特性参数及其变化描述了事故过程中不同的物理现象，需要满足三个关键的守恒方程（质量、能量和动量守恒方程）。
在此之后第二步进行比例分析层次识别：系统分解后，根据所研究的物理现象，识别比例分析的层次并得到其相似准则。例如：系统内的热工水力学过程（回路自然循环或主回路降压过程）在系统层面分析；PRHR余热载出过程，CMT、ACC和IRWST非能动安注过程，ADS降压过程，地坑长期冷却自然循环过程在子系统层面分析；对于单个部件如堆芯、稳压器、蒸汽发生器、热管段、冷管段、主泵、回路管道等在模块层面分析；汽液两相混合物和固体边界之间相互作用在组元层面分析；汽液两相之间的质量、动量和能量传输在组份层面分析。
另外，“双层”是指针对每一可行的比例分析级别进行两层次的比例分析，一层是自下而上的比例分析，对重要现象等级分级表PIRT (Phenomena Identificat1n andRanking Tables)中重要的局部物理过程进行比例分析得到相似准则，对系统比例分析过程进行补充。另一层是自下而上的比例分析，对每个比例分析级别的控制方程进行无量纲化得到相应的特征时间比和相似准则。
本发明采用的H2TS方法的第三步为自下而上（Top-Down）比例分析。自下而上比例分析的过程关注的是重要现象等级分级表PIRT识别的系统组元间相互作用的关键物理过程，根据不同比例分析层次对应的守恒方程得到相应的相似准则和特征时间比，并确定后面的自下而上（Bottom-Up）比例分析需关注的重要物理现象。
本发明采用的H2TS方法的第四步是自下而上（Bottom-Up）比例分析：自下而上比例分析得到特定物理过程（如流型转变和传热过程等）的相似准则。自下而上比例分析关注的是PIRT识别出的对系统工作性能至关重要的局部独立物理过程，并提供相应部件设计应满足的要求。
本发明针对重要的现象上进行深入分析研究，即在H2TS方法原有基础上，进一步拓展了整体试验模拟的范围，提升了现象模拟的准确性。ACME试验台架能够更加真实准确全面的反映核电站事故瞬态的物理过程和现象。在试验系统的完整性方面，较现有技术同类台架，本发明所模拟的原型系统配置更加完整准确。在台架失真的比较方面，在现有技术的同类台架局部失真较大的地方，ACME的局部失真度更小。在仪表测量系统比较方面，本发明技术领先。在试验工况对比方面，小破口事故研究所采用的试验工况更加完整全面。
对于比例化整体试验系统，满足试验台架和原型系统之间在热工水力过程及重要现象上的相似是试验研究的基础。为此ACME台架进行了详细的比例分析及设计，保证非能动系统所关注的重要物理现象均能够进行相似的模拟，并能够反映真实的系统设备间的耦合作用。
本发明利用H2TS方法，在ACME台架的比例设计中进行了CAP1400的反应堆冷却剂系统部件和非能动堆芯冷却系统部件的比例分析，针对CAP1400电站SBLOCA的PIRT所列关键物理现象进行了系统、全面的比例分析，得到了ACME台架的相似准则和比例设计规格，确保ACME台架能够准确的模拟原型中SBLOCA下的重要热工水力物理现象，是ACME台架工程设计的基本设计输入条件。
主回路各设备的比例分析首先应保证重力支配的自然循环过程，因此主回路各设备的设计首先考虑满足总体系统比例，要求具有同样时间、流速、功率等比例。对于整体系统的比例分析及设计方案，还需要保证系统内总质量和总能量的变化过程相似，这一要求可通过系统降压过程相似分析来实现。在系统排干或降压时间满足系统时间比的前提下，可以确定进入和流出系统的质量和能量总体比例关系，包括：PXS的容积及对应安注流量、破口及ADS排放流量等比例关系。此外，对出现的重要局部过程现象也要在比例分析及设计方案中予以考虑。堆芯除自然循环外还要考虑CHF等尽可能相似，因此提出了堆芯设计的四条关键准则，从而确定了ACME试验台架堆芯结构参数和加热棒布局方案。对于RPV的上部结构，其堆芯上腔室大空间夹带、去夹带现象、上部支撑板的CCFL现象都需要进行分析，以此得到了堆芯上腔室∏群和相似准则，进一步确定了ACME试验台架RPV上部构件的比例设计参数。主回路中主管道的流型转变现象是关键现象，它将直接影响CMT和ADS4的工作状态，为此需要保证主管道修正Froude数相同以满足流型转变相似。波动管以CCFL相似分析为基础确定了相应的比例设计参数。
非能动堆芯冷却系统的比例分析以自然循环过程以及降压过程分析为基础，其设计同样必须满足总体系统比例要求，应具有同样时间、流速、功率、水装量等比例。此外，对重要的局部过程和现象也要在比例分析及设计方案中予以考虑。一是对管道流动阻力和局部阻力的分析，确定合理的管线阻力比例以满足理想流量比要求。破口及ADS喷放中临界流是重要局部现象，通过调节管道的喉部直径，可以达到满足喷放流量比的条件。
对以比例分析得到的相似准则进行失真评价，可以看出通过CAP1400比例分析得到的ACME比例设计能够保证试验总体上模拟失真较小，因此ACME能够较为准确的模拟CAP1400小破口事故的瞬态过程及其中重要热工水力学现象。通过系统详细的比例分析所得到的比例设计，能够保证ACME台架与CAP1400之间具有很好的相似性。具体的H2TS分析步骤加将在后文中进行详细描述。
根据本发明的方法，最终得到的ACME台架的主要比例参数如下：
表1：
。
图6示出了不同试验台架模拟阶段的对比。通过对比可以看出，现有技术中多为单项及小规模系统的核电热工水力试验台架，尚无大规模整体性核电热工水力试验台架，而本发明填补此项空白。而且试验整体方案比较，同现有技术的几个同类台架相比，因ACME采用先进的整体方案设计，采用ACME一个台架即可完成国际上需要两个台架配合才能完成的安全评审工作。
继续参照图7，其示出了本发明确定参数的步骤，首先进行系统分解：将核电站系统分解为主系统；每个主系统可以划分为相互作用的子系统；子系统再细化为相互作用的组元；组元可分为组份；组份可通过若干特性参数来描述。系统分解后，根据所研究的物理现象，识别比例分析的层次并得到其相似准则。然后对每一可行的比例分析级别进行两层次的比例分析，一层是自下而上的比例分析，对重要现象等级分级表PIRT中重要的局部物理过程进行比例分析得到相似准则，对系统比例分析过程进行补充。另一层是自下而上的比例分析，对每个比例分析级别的控制方程进行无量纲化得到相应的特征时间比和相似准则。比例分析得到了一系列特征时间比（无量纲∏群）和相似准则。而后对以比例分析得到的相似准则进行失真评价，如果失真较大，则重复进行两层次的比例分析；如果失真较小，则确定参数。
其中，H2TS分析的具体步骤为：首先根据重点关注的现象列出控制体守恒方程，利用初始条件和边界条件对方程进行无量纲化，得到特征∏群和动态弛豫时间，将不同物理过程对应的∏群排序得到关键物理过程的各个分量的排序。由于几何尺寸和物性参数等的差别，缩比试验台架不可能模拟全部物理过程，只能优先保证最关键过程的相似性，对次要物理过程进行比例失真评价。通过保证事故瞬态关键物理过程∏群相似性即可得到模型试验台架的几何设计参数和初始运行工况。具体分析过程如下：
（1）特征时间比
H2TS比例分析方法将得到相关物理过程的特征时间比∏。推导过程如下，对于连续相“k”，其控制体守恒方程为：
(1-1)
其中，为守恒参数（或等），为控制体体积，为体积流量，为通过传输面积Akn从“k”相向“n”相传输的参数通量，因此，代表传统的质量、动量和能量对流项；代表如冷凝等传输过程，而为源项，如衰变功率或体积力项。
设：
将方程无量纲化：
(1-2)
方程两边同时除以可以得到：
(1-3)
其中，k相的弛豫时间为：
(1-4)
对应于传输过程和源项的特征时间比分别为：
(1-5)
(1-6)
每一个传输过程对应一个特征时间比（无量纲∏群），因此可以通过特征时间比（即各∏值）的比较得到相应物理过程的重要性。如需在模型台架上复现原型电站的物理传输过程，则需保证物理过程对应的特征时间比在原型与模型间相等。如图8所示，如果能够保证初始条件和无量纲空间的物理过程变化率，则可以保证原型与模型的模拟相似。
（2）过程重要性分级
定义事故瞬态过程中不同物理过程的特征时间比为：S[(∏ i,j ),(∏ i+1,j )…(∏ Ni,Nj)]，其中i, j, N i, N j分别表示特定过程序号、比例分析层次、总的物理过程数量和比例分析层次数量。
由于几何尺寸和物性参数等的差别，在缩比试验台架中不可能保持与原型电站所有的特征时间比相同，也就是说，不能保证所有物理过程的相似性，也即：
(1-7)
下标p代表原型电站，m代表模型台架。
可以设计一个试验台架来模拟原型电站中最关键的物理过程，保证其对应的特征时间比原型与模型相似。保证这些特征时间比可以优化模型试验台架的设计，重点研究关键的物理过程。
为确定整个瞬态事故中的关键物理过程，必须得到不同比例分析层次中模型与原型的特征时间比。该特征时间比为物理过程特征频率和弛豫时间的乘积，也即：
(1-8)
特征频率定义了特定物理过程质量、动量和能量的传输速率，而弛豫时间则给出了控制体中发生该传输过程所需的时间，
(1-9)
表示在弛豫时间内仅有少量的守恒物理量在控制体内进行了传输，该传输过程对于事故瞬态而言不重要，
(1-10)
表示在弛豫时间内有大量的守恒物理量在控制体内进行了传输，该传输过程对于事故瞬态而言重要。
（3）比例准则
比例分析得到了一系列特征时间比（无量纲∏群）和相似准则。保证PIRT识别出的重要物理现象的相似准则，即使得重要物理过程的特征时间比在原型与模型间相等，即可得到试验台架的相似准则：
(1-11)
通过调整台架几何尺寸、流体物性参数和运行工况，可以满足以上准则。
（4）比例失真评价
比例失真评价的目的是为了评估模型试验台架的几何尺寸、边界条件和运行工况造成的失真大小。模型试验台架特定物理过程比例失真度可以表示为：
(1-12)
失真因子DF的物理本质可以解释为在原型和模型对应的弛豫时间内通过控制体传输的守恒量原型和模型之差与原型传输量之比。DF=0表示模型台架完全模拟了该物理过程。DF=0.05表示比例化后模型中传输的物理量比原型中传输的物理量少了5%。失真因子也可以表示为：
(1-13)
或
(1-14)
通过对比特征时间比的大小可以得到不同物理过程对于事故瞬态的影响程度，通过保证PIRT评价中关键的物理过程的特征时间比原型与模型相似，即可得到整体性能试验台架的比例相似准则和设计参数。
与现有技术的试验台架相比，试验系统配置最为完整，试验设计更为完善，例如对比可见表2和表3：
表2：试验台架系统配置的完整性对比
。
表3：试验设计对比
。
通过对比可知，利用比例分析和试验设计的改进优化，提升了整体试验台架模拟的准确性和完整性：将H2TS比例分析方法首次扩展至波动管CCFL、ADS4夹带、下降段流型转变、PRHR HX局部传热等复杂物理现象的分析，提高了整体试验在局部关键现象上的模拟准确度；采用新的工艺设计方法，实现了堆芯、堆内构件、压力容器本体等复杂结构的准确模拟，攻克了加热棒束高压密封、上部堆内构件有效支撑、测量仪表贯穿多层壳等技术难点；开发了宽量程、高精度的汽液两相分离测量系统及堆芯三维温度场测量装置，获得了更为准确、全面的热工水力试验数据。ACME试验台架完整模拟了原型电站主回路系统和非能动系统，其重要功能部件和局部复杂结构采用了一系列特殊设计，以更好模拟原型电站。
本发明的ACME台架比例分析涵盖了CAP1400小破口失水事故的四个事故瞬态，得到了模拟CAP1400反应堆主回路冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统的相似准则，并给出其主要结构的比例设计参数。
上面已经参照具体实施例详细描述了本发明，显然，在不脱离所附权利要求中所限定的本发明范围的情况下，可以进行更改和变化。更具体地，尽管本发明的一些方面在本文中被确定为优选的或者有利的，但是本发明不必限制于本发明的这些优选实施例。
Claims (10)
1.一种ACME试验台架，其特征在于，其包括：
完整模拟原型核电站的回路系统与设备，其包括反应堆堆芯、反应堆压力容器及堆内构件、两台蒸汽发生器、稳压器、四台主泵、四条冷管、两条热管，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，其包括非能动余热排出系统及非能动余热排出换热器、两台堆芯安注箱、两台蓄压安注箱、安全壳内置换料水箱、1-4级自动泄压系统、直接安注管、安全壳内长期冷却再循环管线、安全壳内隔间，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，其包括主给水系统、主蒸汽系统、PORV管线，其满足试验功能需求；
部分模拟与反应堆回路相连的系统与设备，其包括化容系统、正常余热排出系统，其支持试验工况的研究。
2.根据权利要求1所述的ACME试验台架，其特征在于，其包括多个试验专用系统以进行试验，所述多个试验专用系统包括用于模拟安全壳内冷凝回路的冷凝回水系统、用于收集高温高压排汽排水的排水收集系统、用于释放大量蒸汽的蒸汽排放系统。
3.根据权利要求1所述的ACME试验台架，其特征在于，其为按照1/3高度比、等压设计的非能动堆芯冷却系统整体性能试验台架。
4.根据权利要求1所述的ACME试验台架，其特征在于，其布置有1300余个测点，涵盖温度\压力\流量\液位\压差\水装量\功率多方面的参数测量，所述ACME试验台架具有5套汽水分离测量系统，用于对破口排放的两相流实施分离测量。
5.根据权利要求1所述的ACME试验台架，其特征在于，其还包括DCS数据采集及控制系统，其由工程师站、操作员站、数据存数器、现场监控器组成，用于试验稳态运行条件的建立及事故条件下的信号触发及逻辑响应，集试验操控、数据存储、现场监控。
6.根据权利要求1所述的ACME试验台架，其特征在于，所述ACME台架设置了包括冷管顶部和底部、热管底部、安注管线双端断裂、平衡管线双端断裂不同破口位置，从2.5cm、5cm到20cm的不同破口尺寸，以及叠加不同设备失效条件下的小破口试验研究，用于模拟各种事故瞬态过程及重要的热工水力物理现象，研究破口位置、尺寸、失效形式对于系统响应和事故进程的影响，验证非能动堆芯冷却系统的有效性。
7.根据权利要求1所述的ACME试验台架，其特征在于，所述ACME台架的主要比例参数为：高度比1∶3；流通面积比1∶31.36；直径比1∶5.6；体积比1∶94.08；功率比1∶54.32；速度比1∶1.732；时间比1∶1.732。
8.一种ACME试验台架比例分析方法，其特征在于，其包括：
a)系统分解，其将核电站系统分解为反应堆主回路冷却剂系统和非能动安全系统两个主系统；
b)比例分析层次识别，其在系统分解后，根据所研究的物理现象，识别比例分析的层次并得到其相似准则；
c)Top-Down比例分析，其根据不同比例分析层次对应的守恒方程得到相应的相似准则和特征时间比，并确定Bottom-Up比例分析需关注的重要物理现象；以及
d)Bottom-Up比例分析，其得到特定物理过程的相似准则。
9.根据权利要求8所述的ACME试验台架比例分析方法，其特征在于，每个主系统可以划分为相互作用的子系统；子系统再细化为相互作用的组元；组元可分为组份；组份可通过若干特性参数来描述，而这些特性参数及其变化描述了事故过程中不同的物理现象，需要满足质量、能量和动量守恒方程。
10.根据权利要求8所述的ACME试验台架比例分析方法，其特征在于，H2TS分析的步骤为：根据重点关注的现象列出控制体守恒方程，利用初始条件和边界条件对方程进行无量纲化，得到特征П群和动态弛豫时间，将不同物理过程对应的П群排序得到关键物理过程的各个分量的排序。
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