非能动实验台架挑战重重

“相对于现有商用核电机组所采用的能动安全系统，非能动安全系统的设计原理发生了根本变化，事故进程和物理现象与原二代核电有较大区别。因此，CAP1400 安全评审要求对非能动安全系统设计全面开展试验验证。”常华健表示。

通过试验来验证核电站安全性是最为可靠的手段，但在真实核电站上直接进行事故研究是不现实的。因此，通常采用缩小比例的整体试验台架来研究系统级过程，而针对重要物理过程研究则采用单项试验台架。

“试验验证对于核电安全发展具有重要作用并已有广泛研究，但对全面采用非能动理念的核电站而言，试验研究难度依旧很大。”常华健表示。

首先，对于全新的非能动电站设计，事故现象的试验研究是一个新领域，各道非能动安全系统作用于不同事故或事故的不同阶段，设计各不相同，研究内容非常复杂，需要进行大跨度的系统性和局部性的试验研究，需要优化组合后采用不同的整体和单项试验台架相互配合，从而确立可行的试验方案。

其次，各研发机构对于热工水力试验具有各自的专长领域，往往只是针对某个系统甚至某个现象进行试验研究。在 AP600 的开发过程中，对于非能动堆芯冷却整体性能的验证采用了世界上的三个综合试验台架，由于各有一定的局限性，这三个台架仅能分别研究事故的某些特定阶段。对于非能动安全壳冷却系统，各试验台架之间的比例、参数、模拟工况范围等，都不能很好的统筹考虑台架试验的完整性、充分性和匹配性。

“而我国在商用压水堆安全试验技术上起步较晚，尤其是在复杂非能动系统事故瞬态过程的试验研究方面，在引进 AP1000 技术时仍基本处于空白。”常华健说。

国际首个完整的核电安全试验平台

为了对 CAP1400 的安全特性进行全面可信的验证，在国家科技重大专项支持下，研究团队决定自主设计并建设全面的试验验证平台，包括用于研究主回路及非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统的两大整体试验台架 ACME（Advanced Core-cooling Mechanism Experiment） 和 CERT（Containment Safety Verification via Integral Test），研究非能动安全壳冷却系统关键物理过程（壳外水分配、壳内冷凝、冷凝水膜耦合）以及严重事故下熔融物滞留系统关键传热过程（金属层传热、压力容器外部冷却）的五个单项台架。

“我们总共搭建了七个台架，形成了具备对各道非能动安全系统进行全面验证能力的试验平台。”常华健说。

为验证我国自主研发的先进核电站的非能动堆芯冷却系统的性能，科研团队在大型综合实验设计等技术上多年攻关，建成了我国自主研发的非能动堆芯冷却系统的整体性试验台架ACME，验证了非能动堆芯冷却系统的可靠性。

压力容器的外部冷却是核电站严重事故缓解的核心技术，这个试验具有工况恶劣，模拟实际情况技术难度大等特点。研究团队通过对于真实物理过程模拟技术的研究，采用与实际反应堆压力容器相同的表面材料，完成了两个单项试验台架的设计与建设，并验证了堆内熔融物滞留技术的有效性。

由于非能动安全壳整体冷却过程中的物理现象多且复杂，需要分别开展整体以及单项实验研究。国际上原有实验的技术条件与实际条件有明显差距，为了达到验证的目的，科研团队大胆创新，设计并建造了世界上规模最大的安全壳整体性能试验台架CERT及三个高参数的单项试验台架，充分验证了安全壳冷却系统的可靠性。

“这七个试验平台功能互补、相互配合，构成了国际首个完整的核电非能动安全试验平台，大幅提高了非能动核电站整体安全性能的验证水平。”常华健说，通过这些试验模拟和对数据的研究分析，全面验证了CAP1400核电站非能动安全系统的可靠性，为我国自主化核电技术发展奠定了坚实的试验验证技术基础。