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本文通过定性与定量方法对比分析ACME与APEX先进压水堆测试设施在小破口失水事故中的热力响应，验证系统级缩放分析法的有效性，为核反应堆安全评估提供参考。
邓成成|李成志|杨俊晓|李宗阳
华中科技大学能源与动力工程学院核工程与技术系，武汉，430074，中国
摘要
为了对先进核反应堆的安全性进行评估，需要设计和建造缩比的热工水力试验设施，以模拟原型反应堆的关键现象和过程。先进堆芯冷却机制实验（ACME）和先进堆实验（APEX）是两种为先进被动压水反应堆（PWR）设计和建造的典型整体热工水力试验设施。APEX试验设施是为AP1000建造的，而ACME试验设施则是为中国CAP1400建造的，并被选为国际标准问题第51号（ISP-51）项目的基准设施。本研究从定性和定量两个角度对ACME和APEX试验设施进行了比较分析。一方面，通过结合ACME和APEX的实验数据及仿真结果，比较和分析了小规模失水事故（SBLOCA）瞬态过程中关键参数的变化曲线。另一方面，采用系统级缩放分析方法定量比较了SBLOCA瞬态过程中不同阶段的关键现象的无量纲数值。结果表明，ACME和APEX都是用于研究SBLOCA瞬态过程中被动安全系统行为的良好缩比热工水力试验设施。此外，在SBLOCA瞬态过程的中后期，ACME和APEX试验设施表现出良好的相似性。通过对ACME和APEX试验设施的比较分析，本研究可以为先进核反应堆整体热工水力试验设施的缩放设计和实验数据的交互验证提供指导。
引言
被动安全是先进核能技术的一个重要特征。“被动”概念起源于美国西屋电气公司开发的AP600/AP1000压水反应堆（PWR）。被动安全设计消除了依赖于电源的主动安全装置，而是创新性地采用完全依靠重力、浮力等自然力的被动安全系统来应对各种事故（Olatubosun等人，2021年）。通过采用“设计简化”方法来设计设备和管道，被动设计显著降低了人为错误的可能性。因此，AP600/AP1000反应堆不仅实现了显著提升的安全性能，还提高了经济竞争力（Lin和Ouyang，2008年）。随后，世界各国开始采用先进的被动安全设计来开发新的核反应堆类型。基于AP1000的“技术引进、吸收和再创新”策略，中国开发了具有自主知识产权的大规模先进被动核电站CAP1400（Zheng等人，2016年）。为了评估新核反应堆的安全性能，通常需要建造热工水力试验设施进行实验研究。这些试验设施通常分为整体效应试验（IETs）和单独效应试验（SETs）。IETs是缩比后的试验设施，能够再现原型核反应堆的整体系统，并通过特定的缩放分析方法来模拟某些典型事故下的系统特性和重要的热工水力现象。
为了对AP600/AP1000被动反应堆的安全性进行评估，已经建立了多个整体热工水力试验设施进行实验研究，包括日本原子能机构的ROSA设施、意大利SIET公司的SPES-2设施以及美国俄勒冈州立大学的APEX设施。ROSA项目旨在研究轻水反应堆在失水事故（LOCAs）和运行瞬态下的热工水力响应（Kukita等人，1988年）。为了验证AP600的设计，日本原子能研究所对ROSA试验设施进行了改造。SPES-2是从原始的SPES-1改造而来的专门针对AP600的整体试验设施，它包含了所有关键的被动堆芯冷却系统组件，能够模拟AP600中小规模失水事故（SBLOCA）场景的瞬态过程（Friend等人，1998年）。为了支持AP600/AP1000的安全认证，俄勒冈州立大学建造了APEX试验设施，并进行了关于AP600/AP1000被动安全系统的安全设计、缩放方法和代码验证的广泛研究（Reyes，2010年；Woods和Collins，2009年；Wright，2007年；Xie，2010年）。作为成熟的热工水力试验设施，APEX的实验数据在核工业中得到了广泛认可。
为了支持CAP1400先进核反应堆在中国获得许可，中国国家电力投资集团公司研究院（SPIC）设计并建造了ACME整体热工水力试验设施。ACME设施基于CAP1400原型按1/3的高度比例进行缩放，用于研究包括SBLOCA、电站停运（SBO）和非失水事故（non-LOCA）瞬态在内的各种事故场景。针对CAP1400和ACME进行了大量研究，包括实验研究（Li等人，2016a，2017年）、代码验证（Deng等人，2019a；Yang等人，2020年）以及缩放分析（Li等人，2019年）。2019年，经经合组织/核能机构（OECD/NEA）核设施安全委员会批准了第51个国际标准问题（ISP-51）。ACME被用作ISP-51项目的基准试验设施，用于开展代码验证活动。参与机构使用不同的热工水力代码对ACME试验设施进行仿真，并将仿真结果与ACME实验数据进行比较，以评估代码的能力（Zhang等人，2022年）。基于ACME试验设施的ISP-51项目在先进核反应堆的被动安全评估和代码验证中发挥着重要作用。
整体热工水力试验设施通常需要通过特定的缩放分析方法进行合理设计。目前，已经开发了多种缩放分析方法，包括线性缩放方法、功率-体积缩放方法、Ishii的三级缩放方法、分层两级缩放（H2TS）方法以及分数缩放分析（FSA）方法（Wang和Yan，2021年）。这些缩放分析方法侧重于推导出反映关键现象和过程本质的无量纲准则数。通过设计特定的几何缩放关系并调整相关的初始条件和材料属性，使重要的无量纲数值尽可能相等，以确保模型与原型之间的相似性。然而，从缩比试验设施获得的实验数据通常具有不同的适用范围（Deng等人，2019b）。一些研究评估了来自不同热工水力试验设施的对应测试数据的适用性（Liu等人，1995年；Yang等人，2013年；Martinez-Quiroga等人，2014年；Lorduy-Alós等人，2020年；Park等人，2020年）。对于包括ROSA/LSFT、SPES-2和APEX在内的AP600/AP1000相关试验设施，美国爱达荷国家工程实验室（INEL）的Banerjee等人采用自上而下的系统缩放方法来评估这三个设施在SBLOCA瞬态下实验数据的适用性（Banerjee等人，1997年；Wulff和Rohatgi，1998年）。西屋电气公司的Liao Jun等人基于全谱LOCA评估模型进行了系统缩放分析，以评估ROSA/LSFT试验设施在传统西屋三环PWR中表征SBLOCA不同阶段的适用性（Liao，2016年）。
ACME和APEX都是为第三代先进被动PWR原型设计的整体热工水力试验设施，采用了H2TS缩放方法。这两个试验设施有许多相似之处，但由于缩放尺寸和压力设计方案的不同，也存在某些差异。本研究对ACME和APEX试验设施进行了系统的比较分析。首先描述了ACME和APEX设施的结构配置和特性，并比较了它们的缩放关系。然后，通过结合实验数据和仿真结果，对两种试验设施在SBLOCA场景下的关键参数瞬态响应曲线进行了比较分析。此外，采用系统级缩放方法定量计算并比较了SBLOCA瞬态过程中不同阶段的关键现象的无量纲数值，从而从定性和定量两个角度分析和评估了ACME和APEX试验设施之间的相似性。
部分摘录
ACME试验设施
ACME试验设施是一个整体热工水力试验设施，其设计比例为1:3，以中国先进被动核反应堆CAP1400为原型。该设施用于研究在不同断裂条件下的被动堆芯冷却系统的运行特性，并探究典型LOCA瞬态过程中的热工水力现象机制。ACME设施可以提供实验数据以支持安全性评估
ACME和APEX在SBLOCA瞬态结果上的比较
ACME和APEX试验设施都进行了典型的SBLOCA实验研究。同时，对这些试验设施也需要进行仿真计算。在本研究中，对APEX和ACME试验设施进行了RELAP5建模和计算，两种试验设施的RELAP5节点图分别显示在图3和图4中。作为ISP-51项目的基准设施，ACME试验设施使用了典型的SBLOCA试验条件
ACME和APEX的系统级缩放分析
在基于ACME和APEX在SBLOCA瞬态过程中关键参数变化的定性比较基础上，进一步使用系统级缩放分析方法对两种试验设施的相似性进行了定量比较。系统级缩放方法最初由美国INEL的Banerjee提出，用于AP600的缩放设计（Banerjee等人，1997年）。在本研究中，首先应用了系统级缩放方法
结论
对两个代表性的整体热工水力试验设施ACME和APEX，从定性和定量两个角度进行了系统的比较分析。通过结合实验数据和仿真结果，比较和分析了ACME和APEX试验设施在典型SBLOCA事故过程中的关键热工水力参数的瞬态变化曲线。结果表明，ACME的关键参数变化趋势
CRediT作者贡献声明
邓成成：撰写 – 审稿与编辑，撰写 – 原稿，概念构思。李成志：撰写 – 原稿，方法论，数据管理。杨俊晓：软件，方法论。李宗阳：撰写 – 审稿与编辑，监督，概念构思。
利益冲突声明
作者声明他们没有已知的可能会影响本文所述工作的竞争性财务利益或个人关系。
