热工水力验证试验评价的关键问题

热工水力验证试验评价的关键问题
刘宇生;薛艳芳;马帅;史强;刘希瑞
【摘要】结合核安全验证试验的审评需求,本文对热工水力验证试验评价的关键问题进行了研究.通过梳理热工水力核安全验证试验的种类及特点,分析了我国核安全法规对验证试验的要求,总结了国内外热工水力验证试验的监管及评价实践.基于热工水力验证试验的技术要素,提出了我国热工水力验证试验的评价方法.研究结果表明:我国验证试验关键技术环节的监管尚缺乏技术指导文件;国内外已有验证试验监管中,技术文件审查、试验现场见证、独立试验验证和质量保证评估是监管和评价的主要方式;基于试验装置及测量、边界条件及工况、数据分析结果等关键技术,结合质量保证的基本要求,可得到热工水力验证试验的评价要求.
【期刊名称】《核安全》
【年(卷),期】2018(017)006
【总页数】7页(P72-78)
【关键词】热工水力;试验验证;核安全;质量保证;监管实践
【作者】刘宇生;薛艳芳;马帅;史强;刘希瑞
【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;国核华清 (北京) 核电技术研发中心有限公司,北京102209;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082
【正文语种】中文
【中图分类】TL334
核安全验证试验，是在核安全相关的分析中，用来验证物项的性能是否符合规定要求，使物项置于一组物理、化学、环境或运行条件之下的活动[1]。

用以证明物项
的设计性能，其范围涉及热工水力、力学、核物理、辐射防护、环境影响评价等多个专业，在核安全审评中，以热工水力类型的验证试验居多。

核安全验证试验广泛用于核动力系统及装备研发、核安全分析软件开发等领域。

如非能动应急堆芯冷却系统的研发过程中，西屋公司开展的APEX(Advanced Plant EXperiment)试验[2]、国家电投公司开展的ACME(非能动堆芯冷却系统整体试验，Advanced Core-cooling Mechanism Experiment)试验[3]等；在燃料组件开发
过程中，进行的控制棒驱动线落棒试验[4]、临界热流密度试验(CHF)试验[5]等；
在核安全分析软件的确认过程中，广泛使用的ROSA-LSTF(Rig-of-Safety Assessment-Large Scale Test Facility)试验[6]、ATLAS (Advanced Thermal Hydraulic Test Loop for Accident Simulation)试验[7]等。

在CAP1400、华龙一号等具有自主知识产权核电技术的研发中，设计单位按照我国HAD 102-2006的规定，对核电厂中引入的未经验证的设计，开展了大量设计验证试验。

在核安全审评过程中，验证试验及结果成为判断创新设计满足核安全要求的重要依据，其试验过程的真实性、方案的合理性、结果的有效性对审评结论具有重要影响，因此有必要对核安全验证试验开展评价，对相关的评价方法开展研究，从而为审评核安全验证试验相关问题提供依据和参考。

1 核安全热工水力验证试验的特点
核安全热工水力验证试验主要用以验证核动力系统及设备设计的热工水力特性，根据热工水力现象的不同，可以分为整体效应试验和单项效应试验；按照试验规模及其与原型的关系，可分为基础研究试验和工程试验[8]。

本文按照试验应用目的的不同，将热工水力验证试验分为设计验证试验和软件验证试验两大类，如图1所示，两类试验特点分别如下。

1.1 设计验证试验
设计验证试验主要用于热工水力系统、设备和部件设计性能的直接验证，根据设计阶段的不同，可分为设计输入验证试验和设计性能验证试验[8]。

设计输入验证试验主要是用以为设计提供输入参数或条件，可行性试验、设备性能试验均属于该类。

根据试验模拟对象的不同，这类试验有系统级别试验，也有设备级别试验。

如，非能动系统设计的验证试验、核电系统设备中的流量分配试验、燃料组件中的CHF试验和力学性能试验等。

需要说明的是，在设计初期，为验证设计概念可行性而开展的机理性试验、可行性试验也属于设计输入试验。

设计性能验证试验主要用以验证部件、设备、系统的设计性能，这类试验在许可证申请中出现较多，CAP1400中针对非能动应急堆芯冷却系统开展的ACME试验；华龙一号中针对二次侧非能动系统开展的ASP试验；燃料组件中的落棒试验、地震试验和磨损试验；针对泵阀出厂前的鉴定试验等均属于本类试验。

1.2 软件验证试验
软件验证试验，主要用于核安全分析软件的模型开发和程序确认，按照验证现象的层次不同，分为整体效应试验和单相效应试验[9]。

整体效应试验又称综合效应试验，以核电厂系统或复杂部件整体作为对象，主要关注热工水力系统整体行为、瞬态过程不同机理间相互作用。

该类试验装置几乎包含了模拟对象的全部关键设备，装置的几何尺寸与模拟对象具有相似性，针对热工水力系统运行的各种工况开展研究，试验结果可用于优化系统程序模型和验证计算机程序，此类试验一般作为程序验证的关键试验，能够对原型设计中不同系统的动态响应、不同的物理过程进行综合的模拟，在安全审评中涉及较多。

为开展软件验证而进行的ACME试验、APEX试验、ROSA试验和SPES-2试验均属于整体效应试
验的范畴。

图1 热工水力验证试验分类Fig.1 Classification of thermal hydraulic test
单项效应试验又称分离效应试验。

这类试验以关注单个热工水力现象或过程为主，仅针对某一物理现象进行研究，试验结果可用于相应计算分析程序或模块的修正和验证。

单项效应试验对单个物理现象模拟程度很高，参数范围也较广，在安全分析程序的审评中涉及较多。

2 核安全法规对验证试验的要求
目前，我国法规对试验验证及其相关内容的要求主要从两个方面提出，一方面基于核设施设计安全，在设计改进、设计变更、设计评价及验证领域规定必须开展试验验证[10，11]；另一方面则基于质量保证活动，将试验验证作为设计验证的一种手段，规定了试验验证活动应满足的质量保证要求[15，16]，见表1。

表1 我国与试验验证相关的核安全法规Table 1 The nuclear safety regulations involving test verification法规名称层次种类核动力厂设计安全规定HAF102-2016部门规章核动力厂安全评价与验证HAD102/17-2006导则核电厂堆芯的安全设计HAD102/07-1989导则必要性要求核电厂质量保证安全规定HAF003-1991部门规章核电厂设计中的质量保证HAD003/06-1986导则核电厂质量保证监查HAD003/05-1988导则质量保证要求
2.1 对试验验证的定位及要求
对于未经验证的设计申请应用于工程实践，《核动力厂设计安全规定》规定：创新设计在投入使用前，必须经过充分试验，并在使用中进行监测，从而验证创新设计的性能达到了预期效果[10]。

对于上述规定，《核动力厂安全评价与验证》中做了进一步的要求：当引入创新的或未经验证的设计时，应该通过适当的支持性验证计划证实它们符合安全要求，并在投入运行前，进行充分的试验验证[11]。

例如，对于非能动安全系统这类不依赖于能动设备驱动的创新型设计，虽然其设计较能动系统更加简化和可靠，但其实际性能及可靠性应通过研发、试验和分析程序进行验证[11]。

总体来看，对于未经验证设计的工程应用，现有法规指出了开展验证试验的必要性，也明确了试验验证的要求。

2.2 试验验证的质量保证要求
对于设计验证过程的质量保证，《核电厂质量保证安全规定》要求，设计控制措施中必须规定验证设计和设计方法恰当的标准，并指出可通过审查设计、使用其他的计算方法和开展试验项目等形式开展设计验证。

当采用试验项目验证具体设计的特性和性能时，鉴定试验必须采用原型试验件。

试验条件必须选择为拟验证设计的最苛刻设计工况。

若不能满足上述试验条件选定要求，则试验结果应能够外推到最苛刻设计工况，且试验结果应能验证设计性能[12]。

对于设计验证方法，《核电厂设计中的质量保证》要求：责任设计单位至少应确定并使用设计审查、其他计算方法或鉴定试验三种验证方法中的一种；有必要使用多种方法时，必须在质保验证程序中对所使用的方法进行说明[13]。

对于试验项目，HAD 003/06以鉴定试验的形式进行了要求，即验证试验必须按
书面试验程序(即试验规程)开展，试验规程必须规定或引用相关设计文件中的要求及验收限值；试验规程应确认试验先决条件已满足、仪表量程和精度符合试验要求、关键参数在试验过程中得到了监测。

此外，对于试验先决条件的具体内容、试验结果的形式及评价确认、模型试验的结果的应用要求、验证试验与设计修改之间的迭代过程，HAD003/06也都进行了详细规定[13]。

此外，对于鉴定试验中的质保监查，《核电厂质量保证监查》规定了质量保证活动监查的方式、流程和对人员要求[14]。

总体来看，现有的质量保证法规给出了设计验证的主要方式、鉴定试验的通用流程
及要求，从质量保证活动的角度来说，这些要求对试验验证是适用的，但与验证试验密切相关的装置设计、仪表不确定度及试验结果分析等内容，现行法规及导则并未规定其应满足的要求。

3 国内外热工水力验证试验监管
3.1 国际热工水力验证试验监管
美国、法国、日本等世界核电强国建造了大量试验装置，先后对第二代核电技术、非能动安全技术和小型模块化反应堆技术等设计开展了大量热工水力试验验证，各国监管机构也开展了相应的监管和评价[15]。

其中，以美国核管会(NRC)对西屋公司非能动安全技术的监管和评价最为典型。

总体来看，NRC对非能动安全反应堆热工水力验证试验的监管和评价主要分为三类，文件审查、现场见证和独立试验[16]，其中报告审查和现场见证两种方式主要针对西屋公司开展的设计验证试验，独立试验则是NRC结合非能动安全反应堆许可证的审评需求，独立地开展验证试验，主要包括ROSA和APEX整体效应试验，具体情况见表2。

3.2 我国热工水力验证试验监管
我国已开展CAP1400、华龙一号等创新设计的审评。

国家核安全局将试验验证作为许可证审评的重要部分，采取技术文件专题审评、试验见证、独立验证和补充试验等方式进行验证试验监管[17]。

如在CAP1400验证试验的监管中，国家核安全局及其技术支持单位共见证试验工况27个，开展独立验证试验3项[17]，详细情况及流程见表3和图2；在福清核电厂5、6号机组华龙一号验证试验的监管中，国家核安全局及其技术支持单位共见证试验工况11个，开展独立验证试验3项[18]，详细情况见表4。

表2 NRC对非能动安全反应堆验证试验的监管情况Table 2 NRC’ supervisions and evaluations on passive safety reactor design verification tests系统分类
报告审查及评价现场见证独立试验非能动堆芯冷却系统整体性能试验APEX试验:独立比例分析评估;质量保证—APEX试验:DEDVI管线破口;失去RNS冷却;冷管段破口;上封头夹带试验;PRA验证试验;全厂断电试验SPES-2试验:台架改造报告;质量保证SPES-2试验:SBLOCA试验;非LOCA瞬态试验ROSA试验:SBO试
验;LOCA试验非能动安全壳冷却系统风洞试验—风洞雷诺数试验;厂房布置和厂址地形条件试验—水分配试验—水膜厚度和体积流量试验—PCS大比例综合试验—冷却水覆盖面积敏感性试验;氦气瞬态喷放试验—熔融物堆内滞留技术熔融物堆内滞留IVR试验ULPU试验分析评价ERVC独立评价-能源研究公司;下封头热熔穿-爱达荷国家工程与环境试验室—严重燃料损坏(SFD)试验项目:RASPLAV试
验;MASCA试验
表3 CAP1400热工水力核安全验证试验监管情况Table 3 Supervisions and evaluations on thermal hydraulic verification tests of CAP1400实验名称见证试验及工况独立验证试验CAP1400非能动堆芯冷却系统性能试验(1) 冷段底部
5cm、20cm破口工况4项,(CMT侧,) (Non-PZR侧1个ADS-4)(2) DVI-1管线双端断裂事故(Non-PZR侧2个ADS-4)(3) DVI-1管线双端断裂事故(Non-PZR 侧1个ADS-4叠加全部 CMT)(4) ADS误触发事故(Non-PZR侧1个ADS-4)全厂断电工况;PRHR隔离阀前或阀后破口工况CAP1400非能动安全壳冷却系统性能试验水分配试验无焊缝原型关键流量试验壳内冷凝试验关键试验工况冷凝-水膜耦合换热试验关键试验工况水膜热态试验空气与干壁面对流换热试验综合性能试验(1) LOCA事故长期阶段系统响应模拟试验(2) LOCA事故全过程瞬态模拟试验(3) LOCA事故工况下的敏感性试验(4) MSLB事故工况模拟试验冷段双端断裂(DECLG);主蒸汽管破裂(MSLB)CAP1400熔融物堆内滞留(IVR)试验熔融池金属层传热试验高Ra数下自然对流换热试验提高临界热通量关键因素试验三种工质试验ERVC全尺寸下封头外壁临界热通量和流道流动试验基准试验工况流道敏感性试验
热力敏感性试验RPV-保温层流道间隙流道变形;RPV-保温层流道间隙流道未变形CAP1400反应堆结构水力模拟试验整体水力模拟实验最佳估算流量下堆芯入口流量分配试验反应堆上、下腔室交混因子测量试验不同额定质量流速交混因子测量试验旁通流量单项实验(1)反应堆压力容器上封头旁通流量试验(2)反应堆吊篮出口接管旁通流量试验(3)反应堆吊篮与围筒旁通流量试验(4)反应堆控制棒导向管旁通流试验—CAP1400堆内构件流致振动模拟试验主要部件在静水中的动态特性试验(1)吊篮组件动态特性试验(2)上部堆内构件动态特性试验(3)二次支承组件动态特性试验堆内构件流致振动模拟试验机械设计流量敏感性试验—
续表实验名称见证试验及工况独立验证试验CAP1400蒸汽发生器(SG)及其关键部件性能试验SG汽水分离装置热态验证试验不同方案下不同蒸汽流量和喷水量试验SG二次侧流场及排污试验(1)管廊区速度及各部位阻力测量试验(2)排污时各部位阻力测量试验(3)不排污时泥渣颗粒管板沉积试验(4)单双边排污工况对比试验;(5)排污管数量对比试验(6)排污率变化试验—
图2 试验见证流程图Fig.2 Flow-process diagram for test witness.表4 福清核电厂5、6号机组验证试验监管情况Table 4 Supervisions and evaluations on verification tests of Fuqing 5&6
试验名称试验见证内容及方式独立试验及工况非能动安全壳热量导出系统性能验证试验试验前状态检查W试验报告R事故末期低压工况二次侧非能动余热排出系统试验试验前状态检查W稳态工况试验W试验报告R大阻力敏感性试验工况堆腔注水冷却系统试验非能动工况试验W非能动工况试验报告R低过冷度中下部位置试验工况控制棒驱动线抗震试验OBE/SSE抗震试验W试验报告R—堆内构件流致振动试验试验报告R—烟囱气态流出物取样代表性试验正常运行工况试验W—说明：W表示现场见证，R代表记录确认
4 评价方法研究
从热工水力试验的目的来看，无论是何种类型的验证试验，其技术流程是一致的，最终结果均要求高质量的试验数据。

因此，验证试验的监管要求应围绕满足程序验证或原型设计验证的目标，按其技术流程确定构成要素，并确定不同环节的监管要求。

按技术环节，试验可分为：试验装置及测量技术、试验边界条件及工况、数据分析及结果，分别讨论如下。

4.1 试验装置及测量技术
试验装置主要是指开展试验验证活动所必须的软硬件平台，一般由试验模拟体、试验回路系统、测量及控制系统、辅助回路系统等构成。

有两个核心要素，即：试验模拟体和测量及控制系统。

试验模拟体又称试验段，是为再现原型设计的热工水力性能，根据相似原理设计得到的具备特定功能的设备或系统。

由于可直接反映原型设计的热工水力性能，试验模拟体的相似分析和参数设计是核安全监管的关键环节。

在单项效应试验和整体效应试验，对试验模拟相似性的假设、分析模型及保守处理是需要评价的重点内容。

测量及控制系统，是为了获取特定的设备动作序列或参数，根据不同原理和测量需求而设置的软件系统和硬件的组合。

测量及控制系统的性能直接影响了设备动作的准确性、试验数据的准确性和可靠性，并影响试验结果的不确定度。

在核安全监管活动中，应将测量参数完备性、仪表校验有效性和精度作为重点内容。

4.2 试验边界条件及工况
主要包括试验操作的预定程序、试验初始条件、边界条件、具体工况等内容。

对于单项效应试验，因其试验结果主要用于研究特定物理现象，在监管中应重点关注其试验参数范围，防止突变效应的发生。

对于整体效应试验，因其试验结果同时反映了多种物理机制及其作用过程，其试验边界条件既不可能覆盖所有的工况，因此监管中应重点关注其试验条件的包络性和保守性，并关注其试验工况与设计原型事故序列的映射关系。

此外，试验操作的预定程序应关注预定程序的合理性，并关注试验过程对质量保证要求的满足情况，如试验内容的符合性，试验装置的可用性，试验人员的组织、分工和资质，试验边界参数的检验及复核，试验现象的分析及结果记录等。

4.3 数据分析及结果
直接测量得到的试验数据一般无法直接用于验证创新设计或验证分析，往往需要根据试验对象的特点，进行适当的分析处理才能够使用。

由于数据处理分析环节直接影响了试验结果的可用性，因此对于其中的数据处理方法、系统质能平衡分析、误差分析方法、不确定度分析等均需进行审查，对其合理性和适当性进行确认。

对于单项效应试验，其试验结果一般为间接测量值，难以直接获得。

在试验结果分析的审查中，定性参数的确定过程、系统质能平衡分析、间接测量不确定度、与已有模型的比较等内容应重点关注。

对于整体效应试验，虽然试验工况和条件会有较大差异，但一般可根据安全分析的验收准则确定相应的性能指标和附加性能指标。

在审查中，可从性能指标和附加性能指标出发，确认试验的比例失真及其属性，评价试验对性能指标的满足情况及其不确定度。

此外，试验系统的质能平衡分析、与系统分析软件计算结果的比对等也应重点关注。

4.4 质量保证要求
对于鉴定试验或试验大纲，HAF003及其导则中规定了开展试验的质量保证要求
和检查手段，即采用检查、监督和监查的方式对试验验证活动及其技术要素开展质保评估。

综上，可得到热工水力验证试验的评价方法及要求，如图3所示，即从验证试验
的技术要素和质量保证两方面开展评价，其中质量保证方面主要对质量保证体系的有效性和完整性进行审查，而对技术要素的评价则主要聚焦在相似分析、测量技术、参数范围、条件保守性、数据处理方法、质能平衡分析、误差及失真等方面。

图3 热工水力验证试验评价方法Fig.3 Evaluation method of thermal hydraulic verification test.
5 结论
(1)我国法规和导则对试验验证及其质量保证的总体要求进行了规定，但在验证试验技术环节评价方面尚缺少相关规定。

(2)已有验证试验监管实践表明，技术文件审查、现场见证、独立试验和质量保证评估是热工水力验证试验监管的主要方式。

(3)验证试验可分为试验装置及测量、边界条件及工况、数据分析结果包含三个关键技术环节，结合质量保证的基本要求，可得到不同技术环节的评价要求。

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