CN104392754B - 一种用于液态金属反应堆换热器破口事故温度场测量实验装置与方法 - Google Patents

一种用于液态金属反应堆换热器破口事故温度场测量实验装置与方法 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种用于液态金属反应堆换热器破口事故温度场测量实验装置与方法,由液态金属存储罐(1),液态金属阀门(2),反应容器(3),高压水管道(4),厚壁波纹管(5),气动液压泵(6),热电偶导管(7),热电偶集束(8),加热丝(9),热电偶悬挂支架(10),热电偶焊点(11)和保护气体管道(12)组成。通过气动液压泵(6)向上运动,拉断同厚壁波纹管连接的并且具备预制裂纹的高压水管道实现在高温高压介质中管道的定点断裂及高压反应容器的微动密封;通过热电偶端头在悬挂支架上的多点点焊固定,实现高温高压介质中温度瞬变的全方位立体矩阵测量。本发明多介质耦合温度场测量方法,具有重要的科学价值与工程意义。

Description

一种用于液态金属反应堆换热器破口事故温度场测量实验装 置与方法
技术领域
本发明涉及液态金属反应堆换热器破口事故温度场测量的技术领域,具体涉及一种金属反应堆换热器破口事故温度场测量装置与方法。
背景技术
鉴于世界能源的持续枯竭以及福岛事故之后全球社会对核安全的恐慌,国际上各个研究机构均大力发展加速器驱动次临界系统(ADS)铅铋液态金属冷却反应堆,实现嬗变处理高放核废料、生产核燃料等功能。目前被世界公认为是可处置大量放射性废物、降低深埋储藏风险的最具潜力可能途径之一。
ADS系统主要由质子加速器系统、散裂靶和次临界堆芯所组成,靶材料与次临界堆结构材料的选取是ADS系统材料研究领域的核心问题。液态铅铋合金(PbBi)具有良好的中子学性能、优良的抗辐照性能、传热性能和安全特性,且其熔点低(125℃),沸点高(1670℃)等优势成为散裂靶材料和冷却剂主选材料。
另一方面,由于液态PbBi合金特殊的物理化学特性所带来的安全隐患(例如铅基合金与水的相互作用,氧化物的生成,流道堵塞,与燃料组件的相容性问题等)将严重影响反应堆的安全性和寿命,大大阻碍其发展。其中以换热器管道堆内破口事故(SGTR)为最典型的事故。由于ADS普遍选择将蒸汽发生器直接浸没到一回路铅铋中,当换热器管道发生破口后,换热器二回路中的高压冷却水和铅铋合金直接接触,产生强烈的相互作用,可能导致铅铋合金在与水接触表面迅速过冷,导致凝固,阻止周边液态金属流动,进而产生局部传热管堵流,传热恶化,危及反应堆安全。
但是在破口事故发生时,反应容器压力会激增,在高温高压环境下模拟真实事故工况并进行相关的温度场测量仍然存在诸多难点,如高压循环水管在高温高压环境下的定点断裂及反应容器的微动密封,温度场的全方位矩阵式测量。因此,为了开展上述问题研究,本发明设计了一种金属反应堆换热器破口事故温度场测量装置与方法。开展液态重金属中介质直接接触耦合传热研究,测量温度场,为破口事故机理阐述,缓解装置的研发提供实验依据。
发明内容
本发明为了克服上述现有技术的缺陷,提供一种金属反应堆换热器破口事故温度场测量装置,实现在高温高压介质中管道的定点断裂及高压反应容器的微动密封,实现在高温高压介质中热电偶集束的凝固密封与密封解除的自由切换;实现高温高压介质中温度瞬变的全方位立体矩阵测量。
本发明设计了一种金属反应堆换热器破口事故温度场测量装置,技术方案如下:
该装置由液态金属存储罐,液态金属阀门,反应容器,高压水管道,厚壁波纹管,气动液压泵,热电偶导管,热电偶集束,加热丝,热电偶悬挂支架,热电偶焊点和保护气体管道组成;所述液态金属存储罐,通过管道和液态金属阀门与反应容器底部相连;所述反应容器为一大开口高温高压容器,上部通过大型法兰覆盖,顶部自上而下伸入一段一进一出的高压水管道;所述高压水管道进口段与厚壁波纹管连接,中部浸没入液态金属中,在适当位置加工预制裂纹;所述热电偶导管为一U型不锈钢管道,底部焊接垂直向上灌装管道;所述热电偶悬挂支架为多层不锈钢支架,通过反应容器上法兰的预制板与焊接固定。每一层上支撑类似靶心布置,便于热电偶端头的点焊连接。
本发明另外提供一种金属反应堆换热器破口事故温度场测量方法,其特征在于:按照上述的实验装置结构的连接,同时热电偶集束通过热电偶导管深入反应容器,并且各个热电偶端头通过点焊方式固定在热电偶悬挂支架上,之后将高温铅铋合金(300℃)通过热电偶导管底部的垂直导管灌装入凹陷处,使其自然冷却形成凝固密封。预制裂纹的高压水管道进水端同厚壁波纹管上端焊接,厚壁波纹管下端同反应容器上法兰焊接。通过加热液态金属储藏罐,熔化其中的液态金属并开启液态金属阀门,然后通过安装在液态金属储藏罐上的氦气管道加压,注入反应容器,之后关闭液态金属阀门,使液态金属充满反应容器,此时开启气动液压泵向上推动高压水管进水口,实现管道在预制裂纹处的断裂,安装在热电偶悬挂支架上的热电偶进行温度场的实时测量,实验结束后,通过开启液态金属阀门将反应容器中的液态金属排回到液态金属存储罐中。若实验结束后,部分热电偶损坏需要更换,通过安装在热电偶导管下端的加热丝进行加热,熔化其中的铅铋合金,将需要更换的热电偶抽出并再次进行安装。
本发明的创新点在于:
(1)高压水管道进水端通过耐高温高压厚壁波纹管与反应容器上法兰连接,管道中部预制裂纹。通过安装在上法兰的气动液压泵向上运动,实现在高温高压介质中管道的定点断裂及高压反应容器的微动密封;
(2)热电偶集束通过焊接在反应容器法兰上的U型热电偶导管管道伸入反应容器,并且在U型管最低处通过灌装管道注入低熔点金属,待其冷却之后形成凝固密封,并且在需要更换热电偶时通过加热丝加热,解除密封,实现在高温高压介质中热电偶集束的凝固密封与密封解除的自由切换;
(3)热电偶集束通过预焊在反应容器上的热电偶悬挂支架进行多点点焊固定,实现高温高压介质中温度瞬变的全方位立体矩阵测量;
(4)该实验系统为反应堆事故破口事故工况,金属冶炼行业多介质耦合瞬态传热工况等工业设备检测和科研项目领域提供高温高压多介质耦合温度场测量方法,具有重要的科学价值与工程意义。
附图说明
图1为本发明的一种金属反应堆换热器破口事故温度场测量装置示意图;
图中:1为液态金属存储罐,2为液态金属阀门,3为反应容器,4为高压水管道,5为厚壁波纹管,6为气动液压泵,7为热电偶导管,8为热电偶集束,9为加热丝,10为热电偶悬挂支架,11为热电偶焊点和12为保护气体管道。
图2为热电偶悬挂支架及热电偶焊点示意图。
具体实施方式
下面结合附图以及具体实例进一步说明本发明。
一种用于液态金属反应堆换热器破口事故温度场测量实验装置,该装置由液态金属存储罐1,液态金属阀门2,反应容器3,高压水管道4,厚壁波纹管5,气动液压泵6,热电偶导管7,热电偶集束8,加热丝9,热电偶悬挂支架10,热电偶焊点11和保护气体管道12组成。
实验时,热电偶集束通过热电偶导管7深入反应容器3,并且各个热电偶端头通过点焊方式固定在热电偶悬挂支架上10,之后将高温铅铋合金(300℃)通过热电偶导管7底部的垂直导管灌装入凹陷处,使其自然冷却形成凝固密封。预制裂纹的高压水管道4进水端同厚壁波纹管5上端焊接,厚壁波纹管5下端同反应容器3上法兰焊接。通过加热液态金属储藏罐1,熔化其中的液态金属并开启液态金属阀门2,然后通过安装在液态金属储藏罐1上的氦气管道加压,注入反应容器3,之后关闭液态金属阀门2,使液态金属充满反应容器3,此时开启气动液压泵6向上推动高压水管4进水口,实现管道在预制裂纹处的断裂,安装在热电偶悬挂支架10上的热电偶8进行温度场的实时测量,实验结束后,通过开启液态金属阀门2将反应容器3中的液态金属排回到液态金属存储罐1中。若实验结束后,部分热电偶损坏需要更换,通过安装在热电偶导管7下端的加热丝进行加热,熔化其中的铅铋合金,将需要更换的热电偶抽出并再次进行安装。
本发明未详细阐述部分属于本领域技术人员的公知技术。

Claims (2)

1.一种用于液态金属反应堆换热器破口事故温度场测量实验装置,其特征在于:该装置主要由液态金属存储罐(1),液态金属阀门(2),反应容器(3),高压水管道(4),厚壁波纹管(5),气动液压泵(6),热电偶导管(7),热电偶集束(8),加热丝(9),热电偶悬挂支架(10),热电偶焊点(11)和保护气体管道(12)组成;所述液态金属存储罐(1),通过管道和液态金属阀门(2)与反应容器(3)底部相连;所述反应容器(3)为一大开口高温高压容器,上部通过大型法兰覆盖,顶部自上而下伸入一段一进一出的高压水管道(4);所述高压水管道(4)进口段与厚壁波纹管(5)连接,中部浸没入液态金属中,在适当位置加工预制裂纹;所述热电偶导管(7)为一U型不锈钢管道,底部焊接垂直向上灌装管道;所述热电偶悬挂支架(10)为多层不锈钢支架,通过反应容器(3)上法兰的预制板与焊接固定;每一层上支撑类似靶心布置,便于热电偶端头的点焊连接;
高压水管道(4)进水端通过耐高温高压厚壁波纹管与反应容器(3)上法兰连接,通过安装在上法兰的气动液压泵(6)向上运动,实现在高温高压介质中管道的定点断裂及高压反应容器的微动密封;
热电偶集束通过预焊在反应容器(3)上的热电偶悬挂支架(10)进行多点点焊固定,实现高温高压介质中温度瞬变的全方位立体矩阵测量;
热电偶集束通过焊接在反应容器法兰上的U型热电偶导管管道伸入反应容器,并且在U型管最低处通过灌装管道注入低熔点金属,待其冷却之后形成凝固密封,并且在需要更换热电偶时通过加热丝加热,解除密封,实现在高温高压介质中热电偶集束的凝固密封与密封解除的自由切换。
2.一种用于金属反应堆换热器破口事故温度场测量方法,其特征在于:按照权利要求1所述的实验装置结构的连接,同时热电偶集束通过热电偶导管(7)深入反应容器(3),并且各个热电偶端头通过点焊方式固定在热电偶悬挂支架上(10),之后将高温铅铋合金通过热电偶导管(7)底部的垂直导管灌装入凹陷处,使其自然冷却形成凝固密封,预制裂纹的高压水管道(4)进水端同厚壁波纹管(5)上端焊接,厚壁波纹管(5)下端同反应容器(3)上法兰焊接,通过加热液态金属储藏罐(1),熔化其中的液态金属并开启液态金属阀门(2),然后通过安装在液态金属储藏罐(1)上的保护气体(12)加压,注入反应容器(3),之后关闭液态金属阀门(2),使液态金属充满反应容器(3),此时开启气动液压泵(6)向上推动高压水管(4)进水口,实现管道在预制裂纹处的断裂,安装在热电偶悬挂支架(10)上的热电偶(8)进行温度场的实时测量,实验结束后,通过开启液态金属阀门(2)将反应容器(3)中的液态金属排回到液态金属存储罐(1)中,若实验结束后,部分热电偶损坏需要更换,通过安装在热电偶导管(7)下端的加热丝进行加热,熔化其中的铅铋合金,将需要更换的热电偶抽出并再次进行安装。
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Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
UA124053C2 (uk) * 2015-05-13 2021-07-14 Вестінґгаус Електрік Компані Ллс Віддалена система відведення тепла
CN109524136B (zh) * 2018-11-22 2022-05-20 西南石油大学 一种高能管断裂甩击行为的试验装置及方法
CN111276268B (zh) * 2020-02-28 2021-08-27 西安交通大学 研究铅基堆蒸发器传热管破裂事故热工水力特性的实验装置及方法
CN113030155B (zh) * 2021-03-05 2021-12-21 上海交通大学 一种铅铋流动凝固行为研究实验系统
CN115132385B (zh) * 2022-07-01 2023-08-22 西安交通大学 铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统及方法
CN115065203B (zh) * 2022-08-16 2022-11-11 成都微精电机股份公司 用于电机与旋转编码器相对位置调节结构及其调节方法
CN115218707B (zh) * 2022-09-08 2023-01-20 中国核动力研究设计院 换热器
CN115508238A (zh) * 2022-09-22 2022-12-23 重庆大学 一种法向载荷微动磨蚀研究装置

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5643514A (en) * 1979-09-17 1981-04-22 Toshiba Corp Liquid level and temperature detector of liquid metal
FR2560993B1 (fr) * 1984-03-09 1988-03-25 Solmer Dispositif du type lance de mesure et de prelevement d'echantillon pour la determination de caracteristiques d'un metal en fusion
CN102446564B (zh) * 2011-12-06 2014-07-16 华北电力大学 一种非能动自然循环铅铋换热装置导出堆芯热量的方法
CN102749949B (zh) * 2012-06-29 2014-07-16 中国科学院合肥物质科学研究院 一种适用于实现氧控反应的实验装置
CN103398941B (zh) * 2013-08-21 2016-01-06 中国科学院合肥物质科学研究院 一种钟罩式密封液态重金属旋转装置
CN203870989U (zh) * 2014-06-04 2014-10-08 四川材料与工艺研究所 基于核电站事故模拟系统的多点热电偶束测量采集装置

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