CN105719708A - 基于反应堆第4级降压系统t型管夹带试验系统及方法 - Google Patents

基于反应堆第4级降压系统t型管夹带试验系统及方法 Download PDF

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郭凯伦
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Abstract

本发明公开一种基于核电厂反应堆第4级自动降压系统的T型管夹带试验系统及方法，系统包括：加热水箱、高温泵、预热段、锅炉、可视化试验段和称重水箱；加热水箱、高温泵和预热段依次连接，预热段的出口连接可视化试验段的液相入口；锅炉的蒸汽出口连接可视化试验段的气相入口；可视化试验段为水平的主管和竖直的支管构成的T型管；可视化试验段的支管连接称重水箱。本发明装置能够进行蒸汽/水为工质的夹带试验，更真实的反映了反应堆中的情况。本发明装置实现了关键实验部分的可视化研究，为进一步理解和研究试验现象提供了条件。本实验装置可以进行可调节双端进气的夹带试验，与真实情况更相符，模拟的状况也更加复杂。

Description

基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验系统及方法
技术领域
本发明涉及蒸汽水两相流热工水力试验研究领域，具体涉及一种基于核电厂反应堆第4级自动降压系统(ADS-4)的T型管夹带试验系统及方法。
背景技术
在AP1000中，自动降压系统(AutomaticDepressurizationSystem,ADS)共分为四级，其功能是以可控的方式降低事故期间反应堆冷却剂系统压力以便进行安注。其中，ADS-1/2/3级降压管线各两套，并联成两组与稳压器顶部接管连接，出口处通过同一个降压管线与IRWsT中喷洒器相连；两条ADS-4降压系统管线则分别连接在反应堆两环路中热管段的顶部，出口直接通入蒸汽发生器间隔。反应堆事故发生后，ADS四级降压系统根据堆芯补水箱(CMT)水位情况依次开启。其中，第2、3级降压系统需在前一级降压系统开启后延迟一定时间后才可开启，第4级降压系统在前三级降压系统全部开启后且压力降低到一定程度时开启。ADS-4阀门打开后，反应堆一回路通过ADS-4管路向蒸汽发生器所在隔间喷放泄压。ADS-4降压系统开启时，ADS-4接管进出口的压差引发蒸汽裹挟着水平热管段液相流体中部分液相进入竖直向上的ADS-4管段，这种现象称作液相夹带。液相夹带发生时，回路中液相被蒸汽夹带如ADS-4管线并最终排放至安全壳环境中。被夹带出的液量直接影响一回路中液体装量的多少，与堆芯裸露程度息息相关。因此，对于液体夹带量的研究是十分必要的。
现阶段国内外针对反应堆为背景的ADS-4的T型管夹带的研究还很不充分，无法掌握液相夹带的相关规律。已有的夹带实验也往往存在不足，无法反映反应堆中的真实情况。商用软件RELAP5中采用的夹带模型就存在明显缺陷，严重低估了T型管夹带时的液体夹带量，从而不能准确预测堆芯裸露的严重工况。
在国内外的液相夹带研究中，Smoglie、Reimann等人(C.Smoglie,J.Reimainn,two-phaseflowthroughsmallbranchesinahorizontalpipewithstratifiedflow,int.J.multiphaseflow[J].Vol.12,No.4,PP.609-625,1986；C.Smoglie,J.Reimainn,U.twophaseflowthroughsmallbranchesinahorizontalpipewithstratifiedflow[J].NuclearEngineeringandDesign,99(1987)117-130；C.Smoglie,twophaseflowthroughsmallbranchesinahorizontalpipewithstratifiedflow[J].KFK3861,(Dec.1984))采用空气/水为工质，使用不同内径的支管进行试验，根据所得数据总结了夹带起始和夹带率公式。但本试验中采用的支管直径与主管直径的比值(d/D)均不到0.2，与真实反应堆中0.58的比值相差较远，无法模拟反应堆中真实情况。此外，此试验只涉及分层流流动，不适用于反应堆中真实的环状流、间歇流等流型。
此外，除了Schrock等人的夹带研究使用了蒸汽/水为工质外，其余人的研究均是采用空气/水为工质的。这并不符合反应堆内的实际情况。
目前针对ADS-4的模拟实验主要有APEX，VAPORE，SPES-2和ATLATS。APEX，VAPORE均为综合型实验台架，研究更多的整体效应，缺乏对夹带机理的单项实验研究。ATLATS实验装置以AP600为原型，得到了夹带起始和稳态夹带率经验关系式。但该实验偏向于工程化研究，目前对于大尺寸支管的机理化研究还很不足。
肖全安、朱瑞安(肖全安,朱瑞安,水平T型管中气水两相流体的分配特性研究[J],核动力工程,Vol.14,No.5,Oct.1993)T型管夹带实验中使用的试验台架只能进行空气/水为工质的夹带实验，与反应堆中真实工程情况相差甚远。
在中国专利公开第CN103594128A号中，同样介绍了一种基于ADS-4系统的实验装置。该实验装置偏向于工程化研究，实验过程中流型复杂紊乱，不利于得到合理的数据，数据的不确定度较大。且该装置无法进行双端进气液相夹带实验。
在中国专利公告第CN2828527Y号中，介绍了一种T型管连接件，其优点是拆装方便，两管件连接成为T型管后，表面无须打磨。但该发明使用的均为钣金件，无法进行可视化研究。
发明内容
为了克服上述现有技术存在的问题，本发明的目的在于提供一种基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验系统及方法，可进行T型管以蒸汽/水为工质的双端进气工况下的液相夹带机理化研究。
为了达到上述目的，本发明采用如下技术方案：
基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验系统，包括：加热水箱、高温泵、预热段、锅炉、可视化试验段和称重水箱；加热水箱、高温泵和预热段依次连接，预热段的出口连接可视化试验段的液相入口；锅炉的蒸汽出口连接可视化试验段的气相入口；可视化试验段为水平的主管和竖直的支管构成的T型管；可视化试验段的支管连接称重水箱。
进一步的，还包括去离子水制备系统、补水泵和称量称重水箱重量的称重传感器；去离子水制备系统的出口通过补水泵连接加热水箱的入口；加热水箱与预热段之间还设置有过滤器和质量流量计；称重水箱通过回水管线连接加热水箱。
进一步的，锅炉的蒸汽出口通过分气缸连接可视化试验段的气相入口。
进一步的，支管与称重水箱之间设置有汽水分离器。
进一步的，可视化试验段中支管直径为主管直径的0.6倍；主管中支管与气相入口之间的水平入口段的长度与主管的内径D的比值为20D。
进一步的，可视化试验段采用透明有机玻璃材料制成。
进一步的，在可视化试验段的一端装有用于控制主管中液位高度的倒装闸阀。
进一步的，可视化试验段的气相入口和液相入口之间设有分隔气相和液相的隔板。
进一步的，从加热水箱伸出的输水管线和从锅炉伸出的排气管线均设置了两条支路，分别连接可视化试验段的两端。
基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验方法，包括以下步骤：通过加热水箱将液相加热至80℃，再开启高温泵运转回路，结合回路液相流量调节预热段功率，使回路中液相达到并稳定在98.5℃；之后从预热段被加热的液相被送入可视化试验段；锅炉产气的蒸汽送入可视化试验段，气相和液相在T型的可视化试验段中发生夹带；蒸汽通过排气口排出，夹带产生的夹带液相收集于称重水箱中，通过称重得到夹带量的大小。
此外，本发明通过正对可视化试验段的高速摄像机的拍摄，可以对不同的夹带现象进行可视化研究。
相对于现有技术，本发明具有以下优点：
1、本发明装置能够进行蒸汽/水为工质的夹带试验，更真实的反映了反应堆中的情况。
2、本发明装置实现了关键实验部分的可视化研究，为进一步理解和研究试验现象提供了条件。
3、本实验装置可以进行可调节双端进气的夹带试验，与真实情况更相符，模拟的状况也更加复杂。
4、采用加热水箱和预热段共同加热的方式，大大提高了实验的安全性。
总之，本发明填补了相关T型管夹带研究领域的空白，使用大尺寸支管进行研究，并采用蒸汽/水作为实验工质；可调蒸汽流量的双端进气试验更真实的反映了反应堆中复杂的情况。
附图说明
图1为本发明基于核电厂ADS-4降压系统的T型管夹带试验系统试验装置示意图；
其中，1、去离子水制备系统；2、补水泵；3、加热水箱；4、过滤器；5、高温泵；6、质量流量计；7、预热段；8、锅炉；9、分气缸；10、可视化试验段；11、称重水箱；12、称重传感器；13、回水管线。
具体实施方式
下面结合附图对本发明具体实施方式作进一步说明：
参见图1，本发明一种基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验系统，包括：去离子水制备系统1、补水泵2、加热水箱3、过滤器4、高温泵5、质量流量计6、预热段7、锅炉8、分气缸9、可视化试验段10、称重水箱11、称重传感器12和回水管线13。
去离子水制备系统1通过补水泵2与加热水箱3相连，液相经过加热水箱3加热后，通过过滤器4及高温泵5进入预热段7，之后被送入试验段10；从去离子水制备系统1中流出的水经过另一支路流入锅炉8，锅炉8中产生的蒸汽又通过分气缸9调节至一定流量后被送入试验段10；在试验段10中，气相和液相发生夹带，通过支管进入称重水箱11，并经称重传感器12称重后得到夹带质量；最后，称重水箱12中的液相又通过回水管线13回到加热水箱3，形成一个完整回路。
作为夹带实验中蒸汽的生成和传输部分，汽路为夹带实验提供稳定的蒸汽流量。以电加热锅炉8为主体，附加分汽缸9、泄压阀门、输气管道等构件。本发明所用锅炉为电加热高压锅炉8，其功率达700kW，通过控制柜与阀门进行蒸汽温度和流量的调节，可提供最大1.0t/h的饱和或稍过热的蒸汽流量，完全满足实验需求。
水路则为蒸汽-水夹带实验提供了稳定的饱和液相流量，主要由高温泵5、加热水箱3、预热段7、去离子水制备系统1及其连接管道、阀门部件等组成。其中，高温泵5可为回路提供0～12t/h的液相流量。而预热段7和加热水箱3的总电功率达390kW，可实现回路中的液相加热至饱和并保持液相温度稳定，完全能够满足实验用饱和液相流量需求。
在实验段的竖直向上支管后还连接有汽水分离器。汽水分离器体积为1.0m3，负责将自T型管竖直向上支管101中流入的气液两相流进行蒸汽-水分离，并对留在水箱中液相进行称重，故又称作称重水箱11。蒸汽则通过水箱顶部软管直接排出。
本发明还包括若干温度传感器(T)、若干压力传感器和可读式压力表、若干压差传感器(DP)、称重传感器、三个质量流量计和调节阀门，用来控制进入实验段的蒸汽流量。
实验时，通过调节倒装闸阀的开度来得到不同的起始液位高度，在保证液位高度不变的情况下调节蒸汽流量进行试验。
本发明中采用支管直径与主管直径比为0.6的可视化试验段10。
为剔除实验段入口长度对夹带的影响，使两相流在到达T型接口前充分发展为气液两相分层流，本发明延长了可视化试验段10的支管之前的水平入口段长度，水平入口段与可视化试验段10的主管100的内径D的比值为20D。
可视化试验段10采用透明有机玻璃材料，试验段两端装有有机玻璃法兰，在玻璃法兰和不锈钢法兰连接处垫有聚四氟乙烯垫片。
为保证实验安全，并尽量避免因可视化试验段10裸露而造成的散热情况，水平主管延长段仍使用不锈钢材料制作并包裹保温棉。
在可视化试验段10一端装有倒装闸阀，通过改变倒装闸阀阀板高度，即可控制水平主管100中液位升降，实现液位高度调节。
可视化试验段10两水平主管100入口端设有一入口腔室。腔室中间水平焊接的不锈钢板将其分隔为上下两层空间，通过钢板隔开了气相和液相入口，减弱了主管入口处气相和液相的搅混，有利于主管段内的蒸汽和水形成平稳分层流。
从加热水箱伸出的输水管线和从锅炉伸出的排气管线均设置了两条支路，分别连接试验段的两端，以便进行双端进气实验，更加真实地模拟反应堆实际情况。
本发明一种基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验方法，具体如下：首先通过加热水箱3将液相加热至80℃，再开启高温泵5运转回路，结合回路液相流量调节预热段7功率，使回路中液相达到并稳定在98.5℃。为防止预热段7加热不均匀引起管内部分液相汽化，从而阻塞流量，导致预热段烧毁，本发明将实验中液相温度稳定在98.5℃，略低于本地水的沸点。又因为水路中预热段采用三点式电加热，锅炉也采用电加热的方式，所以回路中液相实验工质不能直接使用地下水或自来水，而应采用电导率小于0.5us/cm的去离子水。去离子水由去离子水制备系统1提供。之后从预热段被加热的液相被送入可视化试验段10。
蒸汽回路主要由锅炉8产气并送入可视化试验段10，气相和液相在T型管中发生夹带。
实验开始时，设定一预想液位，通过汽路上的调节阀来调整流入的蒸汽流量，观察不同气量下的夹带现象。接下来的试验中，通过倒装闸阀的开闭调整液位高度，重复上述步骤。
夹带产生的夹带液相被汽水分离器所收集，蒸汽通过排气口排出，液相留在捕集水箱中，通过重力传感器的测量可以得到夹带量的大小。
以上内容是结合具体试验方案对发明做的进一步详细说明，不能认定本发明的具体实施方案仅限于此，对于本发明所属的从业人员来说，不脱离本发明构思前提下所作的简单推演或替换，都应当作本发明的保护范围。

Claims (10)

1.基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验系统，其特征在于，包括：加热水箱(3)、高温泵(5)、预热段(7)、锅炉(8)、可视化试验段(10)和称重水箱(11)；
加热水箱、高温泵和预热段依次连接，预热段的出口连接可视化试验段的液相入口；
锅炉的蒸汽出口连接可视化试验段的气相入口；
可视化试验段为水平的主管(100)和竖直的支管(101)构成的T型管；可视化试验段的支管连接称重水箱。
2.根据权利要求1所述的基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验系统，其特征在于，还包括去离子水制备系统(1)、补水泵(2)和称量称重水箱重量的称重传感器；去离子水制备系统(1)的出口通过补水泵(2)连接加热水箱的入口；加热水箱与预热段之间还设置有过滤器和质量流量计；称重水箱通过回水管线连接加热水箱。
3.根据权利要求1所述的基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验系统，其特征在于，锅炉的蒸汽出口通过分气缸连接可视化试验段两端的气相入口。
4.根据权利要求1所述的基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验系统，其特征在于，支管与称重水箱之间设置有汽水分离器。
5.根据权利要求1所述的基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验系统，其特征在于，可视化试验段中支管直径为主管直径的0.6倍；主管中支管与气相入口之间的水平入口段的长度与主管的内径D的比值为20D。
6.根据权利要求1所述的基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验系统，其特征在于，可视化试验段采用透明有机玻璃材料制成。
7.根据权利要求1所述的基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验系统，其特征在于，在可视化试验段的一端装有用于控制主管中液位高度的倒装闸阀。
8.根据权利要求1所述的基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验系统，其特征在于，可视化试验段的气相入口和液相入口之间设有分隔气相和液相的隔板。
9.根据权利要求1所述的基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验系统，其特征在于，从加热水箱伸出的输水管线和从锅炉伸出的排气管线均设置了两条支路，分别连接可视化试验段的两端。
10.基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验方法，其特征在于，基于权利要求1只9中任一项所述的基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验系统；包括以下步骤：通过加热水箱(3)将液相加热至80℃，再开启高温泵(5)运转回路，结合回路液相流量调节预热段(7)功率，使回路中液相达到并稳定在98.5℃；之后从预热段被加热的液相被送入可视化试验段；锅炉(8)产气的蒸汽送入可视化试验段，气相和液相在T型的可视化试验段中发生夹带；蒸汽通过排气口排出，夹带产生的夹带液相收集于称重水箱中，通过称重得到夹带量的大小。
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Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106981321A (zh) * 2017-04-20 2017-07-25 西安交通大学 模拟钠冷快堆燃料组件热工水力特性的试验装置及方法
CN107293340A (zh) * 2017-06-28 2017-10-24 西安交通大学 一种小型蒸汽发生器热工水力分析试验系统
CN108766601A (zh) * 2018-04-11 2018-11-06 哈尔滨工程大学 一种适用于多工质液相夹带研究的实验装置及实验方法
CN111968766A (zh) * 2019-05-20 2020-11-20 国家电投集团科学技术研究院有限公司 模拟反应堆热腿段发生夹带的试验装置
CN113432831A (zh) * 2021-06-11 2021-09-24 西安交通大学 一种用于旋涡夹带现象研究的一体式实验装置及实验方法
CN113447401A (zh) * 2021-06-11 2021-09-28 西安交通大学 小型核反应堆余排系统取水接管多相流试验系统及方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103578586A (zh) * 2013-10-21 2014-02-12 西安交通大学 双层玻璃t型管实验段连接结构
CN103594128A (zh) * 2013-10-21 2014-02-19 西安交通大学 反应堆第4级自动降压系统喷放卸压模拟实验装置及方法
CN103606384A (zh) * 2013-10-21 2014-02-26 西安交通大学 一种模拟核反应堆上腔室液滴夹带的压力容器及方法

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103578586A (zh) * 2013-10-21 2014-02-12 西安交通大学 双层玻璃t型管实验段连接结构
CN103594128A (zh) * 2013-10-21 2014-02-19 西安交通大学 反应堆第4级自动降压系统喷放卸压模拟实验装置及方法
CN103606384A (zh) * 2013-10-21 2014-02-26 西安交通大学 一种模拟核反应堆上腔室液滴夹带的压力容器及方法

Non-Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
SCHROCK V.E. ET AL: "《Small break critical discharge：The roles of vapor and liquid entrainment in a stratified two-phase region upstream of the break》", 1 December 1986 *
丁雷: "AP1000中ADS-4液体夹带模型研究", 《原子能科学技术》 *
向延等: "双端进气T型管夹带试验研究", 《原子能科学技术》 *
孟兆明等: "AP1000中ADS-4液体夹带实验研究", 《原子能科学技术》 *
李沛颖等: "AP1000 ADS-4夹带卸压试验模拟分析", 《原子能科学技术》 *

Cited By (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106981321A (zh) * 2017-04-20 2017-07-25 西安交通大学 模拟钠冷快堆燃料组件热工水力特性的试验装置及方法
CN106981321B (zh) * 2017-04-20 2018-07-20 西安交通大学 模拟钠冷快堆燃料组件热工水力特性的试验装置及方法
CN107293340A (zh) * 2017-06-28 2017-10-24 西安交通大学 一种小型蒸汽发生器热工水力分析试验系统
CN107293340B (zh) * 2017-06-28 2019-08-23 西安交通大学 一种小型蒸汽发生器热工水力分析试验系统
CN108766601A (zh) * 2018-04-11 2018-11-06 哈尔滨工程大学 一种适用于多工质液相夹带研究的实验装置及实验方法
CN111968766A (zh) * 2019-05-20 2020-11-20 国家电投集团科学技术研究院有限公司 模拟反应堆热腿段发生夹带的试验装置
CN111968766B (zh) * 2019-05-20 2022-04-12 国家电投集团科学技术研究院有限公司 模拟反应堆热腿段发生夹带的试验装置
CN113432831A (zh) * 2021-06-11 2021-09-24 西安交通大学 一种用于旋涡夹带现象研究的一体式实验装置及实验方法
CN113447401A (zh) * 2021-06-11 2021-09-28 西安交通大学 小型核反应堆余排系统取水接管多相流试验系统及方法
CN113432831B (zh) * 2021-06-11 2022-04-05 西安交通大学 一种用于旋涡夹带现象研究的一体式实验装置及实验方法
CN113447401B (zh) * 2021-06-11 2022-06-07 西安交通大学 小型核反应堆余排系统取水接管多相流试验系统及方法

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