CN105788682B - 基于外置喷淋的核反应堆安全壳冷却模拟系统及方法 - Google Patents

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Abstract

一种基于外置喷淋的核反应堆安全壳冷却模拟系统及方法，包括：安全壳、实验气体喷口、依次相连的原水高位水箱、变频喷淋水泵、喷淋喷头和储液箱，其中：喷淋喷头位于安全壳外正上方，实验气体喷口位于安全壳内；安全壳外设有数据采集装置和质谱仪，变频喷淋水泵与喷淋喷头之间依次串联设有入口流量计、进口热电偶、进口压力传感器和实验闸阀；喷淋喷头与储液箱之间依次串联设有出口热电偶和出口流量计；通过注水闸阀和实验闸阀的开闭进行注水，喷淋喷头进行喷淋，根据得到的数据反映安全壳外部喷淋后的内部热工水力现象的特性和规律；本发明设计合理，应用广泛，为我国先进核反应堆工程建设和设计改造提供技术和数据支持。

Description

基于外置喷淋的核反应堆安全壳冷却模拟系统及方法
技术领域
本发明涉及的是一种核工业领域的技术，具体是一种基于外置喷淋的核反应堆安全壳冷却模拟系统及方法。
背景技术
核能是现有技术水平下可大规模发展的替代能源，在我国的能源结构中具有重要地位。但是由于核电厂潜在的辐射安全风险，安全性问题是大规模发展核电必须解决的关键问题。
根据目前核电发展形势和相关政策要求，对压水堆核电厂设计和安全分析工作提出了新的要求。安全壳是核电厂纵深防御体系中包容放射性物质的最后屏障，在核电厂的事故工况下，能否及时有效地冷却安全壳，将直接影响到安全壳完整性和其他专设安全设施的功能，最终影响放射性物质向环境的释放。因此，为从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性，必须保障事故下安全壳冷却系统的功能。
非能动安全壳冷却系统(PCS)是三代压水堆核电厂非能动安全性的重要体现，用于直接从钢制安全壳容器向环境传递热量，在事故工况下将堆芯衰变热移除安全壳的传输通道，用以防止安全壳压力在设计基准事故以及严重事故后超过安全压力限值，并且在较长时期内持续降低安全壳的压力和温度，直接决定了三代压水堆核电厂事故下安全壳的完整性和冷却效果。对于非能动安全壳冷却，国内外开展了实验与模拟分析研究。然而，作为一种创新设计，非能动安全壳的冷却在目前的实际工程应用经验并不丰富，特别是对安全壳换热性能的研究、对安全壳内部氢气行为的影响研究等都存在很大程度的不足，这些不足都严重制约了非能动安全壳冷却措施的实施和发展，因此有必要针对非能动安全壳冷却功能开展实验研究。
为了模拟实际工况，各国先后建立了众多实验装置以模拟非能动安全壳冷却功能。在工程建设方面，在第三代反应堆AP1000的非能动安全壳冷却系统设计阶段由美国西屋公司主导，开展了单项效应实验和整体性实验，包括水膜形成、流动及众多换热实验，实验多基于原型安全壳结构和大型实验装置LST开展，对于我国自主研发的先进核反应堆的特殊结构，已有的实验结论将可能出现较大的偏差。在国内外研究方面，典型的实验装置包括：Anderson等人在”Experimental analysis of heat transfer within the AP600containment under postulated accident conditions”(Nuclear Engineering andDesign，1998，185：153-172)中提到使用14块铝板通过不同放置角度得到的AP600安全壳切片模型装置，但由于AP600反应堆安全壳本身同我国先进的非能动压水堆安全壳结构的区别，加之铝板等效造成的材料性能偏差，其实验结论尚不足以应用至先进非能动压水堆的安全分析中。OECD在名为”OECD/SETH-2 PROJECT PANDA AND MISTRA EXPERIMENTS FINALSUMMARY REPORT”报告中提到PANDA实验装置中研究了内部喷淋对安全壳内气体混合，特别是对氢气分层现象的影响，但第三代核电技术采用的安全壳外部冷却并不仅仅是将喷淋头从安全壳内部移到外部，更多的是需要考虑喷淋水流量、流道尺寸、冷凝水流动及对流换热等产生的影响。
综上，针对我国先进非能动反应堆设计研发需要，需要建立一套能够模拟非能动安全壳冷却功能的实验装置，以便开展针对非能动安全壳冷却性能及安全壳内氢气行为的实验研究，最终实现对先进核反应堆示范工程的验证和改造。
经过对现有技术的检索发现，中国专利文献号CN104269195A，公布日2015.1.7，公开了一种模拟核电安全壳基准事故工况的实验系统及其实现方法，包括用于装载非能动氢气复合器整机的实验容器，设置在实验容器内、用于检测实验容器内部压力的第一压力传感器，数据采集系统，以及均与实验容器连接的排气管道、空气供应系统、氢气供应系统和至少为四个的取样管道；所述实验容器通过多点热电偶与数据采集系统连接。但该技术结构复杂，并且需要用于装载非能动氢气复合器整机的实验容器，空间占用率高，不利于频繁和大量的数据采集和模拟工作。
发明内容
本发明针对现有技术存在的上述不足，提出一种基于外置喷淋的核反应堆安全壳冷却模拟系统及方法，通过外置喷淋喷头对按比例缩小的安全壳模型进行喷淋冷却，安全壳内部的数据采集装置和质谱仪进行数据采集和采样点分析，得到安全壳的换热特性与安全壳内复杂的氢气流动行为之间的作用关系。
本发明是通过以下技术方案实现的：
本发明涉及一种基于外置喷淋的核反应堆安全壳冷却模拟系统，包括：安全壳、质谱仪、数据采集装置、实验气体喷口、依次相连的原水高位水箱、变频喷淋水泵、喷淋喷头和储液箱，其中：喷淋喷头位于安全壳外正上方，实验气体喷口位于安全壳内；数据采集装置和质谱仪位于安全壳外，并采集安全壳内的信息数据和样品数据。
所述的信息数据包括：温度、压力和流量数据。
所述的原水高位水箱与变频喷淋水泵之间设有电磁球阀。
所述的变频喷淋水泵与喷淋喷头之间依次串联设有电磁球阀、入口流量计、进口热电偶、进口压力传感器和实验闸阀。
所述的喷淋喷头与储液箱之间依次串联设有出口热电偶、出口流量计和电磁球阀。
所述的进口压力传感器与储液箱之间并联设有注水闸阀。
所述的实验气体喷口通过实验气体供应管线向安全壳提供初始实验气体。
所述的安全壳外设有上部保温层和下部保温层。
所述的上部保温层与安全壳壁面间的间隙形成喷淋水的流道。
所述的出口热电偶位于流道的出口。
所述的安全壳内设有与质谱仪相连的浓度采样点。
本发明涉及上述系统的模拟方法，包括以下步骤：
步骤1、在原水高位水箱中注入略多于一次实验用喷淋水量，关闭实验闸阀，打开注水闸阀，根据实验工况表调控变频喷淋水泵进行初次供水，直至入口流量计测得的变频喷淋水泵泵出的喷淋水的流量达到实验工况要求。
步骤2、关闭注水闸阀，打开实验闸阀，变频喷淋水泵泵出的喷淋水经过喷淋喷头后回收至储液箱；喷淋喷头对安全壳进行喷淋，安全壳内的数据采集装置开始记录入口流量计、进口热电偶、进口压力传感器、出口热电偶和出口流量计的读数，记录自出口水流量稳定后至出口流量计不再计数所经历的时间；同时，安全壳内部各浓度采样点开始采样，并将样品送入质谱仪分析记录。
步骤3、达到喷淋持续时间后，关闭入口流量计与变频喷淋水泵之间的电磁球阀、实验闸阀和变频喷淋水泵，进行后续数据处理。
所述的后续数据处理是指：根据数据采集装置采集到的信息数据，整合安全壳外的温度信号、压力信号和入口流量计的信号，得到基于平均换热性能的安全壳内各点氢气浓度分布变化图，以解明介入不同安全壳外部冷却措施时，对安全壳内氢气流动分布及氢气风险的影响。
技术效果
与现有技术相比，本发明应用广泛基于先进核反应堆非能动安全壳的按比例缩小模型，设计实验装置，研究在实施不同工况条件下的安全壳进行外部喷淋后，安全壳内部氢气流动迁移，特别是氢气浓度分层现象、气溶胶迁移流动以及安全壳冷却特性，找出其中的关键参数和影响因素，以解明安全壳的换热特性与安全壳内复杂的热工水力行为之间的作用关系；由于外部冷却的投入造成的安全壳内局部氢气浓度的变化将直接影响非能动氢气复合器的布置、消氢效果，甚至是可用性，因此本发明可为包括非能动氢气复合器在内的各种缓解措施的优化设计和布局提供理论基础和前期准备。
附图说明
图1为本发明示意图；
图中：1为储液箱，2为喷淋水收集管线，3为出口流量计，4为出口热电偶，5为上部保温层，6为下部保温层，7为安全壳，8为喷淋喷头，9为注水闸阀，10为实验闸阀，11为入口流量计，12为外部冷却管线，13为变频喷淋水泵，14为原水高位水箱，15为排水阀，16为实验气体供应管线，17为进气阀，18为进口热电偶，19为进口压力传感器，20为电磁球阀，21为原水箱进口热电偶，22为流道，23为质谱仪，24为浓度采样点，25为数据采集装置，26为实验气体喷口。
具体实施方式
下面对本发明的实施例作详细说明，本实施例在以本发明技术方案为前提下进行实施，给出了详细的实施方式和具体的操作过程，但本发明的保护范围不限于下述的实施例。
实施例1
如图1所示，本实施例包括：安全壳7、质谱仪23、数据采集装置25、实验气体供应管线16、实验气体喷口26、依次相连的排水阀15、原水高位水箱14、变频喷淋水泵13、入口流量计11、进口热电偶18、进口压力传感器19、实验闸阀10、喷淋喷头8、出口热电偶4、出口流量计3和储液箱1，其中：喷淋喷头8位于安全壳7外正上方，进口压力传感器19和储液箱1之间并联设有注水闸阀9；实验气体喷口26位于安全壳7内，并与实验气体供应管线16相连；数据采集装置25和质谱仪23位于安全壳7外，数据采集装置25采集安全壳7内的温度信息、压力信息和流量信息，质谱仪23分析安全壳7内各浓度采样点24的采样数据。
所述的原水高位水箱14与变频喷淋水泵13之间、变频喷淋水泵13与入口流量计11之间、出口流量计3与储液箱1之间分别设有电磁球阀20。
所述的出口流量计3与储液箱1之间的电磁球阀20用以防止在实验前调整喷淋水量时，由于储液箱1存水而产生的喷淋水自喷淋水收集管线2的倒灌现象。
所述的实验气体供应管线16上设有进气阀17。
所述的注水闸阀9用于实验前调控并稳定喷淋水的流量。
所述的安全壳7外设有上部保温层5和下部保温层6。
所述的上部保温层5与安全壳7壁面间的间隙形成喷淋水的流道22。
所述的出口热电偶4位于流道22的出口处，用于测量出口水温。
所述的安全壳7为国核示范工程CAP1400反应堆安全壳1：10缩小模型。
所述的安全壳7为圆柱体，顶部和底部为椭圆形穹顶。
所述的安全壳7的衬里材料为304不锈钢，设计压力为0.8MPa。
所述的上部保温层5为石棉材料，按比例模拟的覆盖高度为5547mm。
所述的变频喷淋水泵13的喷淋水的流量根椐安全壳原型CAP1400事故后投入喷淋水量模化后的结果通过以下换热关系式确定：其中：为喷淋水的流量，为安全壳7外壁面平均换热系数，A为安全壳7外壁面表面积，为安全壳7外壁面平均温度，为喷淋水换热前后水温的平均值，Cp为喷淋水的比热容，ρ为喷淋水的密度，ΔT为喷淋水换热前后水温的升高值。
所述的变频喷淋水泵13的喷淋水流量的上限流量为5m3/h。
所述的安全壳7的钢制衬里对安全壳7进行夹持固定。
所述的喷淋水的流道22的宽度为147mm，其最底端距离安全壳7最底端的距离为2318mm。
所述的上部保温层5和下部保温层6可减小安全壳的热耗散，使安全壳7的壁面温度维持恒定并隔热。
所述的喷淋喷头8为喷淋角度大于110°的扇形喷嘴，喷出的额定流量为3m3/h，扬程大于25m。
所述的原水高位水箱14的容量为一次实验用喷淋水量的1.5～2倍。
所述的原水高位水箱14中设有热电偶21，并与排水阀15相连。
所述的实验气体供应管线16可根据不同实验目的和需求，向安全壳7内提供初始实验气体，包括不同组分比的如氦气、氦气/蒸汽、氦气/蒸汽/空气、含有惰性气体、气溶胶等的纯净物或混合气体。
本实施例涉及上述装置的模拟实验方法，包括以下步骤：
步骤1、在原水高位水箱14中注入略多于一次实验用喷淋水量，关闭实验闸阀10，打开注水闸阀9，根据实验工况表调控变频喷淋水泵13进行初次供水，沿外部冷却管线12依次经过入口流量计11、进口热电偶18、进口压力传感器19、注水闸阀9后送至储液箱1，直至入口流量计11测得的变频喷淋水泵13泵出的喷淋水的流量达到实验工况要求。
步骤2、关闭注水闸阀9，打开实验闸阀10，变频喷淋水泵13泵出的喷淋水依次经过入口流量计11、进口热电偶18、进口压力传感器19、实验闸阀10、喷淋喷头8、出口热电偶4、出口流量计3进入喷淋水收集管线2后回收至储液箱1；喷淋喷头8对安全壳7进行喷淋，安全壳7外的数据采集装置25开始记录入口流量计11、进口热电偶18、进口压力传感器19、出口热电偶4和出口流量计3的读数；同时，安全壳7内部各浓度采样点24开始采样，并将样品送入质谱仪分析记录，并通过秒表记录自出口水流量稳定后至出口流量计3不再计数所经历的时间。
所述的出口水流量稳定是指：出口的水流量变化值小于等于出口流量计3总量程的±10％。
所述的安全壳7内初始状态可视研究问题自由确定，如已产生一定的氢气浓度分层现象、达到一定的超压极限。
为充分引入外部冷却的效果，所述的安全壳7内初始温度高于喷淋水温度。
步骤3、达到喷淋持续时间后，关闭入口流量计11与变频喷淋水泵13之间的电磁球阀20、实验闸阀10和变频喷淋水泵13，进行后续数据处理。
所述的后续数据处理是指：根据数据采集装置25采集到的数据信息，整合安全壳7外部的外部冷却管线12、喷淋水收集管线2的温度信号、压力信号和入口流量计11的信号，得到基于平均换热性能的安全壳7内各点氢气浓度分布变化图，以解明介入不同安全壳7外部冷却措施时，对安全壳7内氢气流动分布及氢气风险的影响。
基于不同安全壳7的冷却措施得到的平均热流密度代表了对应安全壳7外壁面的热交换量，当壁面加热功率恒定时，喷淋水量越大，平均热流密度将越高，换热性能越好；而对应于不同外壁面的换热性能，安全壳7内部各空间氢气浓度也将受到边界条件的影响，呈现积聚或均匀化行为。因此，量化平均热流密度与安全壳内各空间氢气浓度之间的关系，对于解明安全壳冷却措施对氢气流动分布的作用机制至关重要。
所述的平均热流密度的计算公式为：其中：为平均热流密度，为喷淋水的平均比热容，为喷淋水的质量流量，T1为出口水温随时间的变化，T2为入口水温随时间的变化，t为时间，S为安全壳7外壁面表面积。
所述的喷淋水的质量流量的计算公式为其中：M为喷淋水的喷淋总质量，t为自出口水流量稳定后至出口流量计3不再计数所经过的时间，ρ为喷淋水的密度，V为入口水流量，t1为喷淋时间。
所述的原水高位水箱14的容量为一次实验用喷淋水量的1.5～2倍，以保证喷淋水在接触高温安全壳7表面后仍能以液态形式存在，避免发生相变，导致换热过程难以量化。
所述的步骤1是为保证喷淋水流量顺利调整并稳定管道流量。
所述的电磁球阀20用于远程控制调节喷淋水流量。
所述的进口热电偶18和出口热电偶4分别用于测量喷淋水的入口温度及出口温度，以便计算安全壳7壁面的平均热流密度，量化传热能力。
所述的进口压力传感器19用于测量入口水压，以确定喷淋水的初始状态参数。
所述的质谱仪用以测量安全壳7内部各位置的混合气体浓度和各组分分布。
所述的数据采集系统用于读取、显示和存储相应的温度、压力、流量及浓度数据。
所述的原水高位水箱14和储液箱1用以储存初始化喷淋水及储存回流的冷凝水。
本实施例基于先进核反应堆安全壳非能动冷却系统的验证、开发和拓展需求，设计测试装置，研究在实施不同工况条件下的安全壳7进行外部喷淋后，安全壳7内部氢气流动迁移，特别是氢气浓度分层现象以及安全壳冷却特性，解明安全壳7的换热特性与安全壳7内复杂的氢气流动行为之间的作用关系，找出其中的关键参数和影响因素。
通过本实施例可以获得先进核反应堆非能动安全壳冷凝现象和外部喷淋对安全壳7内氢气流动迁移影响的关键机理和参数，可以为我国先进核反应堆工程建设和设计改造提供技术和数据支持。
由于本实施例采用的安全壳7是基于原型安全壳尺寸比例模化得到，因此可在此基础上继续拓展其他涉及安全壳7外部喷淋影响的实验，包括如气溶胶迁移流动、安全壳超压缓解、安全壳内局部隔间复杂的氢气流动行为等方面的研究。

Claims (6)

1.一种基于外置喷淋的核反应堆安全壳冷却模拟系统，其特征在于，包括：安全壳、质谱仪、数据采集装置、实验气体喷口、依次相连的原水高位水箱、变频喷淋水泵、喷淋喷头和储液箱，其中：喷淋喷头位于安全壳外正上方，实验气体喷口位于安全壳内；数据采集装置和质谱仪位于安全壳外，并采集安全壳内的信息数据和样品数据；
所述的信息数据包括：温度、压力和流量数据；
所述的变频喷淋水泵与喷淋喷头之间依次串联设有电磁球阀、入口流量计、进口热电偶、进口压力传感器和实验闸阀；所述的喷淋喷头与储液箱之间依次串联设有出口热电偶、出口流量计和电磁球阀，其中：出口热电偶位于流道的出口；
所述的进口压力传感器与储液箱之间并联设有注水闸阀。
2.根据权利要求1所述的核反应堆安全壳冷却模拟系统，其特征是，所述的原水高位水箱与变频喷淋水泵之间设有电磁球阀。
3.根据权利要求1所述的核反应堆安全壳冷却模拟系统，其特征是，所述的安全壳外设有上部保温层和下部保温层；安全壳内设有与质谱仪相连的浓度采样点；所述的上部保温层与安全壳壁面间的间隙形成喷淋水的流道。
4.根据权利要求1所述的核反应堆安全壳冷却模拟系统，其特征是，所述的喷淋喷头为喷淋角度大于110°的扇形喷嘴，喷出的额定流量为3m3/h，扬程大于25m。
5.根据权利要求1所述的核反应堆安全壳冷却模拟系统，其特征是，所述的原水高位水箱的容量为一次实验用喷淋水量的1.5～2倍。
6.一种应用权利要求1～5中任一所述核反应堆安全壳冷却模拟系统的方法，其特征在于，包括以下步骤：
步骤1、在原水高位水箱中注入略多于一次实验用喷淋水量，关闭实验闸阀，打开注水闸阀，根据实验工况表调控变频喷淋水泵进行初次供水，直至入口流量计测得的变频喷淋水泵泵出的喷淋水的流量达到实验工况要求；
步骤2、关闭注水闸阀，打开实验闸阀，变频喷淋水泵泵出的喷淋水经过喷淋喷头后回收至储液箱；喷淋喷头对安全壳进行喷淋，安全壳内的数据采集装置开始记录入口流量计、进口热电偶、进口压力传感器、出口热电偶和出口流量计的读数，记录自出口水流量稳定后至出口流量计不再计数所经历的时间；同时，安全壳内部各浓度采样点开始采样，并将样品送入质谱仪分析记录；
所述的出口水流量稳定是指：出口的水流量变化值小于等于出口流量计总量程的±10％；
步骤3、达到喷淋持续时间后，关闭入口流量计与变频喷淋水泵之间的电磁球阀、实验闸阀和变频喷淋水泵，进行后续数据处理；
所述的后续数据处理是指：根据数据采集装置采集到的信息数据，整合外部的信息数据，得到基于平均换热性能的安全壳内各点氢气浓度分布变化图。
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