CN106251919A - 严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统 - Google Patents

严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统 Download PDF

Info

Publication number
CN106251919A
CN106251919A CN201610720893.6A CN201610720893A CN106251919A CN 106251919 A CN106251919 A CN 106251919A CN 201610720893 A CN201610720893 A CN 201610720893A CN 106251919 A CN106251919 A CN 106251919A
Authority
CN
China
Prior art keywords
containment
cooling water
pressure vessel
test system
overflow tower
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN201610720893.6A
Other languages
English (en)
Other versions
CN106251919B (zh
Inventor
毛剑峰
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Zhejiang University of Technology ZJUT
Original Assignee
Zhejiang University of Technology ZJUT
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Zhejiang University of Technology ZJUT filed Critical Zhejiang University of Technology ZJUT
Priority to CN201610720893.6A priority Critical patent/CN106251919B/zh
Publication of CN106251919A publication Critical patent/CN106251919A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN106251919B publication Critical patent/CN106251919B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/022—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统，包括加热器和安全壳，安全壳的下封头处于悬空状态；安全壳的下方设置有溢流塔，溢流塔的球形封头处于悬空状态；溢流塔的下方设置有储存冷却水的蓄水池整个安全壳的下封头沉侵在冷却水内；安全壳内设置有加热器，加热器用于对安全壳内的熔融物进行均匀恒温或变温加热；熔融物通过安全壳顶部的浇注通道倒入安全壳内；在熔融物的高温作用下溢流塔内的冷却水被加热沸腾且在溢流塔内形成沸腾池和蒸汽汽流；安全壳与一加压装置通过管道和阀门相连接，加压装置上连接有一对加压装置进行压力调节的气体供给装置。本发明可以模拟严重事故下安全壳在高温度梯度下的失效过程，获取安全壳内允许的最大压力值。

Description

严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统
技术领域
本发明涉及一种严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统，属于压力容器结构安全性测试技术领域。
背景技术
在堆芯熔融严重事故条件下压力容器(又名‘安全壳’)的结构安全性事关重大，必须保证安全壳在规定时间内保持结构完整性，堆芯熔融物将滞留在压力容器内，不得外泄，否则将造成生态环境的严重破坏，威胁人类的生产、生活活动。在堆芯熔融极端事故期间，安全壳内表面最大温度可能超过其熔点温度1327℃，造成内壁面的局部融化，甚至熔穿，此时，由于冷却水的冷却作用，安全壳内、外壁面温差很大，安全壳将承受很大的热应力。日本福岛核事故表明，事故条件下安全壳仍可能存在一定的内压，与传统安全壳内未考虑内压影响相比，条件更加苛刻，更容易发生结构失效。要使安全壳结构不发生失效行为，必须保证压力边界结构完整性。一方面，要确保冷却水对安全壳的冷却作用保持在核状沸腾，并将安全壳器壁传递的热量充分带走，以免发生热失效；另一方面，需防止安全壳产生严重的高温蠕变损伤甚至破损，发生结构失效。在严重事故条件下，安全壳器壁可能存在着不同的失效模式：可能会出现熔穿破裂；也可能出现内壁的熔化剥落，器壁逐渐减薄，材料逐渐进入塑性区，结构极限承载能力下降；甚至可能出现结构的全部壁厚上都处于蠕变或塑性状态，由此导致结构瞬间失稳坍塌。国内外不少学者对此开展了研究，然而很少同时考虑高温度梯度、结构不连续和内压等因素对安全壳结构完整性的影响，这些因素恰恰是严重事故条件下保障安全壳结构安全所必然关注的关键因素。
对于极端事故(堆芯熔融)条件下压力容器的结构安全性，必须通过试验数据验证压力容器设计的合理性，最关心的是压力容器结构失效的时间、地点、机制，以及采用何种措施可以避免发生极端事故条件下压力容器的结构失效。为了解决以上问题，本发明提供了一种严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统。该测试系统可模拟压力容器在极端加载条件下结构失效过程，可观测安全壳发生结构破坏时的多项参数，这种极端加载条件体现在安全壳内部熔融物的温度达到了金属的熔点温度(>1100℃)，而且通过特定的加热器，对熔融物均匀地进行恒温或变温加热。通过加压装置，可使安全壳内部的最大压力值达10MPa，进一步，实现安全壳内部压力可调。通过安全壳外部冷却水的冷却作用，模拟安全壳内、外壁面高温度梯度的温度分布。
发明内容
为了解决现有反应堆压力容器安全性测试方法存在的上述不足，本发明提供一种可模拟压力容器在极端加载条件下结构失效过程，可观测安全壳发生结构破坏时的多项参数的严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统。
本发明采用的技术方案是：
严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统，包括加热器和安全壳，所述的安全壳的上方固定在外支撑墙顶部，所述的安全壳的下封头处于悬空状态；其特征在于：所述的安全壳的下方设置有溢流塔，所述的溢流塔的上方固定在内支撑墙顶部，所述的溢流塔的球形封头处于悬空状态；所述的溢流塔的下方设置有储存冷却水的蓄水池，所述的蓄水池为溢流塔提供冷却水，整个所述的安全壳的下封头沉侵在冷却水内；
所述的安全壳内设置有加热器，所述的加热器用于对安全壳内的熔融物进行均匀恒温或变温加热；所述的熔融物通过安全壳顶部的浇注通道倒入安全壳内；在熔融物的高温作用下所述的溢流塔内的冷却水被加热沸腾且在溢流塔内形成沸腾池和蒸汽汽流；
所述的安全壳与一加压装置通过管道和阀门相连接，所述的加压装置上连接有一对加压装置进行压力调节的气压调节装置，所述的安全壳上连接有气体供给装置；试验时，所述的气体供给装置向所述的安全壳内充入惰性气体。
进一步，在所述的溢流塔的球形封头上设置有多个沿中轴线左右对称布置的用于观察冷却水由核状沸腾进入到膜状沸腾的转变过程的高速摄像仪。
进一步，所述的安全壳的下封头的内、外壁面上分别设置有网状分布的热电偶，内壁面上设置有K型热电偶，外壁面上设置有C型热电偶。
进一步，所述的加热器由多层蜘蛛网状加热圈构成，所述的多层蜘蛛网状加热圈包括8根经向加热圈、1个主加热圈、4层纬向加热圈；每层所述的纬向加热圈包含7个加热圈，并且每层纬向加热圈由8根沿周向均匀分布的支撑梁支撑；所述的支撑梁、经向加热圈、纬向加热圈形成的交汇点处均布有所述的K型热电偶，所述的C型热电偶的设置位置与K型热电偶的设置位置相对应。
进一步，所述的溢流塔的球形封头的最低端为冷却水的进口，所述的溢流塔的顶部为冷却水的出口，位于所述的溢流塔上端的外支撑墙与内支撑墙之间具有供冷却水回落到蓄水池内的回流通道；所述的冷却水的出口处安装有冷凝器，所述的冷凝器固定安装在外支撑墙上。
进一步，所述的熔融物由28％质量分数的CaO和72％质量分数的B2O3组成，所述的熔融物事先在熔炉内加热融化。
进一步，所述的蓄水池中的冷却水通过水泵和管道泵入到溢流塔，管道上设置有流量计和调节阀。
进一步，所述的安全壳上端配置有安全壳盖，所述的安全壳与安全壳盖之间设置有压紧石墨垫片；在所述的安全壳盖上设置有观测口，所述的安全壳盖上设置有浇注口压板。
进一步，所述的安全壳内的熔融物的上方设置有隔离板，所述的隔离板上开有浇注口，所述的浇筑口与安全壳盖上的浇注口在同一条竖直通道上。
进一步，还包括控制台，所述的控制台通过线路与以下部件相连：气压调节装置、水泵、截止阀、压力传感器、加热器、冷凝器、位移传感器、高速摄像仪、K型热电偶、C型热电偶、调节阀。控制台通过操作界面上的软件设置各种参数，从而实现压力、温度、流量的控制，同时获得多种测试数据，如变形量、温度值、流速、沸腾图像。
本发明所述的加热器对熔炉倒入安全壳内的熔融物进行均匀恒温或者变温加热，此时，通过水泵把冷却水打入溢流塔内，使得整个安全壳下封头沉侵在水里，通过改变冷却水的流速和流量来实现不同的冷却效果。进一步，为了测试安全壳内压对结构安全性的影响，由加压装置把惰性气体打入安全壳的腔体内，使内压升高到所需的水平。因此，本测试系统可以模拟严重事故(芯部熔融)下安全壳在高温度梯度下的失效过程，在一定的时间内，通过网状布置的位移传感器测量的安全壳下封头的蠕变和塑性变形，并获取安全壳内允许的最大压力值，进一步通过高速摄像仪观测安全壳外沸腾池的冷却作用。
作为优选，所述的安全壳可采用法国的16MND5，德国的20CrMoNi5-5或美国的SA508Gr.3压力容器用钢；
作为优选，所述的熔融物的密度大致为2500kg/m3，这种熔融物的融化温度为1200℃，熔融物熔化所需的最大功率为40kW。进一步，对安全壳内进行堆芯熔融模拟时，必须先利用加热器对安全壳进行预热，使其达到500℃左右的温度，然后由熔炉冶炼所得的熔融物注入安全壳，避免热冲击的产生。
作为优选，所述的加热器的主材料采用二硅化钼(molybdenum silicide)，分子式为MoSi2，熔点为2030℃，密度为6.28g/cm，电阻率为21.5×10Ω·cm，热导率为45W/m·K，热膨胀系数为7.8×10/K；加热器的辅材采用耐腐蚀的石英玻璃，并掺少量玻璃相状的耐高温的氧化物材料。
作为优选，所述的安全壳采用10倍缩比模型，即试验用的安全壳几何尺寸比真实结构缩小10倍，进一步，安全壳下封头的外直径约为650mm，安全壳的总高约为1200mm，安全壳的壁厚约为25mm，溢流塔与安全壳之间冷却水通道约30mm，熔融物在安全壳下封头内的高度约280mm。
加压试验时，所述的加压装置往安全壳内打入一定压力水平的惰性气体，作为优选，惰性气体一般为氩气或氮气，加压装置的压力可通过气压调节装置调节，最大压力可达10MPa，进一步，加压试验必须在熔融物进入稳定换热状态以后才能进行，即只有在安全壳内、外壁面能量达到平衡时才能往安全壳内充入一定压力水平的惰性气体。
作为优选，所述的安全壳的外壁通过冷却水进行冷却，冷却水由水泵泵入溢流塔，使得整个安全壳下封头沉侵在水里，此时安全壳上的热量由冷却水带走，由于加热作用，冷却水进入沸腾状态，此时，溢流塔上方水蒸汽通过冷凝器的冷却又变成了冷却水，实现了冷却水的循环利用。进一步，为了实现不同的冷却效果，利用调节阀对冷却水的流速和流量进行调节。
作为优选，所述的安全壳下封头内、外壁面都设置有热电偶，以测量温度的变化情况，由于内壁面温度较高，采用K型热电偶，允许最高温度达1300℃，而外壁面温度较低，采用C型热电偶，使用温度范围为[25℃,1000℃]，所有的热电偶的导线都采用耐高温耐腐蚀的材料进行保护。进一步，安全壳内、外壁面的热电偶呈现空间网状分布，K型热电偶的布置位置处于加热器经向加热圈和纬向加热圈各交汇点，K型热电偶的布置位置与C型热电偶的布置位置在安全壳内、外壁面基本对应。
与以往的试验装置相比，本发明的有益效果体现在：
(1)考虑了内压对安全壳高温结构失效的影响，而且压力可调；
(2)安全壳内的熔融物加热均匀，实现恒温或者变温加热，温度调节更加灵活；
(3)熔融物在安全壳外熔炉内预先加热，更加真实地模拟堆芯熔融事故工况，前期有效地保护了安全壳，使得测试数据更加真实，更接近实际状况；
(4)增加了安全壳预热环节，避免了热冲击的破坏作用。
附图说明
图1是本发明整体结构示意图。
图2是本发明加热器及热电偶的布置图。
具体实施方式
参照图1和图2，严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统，包括加热器15和安全壳18，所述的安全壳18的上方固定在外支撑墙14顶部，所述的安全壳18的下封头处于悬空状态；所述的安全壳18的下方设置有溢流塔20，所述的溢流塔20的上方固定在内支撑墙25顶部，所述的溢流塔20的球形封头处于悬空状态；所述的溢流塔20的下方设置有储存冷却水的蓄水池26，所述的蓄水池26为溢流塔20提供冷却水，整个所述的安全壳18的下封头沉侵在冷却水内；
所述的安全壳18内设置有加热器15，所述的加热器15用于对安全壳18内的熔融物22进行均匀恒温或变温加热；所述的熔融物22通过安全壳顶部的浇注通道19倒入安全壳18内；在熔融物22的高温作用下所述的溢流塔20内的冷却水被加热沸腾且在溢流塔20内形成沸腾池24和蒸汽汽流17；
所述的安全壳18与一加压装置3通过管道和阀门11相连接，所述的加压装置3上连接有一对加压装置3进行压力调节的气压调节装置，所述的安全壳上连接有气体供给装置7；试验时，所述的气体供给装置向所述的安全壳18内充入惰性气体。
进一步，在所述的溢流塔20的球形封头上设置有多个沿中轴线左右对称布置的用于观察冷却水由核状沸腾进入到膜状沸腾的转变过程的高速摄像仪23。
进一步，所述的安全壳18的下封头的内、外壁面上分别设置有网状分布的热电偶，内壁面上设置有K型热电偶28，外壁面上设置有C型热电偶32。
进一步，所述的加热器15由多层蜘蛛网状加热圈构成，所述的多层蜘蛛网状加热圈包括8根经向加热圈、1个主加热圈、4层纬向加热圈；每层所述的纬向加热圈包含7个加热圈，并且每层纬向加热圈由8根沿周向均匀分布的支撑梁支撑；所述的支撑梁、经向加热圈、纬向加热圈形成的交汇点处均布有所述的K型热电偶28，所述的C型热电偶32的设置位置与K型热电偶28的设置位置相对应。
进一步，所述的溢流塔20的球形封头的最低端为冷却水的进口，所述的溢流塔的顶部为冷却水的出口，位于所述的溢流塔上端的外支撑墙与内支撑墙之间具有供冷却水回落到蓄水池内的回流通道；所述的冷却水的出口处安装有冷凝器16，所述的冷凝器16固定安装在外支撑墙上。
进一步，所述的熔融物22由28％质量分数的CaO和72％质量分数的B2O3组成，所述的熔融物22事先在熔炉12内加热融化。
进一步，所述的蓄水池26中的冷却水通过水泵29和管道泵入到溢流塔20，管道上设置有流量计30和调节阀31。
进一步，所述的安全壳18上端配置有安全壳盖33，所述的安全壳18与安全壳盖33之间设置有压紧石墨垫片；在所述的安全壳盖33上设置有观测口34，所述的安全壳盖33上设置有浇注口压板13。
进一步，所述的安全壳18内的熔融物22的上方设置有隔离板21，所述的隔离板21上开有浇注口，所述的浇筑口与安全壳盖33上的浇注口在同一条竖直通道上。
进一步，还包括控制台8，所述的控制台8通过线路与以下部件相连：气压调节装置1、水泵29、截止阀4、压力传感器9、加热器15、冷凝器16、位移传感器27、高速摄像仪23、K型热电偶28、C型热电偶32、调节阀31。控制台8通过操作界面上的软件设置各种参数，从而实现压力、温度、流量的控制，同时获得多种测试数据，如变形量、温度值、流速、沸腾图像。
本发明所述的加热器15对熔炉12倒入安全壳18内的熔融物22进行均匀恒温或者变温加热，此时，通过水泵29把冷却水打入溢流塔20内，使得整个安全壳下封头沉侵在水里，通过改变冷却水的流速和流量来实现不同的冷却效果。进一步，为了测试安全壳内压对结构安全性的影响，由加压装置3把惰性气体打入安全壳的腔体内，使内压升高到所需的水平。因此，本测试系统可以模拟严重事故(芯部熔融)下安全壳在高温度梯度下的失效过程，在一定的时间内，通过网状布置的位移传感器27测量的安全壳下封头的蠕变和塑性变形，并获取安全壳内允许的最大压力值，进一步通过高速摄像仪23观测安全壳外沸腾池24的冷却作用。
本发明为了对熔融物,22实现均匀且有效的加热作用，采用了如图2中所示的加热器15，它主要包括8根经向加热圈VI、1个主加热圈V、4层纬向加热圈III。从径向看，每层纬向加热圈III包含7个加热圈，每层纬向加热圈III由8根沿周向均匀分布的支撑梁II支撑。在每个经向加热圈VI和纬向加热圈III形成的交汇点上布置了K型热电偶28。其中VII所指的是热电偶的总线接头，具有温度信号采集与输出作用；IV是经向加热圈，起通电加热作用，还具有一定的支持作用。
作为优选，所述的安全壳18可采用法国的16MND5，德国的20CrMoNi5-5或美国的SA508Gr.3压力容器用钢；
作为优选，所述的熔融物22的密度大致为2500kg/m3，这种熔融物22的融化温度为1200℃，熔融物22熔化所需的最大功率为40kW。进一步，对安全壳内进行堆芯熔融模拟时，必须先利用加热器对安全壳进行预热，使其达到500℃左右的温度，然后由熔炉冶炼所得的熔融物注入安全壳，避免热冲击的产生。
作为优选，所述的加热器15的主材料采用二硅化钼(molybdenum silicide)，分子式为MoSi2，熔点为2030℃，密度为6.28g/cm，电阻率为21.5×10Ω·cm，热导率为45W/m·K，热膨胀系数为7.8×10/K；加热器的辅材采用耐腐蚀的石英玻璃，并掺少量玻璃相状的耐高温的氧化物材料。
作为优选，所述的安全壳18采用10倍缩比模型，即试验用的安全壳几何尺寸比真实结构缩小10倍，进一步，安全壳下封头的外直径约为650mm，安全壳的总高约为1200mm，安全壳的壁厚约为25mm，溢流塔与安全壳之间冷却水通道约30mm，熔融物在安全壳下封头内的高度约280mm。
加压试验时，所述的加压装置3往安全壳18内打入一定压力水平的惰性气体，作为优选，惰性气体一般为氩气或氮气，加压装置3的压力可通过气压调节装置1调节，最大压力可达10MPa，进一步，加压试验必须在熔融物22进入稳定换热状态以后才能进行，即只有在安全壳内、外壁面能量达到平衡时才能往安全壳内充入一定压力水平的惰性气体。
作为优选，所述的安全壳18的外壁通过冷却水进行冷却，冷却水由水泵29泵入溢流塔20，使得整个安全壳下封头沉侵在水里，此时安全壳上的热量由冷却水带走，由于加热作用，冷却水进入沸腾状态，此时，溢流塔上方水蒸汽通过冷凝器16的冷却又变成了冷却水，实现了冷却水的循环利用。进一步，为了实现不同的冷却效果，利用调节阀对冷却水的流速和流量进行调节。
作为优选，所述的安全壳下封头内、外壁面都设置有热电偶，以测量温度的变化情况，由于内壁面温度较高，采用K型热电偶，允许最高温度达1300℃，而外壁面温度较低，采用C型热电偶，使用温度范围为[25℃,1000℃]，所有的热电偶的导线都采用耐高温耐腐蚀的材料进行保护。进一步，安全壳内、外壁面的热电偶呈现空间网状分布，K型热电偶的布置位置处于加热器经向加热圈和纬向加热圈各交汇点，K型热电偶的布置位置与C型热电偶的布置位置在安全壳内、外壁面基本对应。
本实施例试验开始前，所述的安全壳18下封头内部没有熔融物，安全壳18外壁面也没有冷却水的冷却作用；试验开始后，安全壳18在加热器15的作用下预热15分钟，使安全壳18的预热温度达到500℃左右，此时，熔炉12内熔融物22已加热至熔化状态，准备完毕后，熔融物22由熔炉12经浇注通道19竖直地倒入安全壳18内，随即，加热器15根据控制台8所设置温度值进行恒温或升温加热，使熔融物22的温度维持或者达到所需的温度值，熔融物22之上设置有隔离板21。
试验开始后，所述的溢流塔20内将由水泵29向其泵入冷却水，水流从溢流塔20的球形封头最低端入口进入，从溢流塔20的顶部出口流出，冷却水经芯部熔融状态下的安全壳的加热作用后，在溢流塔20和安全壳18之间迅速地形成沸腾池24，将熔融物22的热量充分带走，防止安全壳18熔穿，由于高温加热作用，有部分冷却水转化为水蒸汽，进一步，溢流塔20上方流出的水和水蒸汽将经过冷凝器16的冷却作用重新变回冷却水，完成冷却水的循环利用。由于水泵29与溢流塔20最底部入口之间设置有调节阀31和流量计30，可以利用它们对冷却水的流速和流量进行控制，以达到不同的冷却效果。
为了测试安全壳18内气体压力对其结构失效的影响，安全壳18装配了安全壳盖33，它们之间配有特制的压紧石墨垫片，通过螺栓把安全壳18、石墨垫片、安全壳盖33装配起来，安全壳盖33上开有惰性气体管道入口，通过管道和截止阀11连接到加压装置3，为了调节气体压力，加压装置3通过管道与气压调节装置1相连，加压装置3的气源来自于气体供给装置7，为了精确地控制加压装置的气压，加压装置3上面设置有压力传感器2和压力表6，进一步，处于装置安全性考虑，加压装置3上配有安全阀5，起到泄压和溢流的作用。
本测试系统的主要实施步骤如下：
Ⅰ)根据试验大纲的要求，准备好惰性气体气源供应量、熔融物22，蓄水池26内冷却水充足；
II)控制台8所连的水路和电路上各元器件调试完毕，无异常情况发生；
III)开启安全壳18预热模式，利用加热器15把安全壳18预热至500℃左右的温度；
IV)利用气体供给装置7给加压装置3充入一定压力的气体，同时，利用熔炉12对熔融物22进行加热熔化成液态；
V)把熔炉12内液态熔融物22倒入安全壳18内，根据温度设置值启动加热器15对熔融物22进行恒温或变温加热；
VI)当安全壳18内熔融物22的温度达到所需的温度值时，迅速开启水泵29往溢流塔20内泵入冷却水，利用冷却水对安全壳18进行冷却；
VI)根据热电偶28、32反馈的温度信号，对冷却水的流速和流量进行控制，使安全壳18外壁面温度始终维持在[100℃，150℃]以内，即保持核状沸腾冷却模式；
VII)让安全壳18在芯部熔融条件下至少工作72小时，保证不发生壁厚熔穿或破裂现象，在此期间，利用位移传感器27对安全壳下封头的变形量进行测量；
VIII)在加压工作模式下，需等待第(VII)步骤中安全壳18内熔融物22的能量与外界冷却水所带走的热量相等，即达到稳定传热状态时，利用加压装置3对安全壳18充入一定压力水平的惰性气体，利用气压调节装置1使安全壳18内维持一定的压力水平，然后观测各项参数的变化情况；
IX)根据试验大纲的要求，完成各项参数的测量，在规定的时间内完成各项试验任务，拍照并记录存档，并对数据进行计算及分析，最后完成试验报告。
本说明书实施例所述的内容仅仅是对发明构思的实现形式的列举，本发明的保护范围不应当被视为仅限于实施例所陈述的具体形式，本发明的保护范围也及于本领域技术人员根据本发明构思所能够想到的等同技术手段。

Claims (10)

1.严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统，包括加热器和安全壳，所述的安全壳的上方固定在外支撑墙顶部，所述的安全壳的下封头处于悬空状态；其特征在于：所述的安全壳的下方设置有溢流塔，所述的溢流塔的上方固定在内支撑墙顶部，所述的溢流塔的球形封头处于悬空状态；所述的溢流塔的下方设置有储存冷却水的蓄水池，所述的蓄水池为溢流塔提供冷却水，整个所述的安全壳的下封头沉侵在冷却水内；
所述的安全壳内设置有加热器，所述的加热器用于对安全壳内的熔融物进行均匀恒温或变温加热；所述的熔融物通过安全壳顶部的浇注通道倒入安全壳内；在熔融物的高温作用下所述的溢流塔内的冷却水被加热沸腾且在溢流塔内形成沸腾池和蒸汽汽流；
所述的安全壳与一加压装置通过管道和阀门相连接，所述的加压装置上连接有一对加压装置进行压力调节的气压调节装置，所述的安全壳上连接有气体供给装置；试验时，所述的气体供给装置向所述的安全壳内充入惰性气体。
2.如权利要求1所述的严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统，其特征在于：在所述的溢流塔的球形封头上设置有多个沿中轴线左右对称布置的用于观察冷却水由核状沸腾进入到膜状沸腾的转变过程的高速摄像仪。
3.如权利要求2所述的严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统，其特征在于：所述的安全壳的下封头的内、外壁面上分别设置有网状分布的热电偶，内壁面上设置有K型热电偶，外壁面上设置有C型热电偶。
4.如权利要求3所述的严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统，其特征在于：所述的加热器由多层蜘蛛网状加热圈构成，所述的多层蜘蛛网状加热圈包括8根经向加热圈、1个主加热圈、4层纬向加热圈；每层所述的纬向加热圈包含7个加热圈，并且每层纬向加热圈由8根沿周向均匀分布的支撑梁支撑；所述的支撑梁、经向加热圈、纬向加热圈形成的交汇点处均布有所述的K型热电偶，所述的C型热电偶的设置位置与K型热电偶的设置位置相对应。
5.如权利要求4所述的严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统，其特征在于：所述的溢流塔的球形封头的最低端为冷却水的进口，所述的溢流塔的顶部为冷却水的出口，位于所述的溢流塔上端的外支撑墙与内支撑墙之间具有供冷却水回落到蓄水池内的回流通道；所述的冷却水的出口处安装有冷凝器，所述的冷凝器固定安装在外支撑墙上。
6.如权利要求5所述的严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统，其特征在于：所述的熔融物由28％质量分数的CaO和72％质量分数的B2O3组成，所述的熔融物事先在熔炉内加热融化。
7.如权利要求6所述的严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统，其特征在于：所述的蓄水池中的冷却水通过水泵和管道泵入到溢流塔，管道上设置有流量计和调节阀。
8.如权利要求7所述的严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统，其特征在于：所述的安全壳上端配置有安全壳盖，所述的安全壳与安全壳盖之间设置有压紧石墨垫片；在所述的安全壳盖上设置有观测口，所述的安全壳盖上设置有浇注口压板。
9.如权利要求8所述的严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统，其特征在于：所述的安全壳内的熔融物的上方设置有隔离板，所述的隔离板上开有浇注口，所述的浇筑口与安全壳盖上的浇注口在同一条竖直通道上。
10.如权利要求9所述的严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统，其特征在于：还包括控制台，所述的控制台通过线路与以下部件相连：气压调节装置、水泵、截止阀、压力传感器、加热器、冷凝器、位移传感器、高速摄像仪、K型热电偶、C型热电偶、调节阀。
CN201610720893.6A 2016-08-24 2016-08-24 严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统 Active CN106251919B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201610720893.6A CN106251919B (zh) 2016-08-24 2016-08-24 严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201610720893.6A CN106251919B (zh) 2016-08-24 2016-08-24 严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN106251919A true CN106251919A (zh) 2016-12-21
CN106251919B CN106251919B (zh) 2018-06-01

Family

ID=57594737

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201610720893.6A Active CN106251919B (zh) 2016-08-24 2016-08-24 严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN106251919B (zh)

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111627577A (zh) * 2020-06-05 2020-09-04 中国核动力研究设计院 能动设备事故环境下性能评价的试验系统及试验方法
WO2021128059A1 (zh) * 2019-12-25 2021-07-01 中广核研究院有限公司 模拟核电厂rpv换热特性的试验系统及加热测温设备
WO2021128060A1 (zh) * 2019-12-25 2021-07-01 中广核研究院有限公司 模拟核电厂rpv换热特性的三维试验系统及三维试验装置
CN114068052A (zh) * 2021-11-30 2022-02-18 中国核动力研究设计院 一种压水堆堆腔温度监测系统
CN115688488A (zh) * 2022-12-30 2023-02-03 中国核动力研究设计院 准则确定方法、装置、设备、计算机存储介质及程序产品

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5169595A (en) * 1991-09-03 1992-12-08 General Electric Company Reactor core isolation cooling system
CN102969033A (zh) * 2012-10-25 2013-03-13 清华大学 一种强化沸腾换热附壁孔板组装壳构件
CN103578583A (zh) * 2013-10-24 2014-02-12 清华大学 一种具有导流构件的强化沸腾换热流道外壳体
CN104766638A (zh) * 2014-01-06 2015-07-08 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 用于压力容器下封头外部冷却的试验装置
CN204760047U (zh) * 2015-06-30 2015-11-11 浙江工业大学 一种反应堆压力容器ivr条件下结构完整性试验平台

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5169595A (en) * 1991-09-03 1992-12-08 General Electric Company Reactor core isolation cooling system
CN102969033A (zh) * 2012-10-25 2013-03-13 清华大学 一种强化沸腾换热附壁孔板组装壳构件
CN103578583A (zh) * 2013-10-24 2014-02-12 清华大学 一种具有导流构件的强化沸腾换热流道外壳体
CN104766638A (zh) * 2014-01-06 2015-07-08 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 用于压力容器下封头外部冷却的试验装置
CN204760047U (zh) * 2015-06-30 2015-11-11 浙江工业大学 一种反应堆压力容器ivr条件下结构完整性试验平台

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
李永春: "压力容器外部冷却系统内局部温度场及两相分布特性研究", 《中国博士学位论文全文数据库工程科技II辑》 *

Cited By (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB2606245A (en) * 2019-12-25 2022-11-02 China Nuclear Power Technology Res Inst Co Ltd Three-dimensional testing system and three-dimensional testing device for simulating RPV heat transfer characteristics of nuclear power plant
GB2606246A (en) * 2019-12-25 2022-11-02 China Nuclear Power Technology Res Inst Co Ltd Test system for simulating RPV heat exchange characteristics of nuclear power plant, and heating and temperature measuring device
WO2021128060A1 (zh) * 2019-12-25 2021-07-01 中广核研究院有限公司 模拟核电厂rpv换热特性的三维试验系统及三维试验装置
CN113678211A (zh) * 2019-12-25 2021-11-19 中广核研究院有限公司 模拟核电厂rpv换热特性的三维试验系统及三维试验装置
CN113728399A (zh) * 2019-12-25 2021-11-30 中广核研究院有限公司 模拟核电厂rpv换热特性的试验系统及加热测温设备
CN113678211B (zh) * 2019-12-25 2023-12-26 中广核研究院有限公司 模拟核电厂rpv换热特性的三维试验系统及三维试验装置
WO2021128059A1 (zh) * 2019-12-25 2021-07-01 中广核研究院有限公司 模拟核电厂rpv换热特性的试验系统及加热测温设备
EP3979260A4 (en) * 2019-12-25 2022-08-17 China Nuclear Power Technology Research Institute Co., Ltd. TEST SYSTEM FOR SIMULATION OF RPV HEAT EXCHANGE CHARACTERISTICS OF NUCLEAR POWER PLANTS AND HEATING AND TEMPERATURE GAUGE
CN113728399B (zh) * 2019-12-25 2022-12-27 中广核研究院有限公司 模拟核电厂rpv换热特性的试验系统及加热测温设备
CN111627577A (zh) * 2020-06-05 2020-09-04 中国核动力研究设计院 能动设备事故环境下性能评价的试验系统及试验方法
CN111627577B (zh) * 2020-06-05 2022-02-22 中国核动力研究设计院 能动设备事故环境下性能评价的试验系统及试验方法
CN114068052A (zh) * 2021-11-30 2022-02-18 中国核动力研究设计院 一种压水堆堆腔温度监测系统
CN115688488A (zh) * 2022-12-30 2023-02-03 中国核动力研究设计院 准则确定方法、装置、设备、计算机存储介质及程序产品
CN115688488B (zh) * 2022-12-30 2023-04-07 中国核动力研究设计院 准则确定方法、装置、设备、计算机存储介质及程序产品

Also Published As

Publication number Publication date
CN106251919B (zh) 2018-06-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN106251919A (zh) 严重事故工况下反应堆压力容器安全性测试系统
CN108416112B (zh) 压力容器下封头内多层熔融池传热分析方法
CN107564593B (zh) 一种压力容器外部冷却试验系统和方法
Gaus-Liu et al. In-vessel melt pool coolibility test—Description and results of LIVE experiments
CN105911087B (zh) 一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统及方法
CN108492897A (zh) 一种研究核反应堆燃料棒熔化特性的可视化实验装置
CN103406505B (zh) 一种板坯结晶器锥度设计方法
CN105806881A (zh) 一种高瑞利数熔融池换热特性测量实验装置
CN107393607B (zh) 反应堆堆芯熔融物与混凝土反应试验系统及方法
CN109509564A (zh) 一种核反应堆工程量级双层熔池传热特性试验装置
CN103377722B (zh) 一种核电站事故后堆外熔融物滞留装置
Kim et al. Experimental studies on metallic fuel relocation in a single-pin core structure of a sodium-cooled fast reactor
Sehgal et al. Experiments on in-vessel melt coolability in the EC-FOREVER Program
CN109211969B (zh) 一种三维椭球形熔融池换热特性测量实验装置
CN110489712A (zh) 基于测量数据获取熔融池表面冷却热流密度的方法
Prasad et al. Experimental investigation of heat transfer during severe accident of a Pressurized Heavy Water Reactor with simulated decay heat generation in molten pool inside calandria vessel
Refaey et al. Thermal hydraulic and mechanical behaviour of VVER-1000 reactor lower plenum in the late phase of severe accident
Rempe et al. Investigation of the coolability of a continuous mass of relocated debris to a water-filled lower plenum. Technical report
Zhu et al. Design analysis of DRAGON-IV LiPb loop
Zhan et al. Ablation and thermal stress analysis of RPV vessel under heating by core melt
JP2015031614A (ja) 原子炉格納容器
Kudashov et al. Numerical investigation of the fuel cladding disruption in contact with the molten metallic fuel of a sodium-cooled fast reactor
Gaus-Liu et al. The Coolibility of Melt Pool in PWR Lower Head-Results of LIVE Experiments
Guo et al. SAMPO-P: A prototypical scale low-temperature experiment on two-layer melt pool heat transfer in LWR lower head
Amblard et al. Consequences of different types of contact between water and molten steel: The ANAIS experiments

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant
EE01 Entry into force of recordation of patent licensing contract
EE01 Entry into force of recordation of patent licensing contract

Application publication date: 20161221

Assignee: Jiaxing beichuang Network Technology Co.,Ltd.

Assignor: JIANG University OF TECHNOLOGY

Contract record no.: X2023980037561

Denomination of invention: Safety testing system for reactor pressure vessels under severe accident conditions

Granted publication date: 20180601

License type: Common License

Record date: 20230705

EE01 Entry into force of recordation of patent licensing contract
EE01 Entry into force of recordation of patent licensing contract

Application publication date: 20161221

Assignee: Jiaxing Juteng Information Technology Co.,Ltd.

Assignor: JIANG University OF TECHNOLOGY

Contract record no.: X2023980037556

Denomination of invention: Safety testing system for reactor pressure vessels under severe accident conditions

Granted publication date: 20180601

License type: Common License

Record date: 20230706

Application publication date: 20161221

Assignee: Zhejiang Donghao Information Engineering Co.,Ltd.

Assignor: JIANG University OF TECHNOLOGY

Contract record no.: X2023980037550

Denomination of invention: Safety testing system for reactor pressure vessels under severe accident conditions

Granted publication date: 20180601

License type: Common License

Record date: 20230706