CN108597625A - 一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置 - Google Patents
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Abstract
一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置，该装置中的七根棒按按正三角形排列，位于中心的燃料棒由不锈钢包壳和钨铼加热棒组成，周围六根棒为不加热的不锈钢棒，七根棒置于铅铋合金冷却剂通道内；通过中心钨铼棒进行电加热，模拟燃料棒衰变热，以将不锈钢包壳加热熔化。通过合理布置的耐高温钨铼热电偶测量各棒、熔融物及铅铋冷却剂的温度瞬态参数，通过高速摄像仪和透视装置记录不锈钢包壳熔融物迁徙至铅铋冷却剂池液面后的动态扩展过程；对实验结束后组件内不锈钢熔融物的分布和形态进行研究，以分析燃料元件熔化过程及熔融物在棒束通道内的流动扩展行为；本发明为铅基反应堆严重事故堆芯熔化过程中熔融物在棒束通道的迁徙及再定位提供重要的实验装置。
Description
技术领域
本发明涉及铅基反应堆严重事故过程中熔融物在棒束通道间迁徙与再定位特性研究技术领域，具体涉及一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置。
背景技术
作为第四代核能系统，铅基反应堆的安全性和可靠性，特别是在严重事故下的响应能力受到了广泛关注；铅基反应堆虽然具有较高安全性，但其在无保护瞬态超功率或无保护欠冷等始发事件触发下，堆芯仍有可能发生大面积燃料元件失效熔化的严重事故，且在燃料元件失效后，燃料颗粒在堆内迁徙过程中，理论上存在燃料积聚导致反应堆重返临界的可能性，由此导致的严重后果是反应堆功率骤增，最终可能导致堆芯解体事故的发生，引起放射性物质大规模释放；
堆芯材料熔化，熔融物迁徙、凝固和重定位现象对于铅基反应堆的再临界风险起着至关重要的作用,其机理研究一直是铅基反应堆研究的热点和难点之一；由于铅基材料冷却剂沸点高于包壳的熔点，铅基反应堆堆芯材料熔化、迁徙及再凝固过程与压水堆和钠冷快堆严重事故下的相关过程明显不同；国际上虽然做了大量堆芯材料迁徙及再凝固方面的实验，但公开的、完整的实验数据十分稀少。
铅基反应堆发生严重事故时堆芯材料熔化，熔融物迁徙、凝固和重定位机理的研究十分重要并且必要，有助于揭示铅基反应堆燃料元件失效熔化及熔融物迁徙行为机理，提高现有铅基反应堆严重事故分析程序的置信度和可靠性，为我国铅基反应堆的自主研发和安全审评提供理论依据和实验数据支撑。
发明内容
本发明的目的使克服现有技术的不足，提供一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置，能够对铅基反应堆严重事故下燃料元件熔化及熔融物在棒束通道间迁徙与再定位特性进行研究，揭示其规律。
为了达到上述目的，本发明采取如下技术方案：
一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置，基于铅基研究反应堆燃料元件排列形式、不锈钢包壳及铅铋冷却剂真实材料设计的一种研究铅基反应堆棒束熔融物迁徙与再定位特性的实验装置，包括实验装置主体1、电力系统2、测量系统3和铅铋合金冷却剂系统4；
所述的实验装置主体1包括开有视窗的不锈钢保护筒102，置于不锈钢保护筒102内的耐高温陶瓷实验管101，置于耐高温陶瓷实验管101内的实验棒束103，耐高温陶瓷实验管101内空腔为冷却剂通道，盛装冷却剂；
所述的实验装置主体1中实验棒束103包括七根燃料棒，中心燃料棒103-1位于最中心位置，由加热棒和包覆在加热棒外部的不锈钢包壳组成，其余六根燃料棒均匀布置于外圈，材料全为不锈钢；加热棒上下端采用电极夹持并与外部电气系统相连；
所述的电力系统2为实验棒束103中的中心棒103-1以及测量系统3提供电力；
所述的测量系统3包括温度测量系统301和高速摄像仪302，温度测量系统301用于监测中心燃料棒103-1的不锈钢包壳外壁面温度和监测冷却剂通道内冷却剂的温度，高速摄像仪302置于不锈钢保护筒102的视窗位置外。
所述的测量系统3中的温度测量系统301包括九个热电偶，其中四个热电偶分别位于中心燃料棒103-1的不锈钢包壳外同一竖直线上分别为50mm、150mm、250mm和350mm高度处，用于监测中心燃料棒103-1的不锈钢包壳外壁面温度，一个热电偶监测冷却剂通道内冷却剂的温度，另外四个热电偶分别位于中心燃料棒103-1外其中一根燃料棒同一竖直线上分别为50mm、150mm、250mm和350mm高度处。
所述的铅铋合金冷却剂系统4包括与耐高温陶瓷实验管101的冷却剂通道连通的管道上依次设置的氮气瓶401、氮气瓶压力阀402、第一阀门403、铅铋合金储存加热罐404、第二阀门405和滤网406。
所述的实验装置主体1中的耐高温陶瓷实验管101包括相叠加的位于下部的耐高温陶瓷实验圆筒101-2、位于上部的不锈钢网圆筒101-3，位于耐高温陶瓷实验圆筒101-2底部的耐高温陶瓷实验底盖101-1，位于不锈钢网圆筒101-3顶部的耐高温陶瓷实验顶盖101-4，位于耐高温陶瓷实验圆筒101-2内置于耐高温陶瓷实验底盖101-1上的实验棒束103的固定桩101-5。
所述中心燃料棒103-1的加热棒为钨铼加热棒。
所述耐高温陶瓷实验管101带耐高温钼金属内层。
本发明装置中的七根棒按按正三角形排列，位于中心的燃料棒由不锈钢包壳和钨铼加热棒组成，周围六根棒为不加热的不锈钢棒，七根棒置于铅铋合金冷却剂通道内；通过中心钨铼棒进行电加热，模拟燃料棒衰变热，以将不锈钢包壳加热熔化。通过合理布置的耐高温钨铼热电偶测量各棒、熔融物及铅铋冷却剂的温度瞬态参数，通过高速摄像仪和透视装置记录不锈钢包壳熔融物迁徙至铅铋冷却剂池液面后的动态扩展过程；对实验结束后组件内不锈钢熔融物的分布和形态进行研究，以分析燃料元件熔化过程及熔融物在棒束通道内的流动扩展行为；本发明为铅基反应堆严重事故堆芯熔化过程中熔融物在棒束通道的迁徙及再定位提供重要的实验装置。和现有技术相比较，本发明具有如下优点：
1、本发明的实验装置采用真实的铅基反应堆燃料棒包壳材料以及铅铋合金冷却剂进行实验，实验获取的数据真实可靠；
2、本发明的实验装置基于中国铅基研究反应堆燃料元件排列形式布置实验棒束，给实验提供了接近于真实的冷却剂通道，获得的数据具有较大的参考意义；
3、本发明的实验装置可以在实验过程中观察铅铋合金冷却剂液面动态变化以及实验结束后对整个实验件棒束进行形态分析。
附图说明
图1为本发明一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为实验装置的整体结构示意图。
图2为本发明装置中实验主体正视图。
图3为本发明装置中耐高温陶瓷实验管正视图。
图4为本发明装置中实验棒束径向剖面图。
图5为本发明装置中测量系统示意图。
图6为本发明装置中温度测量系统热电偶示意图。
图7为本发明装置中铅铋合金冷却剂系统。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施方式对本发明做详细的说明：
如图1、图2、图4和图5所示，本发明一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置，其特征在于：基于中国铅基研究反应堆燃料元件排列形式、不锈钢包壳及铅铋冷却剂真实材料设计的一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置，包括实验装置主体1、电力系统2、测量系统3和铅铋合金冷却剂系统4；所述的实验装置主体1包括开有视窗的不锈钢保护筒102，置于不锈钢保护筒102内的耐高温陶瓷实验管101，置于耐高温陶瓷实验管101内的实验棒束103，耐高温陶瓷实验管101内空腔为冷却剂通道，盛装冷却剂；所述的实验装置主体1中实验棒束103包括七根燃料棒，中心燃料棒103-1位于最中心位置，由加热棒和包覆在加热棒外部的不锈钢包壳组成，其余六根燃料棒(编号为103-2～103-7)均匀布置于外圈，材料全为不锈钢；加热棒上下端采用电极夹持并与外部电气系统相连；所述的电力系统2为实验棒束103中的中心棒103-1以及测量系统3提供电力；所述的测量系统3包括温度测量系统301和高速摄像仪302，温度测量系统301用于监测中心燃料棒103-1的不锈钢包壳外壁面温度和监测冷却剂通道内冷却剂的温度，高速摄像仪302置于不锈钢保护筒102的视窗位置外。
如图3所示，所述的实验装置主体1中的耐高温陶瓷实验管101包括相叠加的位于下部的耐高温陶瓷实验圆筒101-2、位于上部的不锈钢网圆筒101-3，位于耐高温陶瓷实验圆筒101-2底部的耐高温陶瓷实验底盖101-1，位于不锈钢网圆筒101-3顶部的耐高温陶瓷实验顶盖101-4，位于耐高温陶瓷实验圆筒101-2内置于耐高温陶瓷实验底盖101-1上的实验棒束103的固定桩101-5。
拟选取CLEAR-I铅基反应堆真实的不锈钢包壳材料和铅铋冷却剂来开展实验；如图4所示，参照CLEAR-I铅基反应堆燃料元件排列形式，七根燃料棒按正三角形排列，中心燃料棒103-1由不锈钢包壳和钨铼加热棒组成，钨铼加热棒直径为5mm，不锈钢包壳的内径为5mm、外径为10mm，钨铼加热棒上下端采用铼钼电极夹持并与外部电气系统相连；在周围布置的六根棒编号为103-2～103-7，均为直径为10mm的不锈钢实心棒。如图6所示，用于监测中心燃料棒103-1的不锈钢包壳外壁面温度的热电偶(编号为301-1～301-4)顺次布置在不锈钢包壳高度为50mm，150mm，250mm和350mm的位置上，位于同一竖直线上。另外，在高温陶瓷实验管101内冷却剂通道内布置热电偶301-5以监测冷却剂通道内冷却剂的温度。另外四个热电偶(编号为301-6～301-9)分别位于燃料棒103-2同一竖直线上分别为50mm、150mm、250mm和350mm高度处。本实验拟采用耐高温钨铼热电偶进行测温，采用带耐高温钼金属内层的耐高温陶瓷实验管101盛装铅铋合金及实验棒束103，且耐高温陶瓷实验管101外部使用不锈钢保护筒102对实验装置进行保护。在不锈钢保护筒102上开设一个视窗，使用高速摄像仪302观测中心燃料棒103-1的不锈钢包壳熔融物迁徙至铅铋冷却剂池液面后在液面上的动态扩展过程；在实验开始时使用氮气将铅铋合金储存加热罐404内熔化的铅铋合金压入耐高温陶瓷实验管101内；随后将中心燃料棒103-1的钨铼加热棒开启，直至温度达到不锈钢包壳的熔点，通过不锈钢包壳上的热电偶的温度变化监测熔融物的迁徙行为，并通过高速摄像仪302记录液面上不锈钢熔融物的动态扩展行为；实验结束后，采用空冷的方式对耐高温陶瓷实验管101进行冷却，当温度降到500K时，将熔化的铅铋合金液体排放到铅铋合金储存加热罐404内。待实验棒束103冷却至室温后，将其取出以观察记录不锈钢包壳的熔毁特征及不锈钢熔融物的分布特性和形态。
Claims (6)
1.一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置，其特征在于：基于铅基反应堆燃料元件排列形式、不锈钢包壳及铅铋冷却剂真实材料设计的一种研究铅基反应堆棒束熔融物迁徙与再定位特性的实验装置，包括实验装置主体(1)、电力系统(2)、测量系统(3)和铅铋合金冷却剂系统(4)；
所述的实验装置主体(1)包括开有视窗的不锈钢保护筒(102)，置于不锈钢保护筒(102)内的耐高温陶瓷实验管(101)，置于耐高温陶瓷实验管(101)内的实验棒束(103)，耐高温陶瓷实验管(101)内空腔为冷却剂通道，盛装冷却剂；
所述的实验装置主体(1)中实验棒束(103)包括七根燃料棒，中心燃料棒(103-1)位于最中心位置，由加热棒和包覆在加热棒外部的不锈钢包壳组成，其余六根燃料棒均匀布置于外圈，材料全为不锈钢；加热棒上下端采用电极夹持并与外部电气系统相连；
所述的电力系统(2)为实验棒束(103)中的中心棒(103-1)以及测量系统(3)提供电力；
所述的测量系统(3)包括温度测量系统(301)和高速摄像仪(302)，温度测量系统(301)用于监测中心燃料棒(103-1)的不锈钢包壳外壁面温度和监测冷却剂通道内冷却剂的温度，高速摄像仪(302)置于不锈钢保护筒(102)的视窗位置外。
2.根据权利要求1所述的一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置，其特征在于：所述的测量系统(3)中的温度测量系统(301)包括九个热电偶，其中四个热电偶分别位于中心燃料棒(103-1)的不锈钢包壳外同一竖直线上分别为50mm、150mm、250mm和350mm高度处，用于监测中心燃料棒(103-1)的不锈钢包壳外壁面温度，一个热电偶监测冷却剂通道内冷却剂的温度，另外四个热电偶分别位于中心燃料棒(103-1)外其中一根燃料棒同一竖直线上分别为50mm、150mm、250mm和350mm高度处。
3.根据权利要求1所述的一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置，其特征在于：所述的铅铋合金冷却剂系统(4)包括与耐高温陶瓷实验管(101的冷却剂通道连通的管道上依次设置的氮气瓶(401)、氮气瓶压力阀(402)、第一阀门(403)、铅铋合金储存加热罐(404)、第二阀门(405)和滤网(406)。
4.根据权利要求1所述的一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置，其特征在于：所述的实验装置主体(1)中的耐高温陶瓷实验管(101)包括相叠加的位于下部的耐高温陶瓷实验圆筒(101-2)、位于上部的不锈钢网圆筒(101-3)，位于耐高温陶瓷实验圆筒(101-2)底部的耐高温陶瓷实验底盖(101-1)，位于不锈钢网圆筒(101-3)顶部的耐高温陶瓷实验顶盖(101-4，位于耐高温陶瓷实验圆筒(101-2)内置于耐高温陶瓷实验底盖(101-1)上的实验棒束(103)的固定桩(101-5)。
5.根据权利要求1所述的一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置，其特征在于：所述中心燃料棒(103-1)的加热棒为钨铼加热棒。
6.根据权利要求1所述的一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置，其特征在于：所述耐高温陶瓷实验管(101)带耐高温钼金属内层。
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Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112037950A (zh) * | 2020-09-24 | 2020-12-04 | 中国核动力研究设计院 | 一种燃料棒裂变产物释放模拟装置及其使用方法 |
| CN113533420A (zh) * | 2021-07-15 | 2021-10-22 | 中国核动力研究设计院 | 一种铅铋堆气泡堆芯分布实验的空泡份额测量方法及装置 |
| CN113643832A (zh) * | 2021-08-30 | 2021-11-12 | 中国原子能科学研究院 | 一种快堆材料辐照考验组件 |
| CN113654760A (zh) * | 2021-08-27 | 2021-11-16 | 西安交通大学 | 蒸汽发生器传热管破裂事故注射过程实验装置及实验方法 |
| CN115132385A (zh) * | 2022-07-01 | 2022-09-30 | 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 |
Citations (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3546496A (en) * | 1966-12-09 | 1970-12-08 | Bbc Brown Boveri & Cie | Overheating protection device for thermionic elements heated by nuclear energy |
| US3957576A (en) * | 1972-06-28 | 1976-05-18 | Commissariat A L'energie Atomique | Method for localizing fuel can failures in nuclear reactors |
| JPH06214092A (ja) * | 1993-01-21 | 1994-08-05 | Hitachi Ltd | 原子力発電プラントの水質制御方法及び燃料棒並びに燃料集合体並びに原子力発電プラント |
| CN1819064A (zh) * | 2004-12-30 | 2006-08-16 | 环球核燃料-美国有限责任公司 | 确定核反应堆堆芯新燃料棒束设计的方法 |
| CN202102730U (zh) * | 2011-05-09 | 2012-01-04 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 反应堆严重事故堆芯熔融物堆外冷却固化装置及系统 |
| CN103310855A (zh) * | 2013-05-23 | 2013-09-18 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种液态重金属冷却反应堆燃料组件 |
| US20160351278A1 (en) * | 2014-01-31 | 2016-12-01 | State Atomic Energy Corporation "Rosatom" On Behalf Of The Russian Federation | Active Zone Of Lead-Cooled Fast Reactor |
| CN106531263A (zh) * | 2016-12-29 | 2017-03-22 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种铅基堆零功率物理实验装置 |
| CN106683720A (zh) * | 2017-01-13 | 2017-05-17 | 中国核动力研究设计院 | 一种管壳式铅基合金冷却反应堆 |
| CN107424656A (zh) * | 2017-06-26 | 2017-12-01 | 中国核电工程有限公司 | 一种模拟乏池失冷工况乏包壳高温高压试验的棒束装置 |
-
2018
- 2018-05-08 CN CN201810429290.XA patent/CN108597625B/zh active Active
Patent Citations (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3546496A (en) * | 1966-12-09 | 1970-12-08 | Bbc Brown Boveri & Cie | Overheating protection device for thermionic elements heated by nuclear energy |
| US3957576A (en) * | 1972-06-28 | 1976-05-18 | Commissariat A L'energie Atomique | Method for localizing fuel can failures in nuclear reactors |
| JPH06214092A (ja) * | 1993-01-21 | 1994-08-05 | Hitachi Ltd | 原子力発電プラントの水質制御方法及び燃料棒並びに燃料集合体並びに原子力発電プラント |
| CN1819064A (zh) * | 2004-12-30 | 2006-08-16 | 环球核燃料-美国有限责任公司 | 确定核反应堆堆芯新燃料棒束设计的方法 |
| CN202102730U (zh) * | 2011-05-09 | 2012-01-04 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 反应堆严重事故堆芯熔融物堆外冷却固化装置及系统 |
| CN103310855A (zh) * | 2013-05-23 | 2013-09-18 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种液态重金属冷却反应堆燃料组件 |
| US20160351278A1 (en) * | 2014-01-31 | 2016-12-01 | State Atomic Energy Corporation "Rosatom" On Behalf Of The Russian Federation | Active Zone Of Lead-Cooled Fast Reactor |
| CN106531263A (zh) * | 2016-12-29 | 2017-03-22 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种铅基堆零功率物理实验装置 |
| CN106683720A (zh) * | 2017-01-13 | 2017-05-17 | 中国核动力研究设计院 | 一种管壳式铅基合金冷却反应堆 |
| CN107424656A (zh) * | 2017-06-26 | 2017-12-01 | 中国核电工程有限公司 | 一种模拟乏池失冷工况乏包壳高温高压试验的棒束装置 |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112037950A (zh) * | 2020-09-24 | 2020-12-04 | 中国核动力研究设计院 | 一种燃料棒裂变产物释放模拟装置及其使用方法 |
| CN112037950B (zh) * | 2020-09-24 | 2022-02-11 | 中国核动力研究设计院 | 一种燃料棒裂变产物释放模拟装置及其使用方法 |
| CN113533420A (zh) * | 2021-07-15 | 2021-10-22 | 中国核动力研究设计院 | 一种铅铋堆气泡堆芯分布实验的空泡份额测量方法及装置 |
| CN113654760A (zh) * | 2021-08-27 | 2021-11-16 | 西安交通大学 | 蒸汽发生器传热管破裂事故注射过程实验装置及实验方法 |
| CN113643832A (zh) * | 2021-08-30 | 2021-11-12 | 中国原子能科学研究院 | 一种快堆材料辐照考验组件 |
| CN115132385A (zh) * | 2022-07-01 | 2022-09-30 | 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 |
| 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 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
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