CN109087718B - 钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统 - Google Patents

钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统,包括支架、设置在支架上的温度可控型环形电阻丝加热炉、顶部与温度可控型环形电阻丝加热炉底部连接的第一高温熔体气动阀、顶部与第一高温熔体气动阀底部连接的增压补热管、顶部与增压补热管底部连接的第二高温熔体气动阀、设置在第二高温熔体气动阀下方的可视化实验容器及设置在可视化实验容器内的碎化产物收集器,所述可视化实验容器采用透明材料制成。

Description

钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统
技术领域
本发明涉及核能技术领域,更具体地,涉及一种钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统。
背景技术
相对于第二、三代反应堆,第四代核能系统是一种安全性更高、经济竞争力更强、核废物量更少以及可有效防止核扩散的先进核能系统。2001年成立的“第四代核能系统国际论坛(GIF)”共选定了六种最具发展前景的第四代反应堆堆型,其中钠冷快堆因具有良好的增殖特性以及最为丰富的建造和运行经验,已成为国际上第四代核能系统中的“一号种子选手”。虽然核反应堆发生严重事故的概率极低,但是一旦发生便可能是一场致命的、后果十分严重的大灾难。因此,对钠冷快堆发生堆芯解体严重事故的机理进行系统性研究对于预防该事故发生、减轻和减缓事故后果进而保障该堆型的长期健康发展具有至关重要的意义。国际上既往研究认为,当钠冷快堆发生堆芯解体严重事故时,随着事故的发展,堆芯熔融物可能从堆芯区域释放出来,在冷却剂液钠的作用(FCI)下发生碎化(Fragmentation)从而形成固体颗粒或碎片,并最终在反应堆压力容器底部沉降和堆积成碎片床。影响碎片床冷却能力的因素很多,包括碎片床孔隙率、碎片大小、碎片形状等诸多因素。通过对钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为进行研究,阐明熔融物碎化过程和碎化机理,并获得碎片的尺寸和形状分布、碎片床孔隙率和渗透率等诸多物理数据,对于改进钠冷快堆安全性评价、堆内相关安全设施的设计以及大型严重事故分析程序中相关物理模型的分析和验证具有重要的意义。
REF01:发明专利《一种钠冷快堆碎片床形成特性的实验系统》(CN201610871371.6)公开了一种钠冷快堆碎片床形成特性的实验系统,包括实验支架、颗粒容器、颗粒导管、可视化实验容器、颗粒释放控制器、可视化数据采集模块、环境参数检测模块和衰变热模拟发生器。该发明可用于模拟和分析钠冷快堆堆芯解体事故过程中堆芯熔融物碎化过程完成后燃料粒子碎片床的堆积过程,但是其实验颗粒组成是预先设定的,同时由于缺乏加热炉、加压和温控等关键设备,因此无法对堆芯熔融物的碎化过程进行研究。
REF02:发明专利《一种熔融物与液态金属相互作用研究的试验系统及方法》(CN201710553099.1)公开了一种熔融物与液态金属相互作用研究的试验系统及方法,该系统包括储钠罐、回钠罐、氩气缓冲罐、反应容器、电磁感应加热熔炉、油冷回路、真空泵、油冷压缩机、油泵、液态金属钠过滤装置以及管道阀门等。该发明可用于开展熔融物与液态金属相互作用的试验,也能用于研究熔融物在冷却剂中的碎裂行为特性,但是由于该装置无法对实验过程进行可视化观察,导致提供的实验数据和支撑信息相对有限。同时,因液钠化学性质活泼,使得实验操作复杂且存在一定的安全隐患。此外,该装置也无法对包括液柱直径、液柱释放形状和释放高度等众多实验参数进行研究。
REF03:发明专利《高温熔融物释放装置》(CN201510012196.0)公开了一种核工业领域的熔融物释放装置,包括依次设置于熔融物加热装置下的气动支撑机构和撞击机构,其中撞击机构包括与气动支撑机构相连的管道以及固定设置于管道内部的石墨锥。该发明可以实现公斤量级高温熔融物的释放,但是无法对熔融物释放速率、释放液柱直径和形状等参数进行控制。此外,该发明也不涉及熔融物与冷却剂反应容器、碎化产物收集和分析等内容。
REF04:发明专利《熔融物与冷却剂相互作用相关热工水力实验系统》(CN201710454681.2)(实质审查中)公开了一种熔融物与冷却剂相互作用相关热工水力实验系统,其包括实验不锈钢平台、高温炉系统、保护气系统、冷却系统、加热控制系统、实验水箱系统、高速摄像系统和升降台等。该发明可用于开展高温熔融物与冷却水的相互作用实验,也能从四个不同视窗对反应过程进行可视化观测,有助于对熔融金属与冷却剂相互作用的机理研究。但该发明似主要面向压水堆系统(非快堆系统),对熔融物材料并未予以说明。相对于本发明,其加热部分构成和操作复杂,成本较高。熔体释放部分,该发明未引入增压补热管,无法通过准确调节炉内压力实现对熔体释放速率的精确控制。该发明虽能实现熔体释放高度、熔体温度和水温等变量的分析,但不能对熔体释放液柱的直径和形状等变量进行控制。同时,由于仅能从四个特定视窗进行观察,其摄像可能存在死角,从而遗漏熔融物与冷却剂作用过程的部分关键信息。此外,该发明中的碎化产物收集器也仅能进行碎片整体的收集和分析,不能分区采集,无法对局部碎片属性进一步测量和分析,从而严重制约对熔融物碎化过程和机理的理解。
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钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统,通过在众多实验条件下开展堆芯熔融物碎化实验,获得相关实验数据,阐明钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物的碎化机理。
为实现以上发明目的,采用的技术方案是:
钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统,包括支架、设置在支架上的温度可控型环形电阻丝加热炉、顶部与温度可控型环形电阻丝加热炉底部连接的第一高温熔体气动阀、顶部与第一高温熔体气动阀底部连接的增压补热管、顶部与增压补热管底部连接的第二高温熔体气动阀、设置在第二高温熔体气动阀下方的可视化实验容器及设置在可视化实验容器内的碎化产物收集器,所述可视化实验容器采用透明材料制成。
在使用本发明提供的上述实验系统时,首先在可视化实验容器内盛满模拟冷却剂的液体。准确称量低熔点合金并放置于温度可控型环形电阻丝加热炉内,然后往温度可控型环形电阻丝加热炉、增压补热管内通入惰性气体排除腔内滞留空气。开启温度可控型环形电阻丝加热炉、增压补热管和可视化实验容器的加热功能,当温度可控型环形电阻丝加热炉、增压补热管和可视化实验容器加热的温度维持在目标温度后,开启第一高温熔体气动阀,温度可控型环形电阻丝加热炉内的熔体进入增压补热管,待熔体完全进入增压补热管后,关闭第一高温熔体气动阀,并增大增压补热管的惰性气体通入量,待增压补热管内气压达到目标值后,开启第二高温熔体气动阀,实现高温熔体的释放,释放后的高温熔体在可视化实验容器的冷却剂中碎化后被收集在碎化产物收集器中,用于供技术人员进行后续的定性与定量分析。
优选地,所述实验系统还设置有控制终端,控制终端与温度可控型环形电阻丝加热炉、第一高温熔体气动阀、增压补热管、第二高温熔体气动阀和可视化实验容器加热模块电连接。通过控制终端可实现对温度可控型环形电阻丝加热炉、第一高温熔体气动阀、增压补热管、第二高温熔体气动阀和可视化实验容器加热功能的开启与否,从而实现智能控制的过程。
优选地,所述温度可控型环形电阻丝加热炉包括顶部开口的炉胆、用于对炉胆顶部开口进行密闭的密封盖、包覆在炉胆外侧的多晶莫来石纤维隔热层以及设置在炉胆、多晶莫来石纤维隔热层之间的螺旋结构加热电阻丝,所述螺旋结构加热电阻丝与控制终端电连接。在具体使用的时候,低熔点合金是放置于炉胆内的,多晶莫来石纤维隔热层起到保温隔热的作用,而炉胆内的螺旋结构加热电阻丝则对低熔点合金起到较均匀加热的作用。
优选地,所述炉胆内设置有压力变送器和温度变送器,压力变送器、温度变送器与控制终端电连接。压力变送器和温度变送器用于采集炉胆内的温度和压力信息并将其传送至控制终端,方便控制终端的智能控制过程。
优选地,所述增压补热管包括耐高温中空管、包覆在耐高温中空管外侧的多晶莫来石纤维隔热层及设置在耐高温中空管、多晶莫来石纤维隔热层之间的螺旋结构加热电阻丝,螺旋结构加热电阻丝与控制终端电连接;所述增压补热管上设置有进出气阀。在具体使用的时候,耐高温中空管用于接纳温度可控型环形电阻丝加热炉的熔体,而多晶莫来石纤维隔热层则起到保温隔热的作用,螺旋结构加热电阻丝起到加热的作用。进出气阀用于与惰性气体气瓶连接供惰性气体进出。
优选地,所述耐高温中空管内设置有压力变送器和温度变送器,压力变送器和温度变送器与控制终端电连接。压力变送器和温度变送器用于采集耐高温中空管内的温度和压力信息并将其传送至控制终端,方便控制终端的智能控制过程。
优选地,所述第二高温熔体气动阀底端连接有熔体释放导管,熔体释放导管支持多种释放口径、释放形状和长度的导管自由切换。熔体释放导管用于释放高温熔体。
优选地,所述可视化实验容器为双层结构,包括顶部开口、底部密闭的方形外层及套取在外层内的顶部开口、底部密闭的圆柱形内层,所述碎化产物收集器设置在内层内。在具体使用的时候,内层盛满模拟冷却剂的液体,内外层之间的空隙可注入同种液体,以减少因使用圆柱形容器而导致的视觉偏差。
优选地,所述可视化实验容器内层内设置有加热电阻丝和温度传感器,加热电阻丝和温度传感器与控制终端电连接。加热电阻丝和温度传感器用于将内层内的液体温度准确加热至目标温度。
优选地,所述的碎化产物收集器呈底部密封的网格状,可以分区收集堆芯熔融物碎化后的颗粒产物。
与现有技术相比,本发明的有益效果是:
1. 实验过程可视化。本发明不仅能对钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物的碎化过程(如碎片的生成和运动等)进行模拟,同时由于实验容器采用可视化双层结构,能有效减少折射偏差,通过超高速拍摄装置能对实验过程进行无死角实时摄像。
2. 研究参数更全面。本发明所涉研究参数包含但不限于熔体温度、熔体质量、水过冷度、水深、熔体释放速率、熔体释放管径、熔体释放液柱形状以及熔体释放高度等众多实验参数。
3. 实验过程和碎化产物分析更全面。本发明不仅能对熔融物碎化全过程进行无死角的可视化摄像,同时对碎化产物的分析也比既往技术更全面(如包括碎片尺寸、形状、碎片床孔隙率和渗透率等)。除碎片的整体属性外,通过在碎化产物收集器上设置格子,在本领域首次实现了对局部碎片属性的测量和分析。
4. 安全、可靠和经济。本发明采用低熔点合金和水分别模拟快堆中的MOX燃料和液钠,通过熔体密度、冷却剂密度、冷却剂蒸气和传热模式(如非膜沸腾)等方面的相似性既有力地保证了实验结果的可参考价值,同时又极大地避免了因直接使用液钠而导致装置和操作变得过于复杂的弊端。此外,通过远距离操作高温熔体气动阀控制熔体释放以及使用多晶莫来石纤维隔热层(隔热和保温)等措施,进一步保证了本发明的安全可操作性。
附图说明
图1为系统的结构示意图。
图2为系统的优化方案的示意图。
图3为系统的工作过程图。
具体实施方式
附图仅用于示例性说明,不能理解为对本专利的限制;
以下结合附图和实施例对本发明做进一步的阐述。
实施例1
如图1、2、3所示,本发明提供的钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统,包括支架2、设置在支架2上的温度可控型环形电阻丝加热炉1、顶部与温度可控型环形电阻丝加热炉1底部连接的第一高温熔体气动阀3、顶部与第一高温熔体气动阀3底部连接的增压补热管4、顶部与增压补热管4底部连接的第二高温熔体气动阀5、设置在第二高温熔体气动阀5下方的可视化实验容器6及设置在可视化实验容器6内的碎化产物收集器9,所述可视化实验容器6采用透明材料制成。
在使用本发明提供的上述实验系统时,首先在可视化实验容器6内盛满模拟冷却剂的液体。准确称量低熔点合金并放置于温度可控型环形电阻丝加热炉1内,然后往温度可控型环形电阻丝加热炉1、增压补热管4内通入惰性气体排除腔内滞留空气(防止熔体材料加热过程氧化)。开启温度可控型环形电阻丝加热炉1、增压补热管4和可视化实验容器6的加热功能,当温度可控型环形电阻丝加热炉1、增压补热管4和可视化实验容器6加热的温度维持在目标温度后,开启第一高温熔体气动阀3,温度可控型环形电阻丝加热炉1内的熔体进入增压补热管4,待熔体完全进入增压补热管4后,关闭第一高温熔体气动阀3,并增大增压补热管4的惰性气体通入量,待增压补热管4内气压达到目标值后,开启第二高温熔体气动阀5,实现高温熔体的释放,释放后的高温熔体在可视化实验容器6的冷却剂中碎化后被收集在碎化产物收集器9中,用于供技术人员进行后续的定性与定量分析。
实施例2
本实施例对实施例1的支架2进行了具体的限定,如图1所示,本实施例提供的支架2为不锈钢结构,两侧设计有可攀爬梯结构,支架2为可拆卸设计。
实施例3
本实施例对实施例1、实施例2的可视化实验系统的优化方案进行了限定,如图1、3所示,在实施例1、实施例2的基础上,本实施例提供的实验系统还包括有控制终端7,控制终端7与温度可控型环形电阻丝加热炉1、第一高温熔体气动阀3、增压补热管4、第二高温熔体气动阀5和可视化实验容器加热模块电连接。通过控制终端7可实现对温度可控型环形电阻丝加热炉1、第一高温熔体气动阀3、增压补热管4、第二高温熔体气动阀5和可视化实验容器加热功能的开启与否,从而实现智能控制的过程。
实施例4
本实施例在实施例3的基础上,对温度可控型环形电阻丝加热炉1的具体结构进行限定,本实施例提供的温度可控型环形电阻丝加热炉1包括顶部开口的炉胆、用于对炉胆顶部开口进行密闭的密封盖、包覆在炉胆外侧的多晶莫来石纤维隔热层以及设置在炉胆、多晶莫来石纤维隔热层之间的螺旋结构加热电阻丝,所述螺旋结构加热电阻丝与控制终端7电连接,密封盖上设置有T形手柄。在具体使用的时候,低熔点合金是放置于炉胆内的,多晶莫来石纤维隔热层起到保温隔热的作用,而炉胆内的螺旋结构加热电阻丝则对低熔点合金起到加热的作用。
本实施例中,炉胆内设置有压力变送器和温度变送器,压力变送器、温度变送器与控制终端7电连接。压力变送器和温度变送器用于采集炉胆内的温度和压力信息并将其传送至控制终端7,方便控制终端7的智能控制过程。
实施例5
本实施例在实施例3的基础上,对增压补热管4具体结构进行限定, 本实施例提供的增压补热管4包括耐高温中空管、包覆在耐高温中空管外侧的多晶莫来石纤维隔热层及设置在耐高温中空管、多晶莫来石纤维隔热层之间的螺旋结构加热电阻丝,螺旋结构加热电阻丝与控制终端7电连接;所述增压补热管4上设置有进出气阀。在具体使用的时候,耐高温中空管用于接纳温度可控型环形电阻丝加热炉1的熔体,而多晶莫来石纤维隔热层则起到保温隔热的作用,螺旋结构加热电阻丝起到加热的作用。进出气阀用于与惰性气体气瓶连接供惰性气体进出。
本实施例中,耐高温中空管内设置有压力变送器和温度变送器,压力变送器和温度变送器与控制终端7电连接。压力变送器和温度变送器用于采集耐高温中空管内的温度和压力信息并将其传送至控制终端7,方便控制终端7的智能控制过程。
实施例6
本实施例在实施例3的基础上,进行了更进一步的优化,如图1所示,具体为:第二高温熔体气动阀5底端连接有熔体释放导管8,熔体释放导管8支持多种释放口径、释放形状和长度的导管自由切换。熔体释放导管8用于释放高温熔体。
实施例7
本实施例在实施例3的基础上,如图1所示,对可视化实验容器6、碎化产物收集器9的具体结构进行了进一步的限定,其中可视化实验容器6为双层结构,包括顶部开口、底部密闭的方形外层及套取在外层内的顶部开口、底部密闭的圆柱形内层,所述碎化产物收集器9设置在内层内。在具体使用的时候,内层盛满模拟冷却剂的液体,内外层之间的空隙可注入同种液体。可视化实验容器6内层内设置有加热电阻丝10和温度传感器,加热电阻丝10和温度传感器与控制终端7连接。加热电阻丝10和温度传感器用于将内层内的液体温度准确加热至目标温度。碎化产物收集器9呈底部密封的网格状,可以分区收集堆芯熔融物碎化后的颗粒产物。
其中,可视化实验容器6底部设置有排泄阀,用于排放容器内液体。
本实施例中,可视化实验容器6置于升降台11上,通过调节升降台11高度可以改变熔体释放高度。
实施例8
本实施例在以上实施例的基础上,进行了更进一步的优化,如图2所示,具体为实验系统还包括有超高速拍摄装置12和补光灯13,其中拍摄装置12可以对可视化实验容器6内的堆芯熔融物碎化现象进行全过程清晰拍摄,所述补光灯13用于对拍摄装置的拍摄环境进一步补光。
显然,本发明的上述实施例仅仅是为清楚地说明本发明所作的举例,而并非是对本发明的实施方式的限定。对于所属领域的普通技术人员来说,在上述说明的基础上还可以做出其它不同形式的变化或变动。这里无需也无法对所有的实施方式予以穷举。凡在本发明的精神和原则之内所作的任何修改、等同替换和改进等,均应包含在本发明权利要求的保护范围之内。

Claims (10)

1.钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统,其特征在于:包括支架、设置在支架上的温度可控型环形电阻丝加热炉、顶部与温度可控型环形电阻丝加热炉底部连接的第一高温熔体气动阀、顶部与第一高温熔体气动阀底部连接的增压补热管、顶部与增压补热管底部连接的第二高温熔体气动阀、设置在第二高温熔体气动阀下方的可视化实验容器及设置在可视化实验容器内的碎化产物收集器,所述可视化实验容器采用透明材料制成。
2.根据权利要求1所述的钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统,其特征在于:所述实验系统还包括有控制终端,控制终端与温度可控型环形电阻丝加热炉、第一高温熔体气动阀、增压补热管、第二高温熔体气动阀和可视化实验容器加热模块电连接。
3.根据权利要求2所述的钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统,其特征在于:所述温度可控型环形电阻丝加热炉包括顶部开口的炉胆、用于对炉胆顶部开口进行密闭的密封盖、包覆在炉胆外侧的多晶莫来石纤维隔热层以及设置在炉胆、多晶莫来石纤维隔热层之间的螺旋结构加热电阻丝,所述螺旋结构加热电阻丝与控制终端电连接。
4.根据权利要求3所述的钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统,其特征在于:所述炉胆内设置有压力变送器和温度变送器,压力变送器、温度变送器与控制终端电连接。
5.根据权利要求2所述的钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统,其特征在于:所述增压补热管包括耐高温中空管、包覆在耐高温中空管外侧的多晶莫来石纤维隔热层及设置在耐高温中空管、多晶莫来石纤维隔热层之间的螺旋结构加热电阻丝,螺旋结构加热电阻丝与控制终端电连接;所述增压补热管上设置有进出气阀。
6.根据权利要求5所述的钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统,其特征在于:所述耐高温中空管内设置有压力变送器和温度变送器,压力变送器和温度变送器与控制终端电连接。
7.根据权利要求2~6任一项所述的钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统,其特征在于:所述第二高温熔体气动阀底端连接有熔体释放导管,熔体释放导管支持多种释放口径、释放形状和长度的导管自由切换。
8.根据权利要求7所述的钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统,其特征在于:所述可视化实验容器为双层结构,包括顶部开口、底部 密闭的方形外层及套取在外层内的顶部开口、底部密闭的圆柱形内层,所述碎化产物收集器设置在内层内。
9.根据权利要求8所述的钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统,其特征在于:所述可视化实验容器内层内设置有加热电阻丝和温度传感器,加热电阻丝和温度传感器与控制终端电连接。
10.根据权利要求7所述的钠冷快堆严重事故时堆芯熔融物碎化行为的可视化实验系统,其特征在于:所述的碎化产物收集器呈底部密封的网格状。
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Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110567645A (zh) * 2019-09-29 2019-12-13 广州海关技术中心 一种制冷剂模拟泄漏试验装置
CN111063465B (zh) * 2019-12-13 2023-08-22 上海交通大学 核电站严重事故研究用融物释放和形状控制装置
CN111540491B (zh) * 2020-05-14 2022-04-01 中国核动力研究设计院 一种棒状燃料源项释放特性研究实验装置及其使用方法
CN112191287B (zh) * 2020-09-30 2021-11-02 中国核动力研究设计院 一种高温熔融物全自动释放机构及其控制方法

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106133844A (zh) * 2014-03-20 2016-11-16 伊恩·理查德·斯科特 熔盐反应堆中的化学优化
KR101698343B1 (ko) * 2016-05-16 2017-01-20 한국수력원자력 주식회사 노외 노심 용융물의 잔열을 이용한 모니터링 구동설비
CN106409349A (zh) * 2016-09-30 2017-02-15 中山大学 一种钠冷快堆碎片床形成特性的实验系统
CN106992028A (zh) * 2017-04-05 2017-07-28 中山大学 钠冷快堆严重事故时熔融燃料池晃动特性的可视化实验系统
CN107016913A (zh) * 2017-05-31 2017-08-04 中山大学 一种钠冷快堆熔融燃料池内燃料与冷却剂相互作用的实验系统
CN107331425A (zh) * 2017-07-07 2017-11-07 西安交通大学 一种熔融物与液态金属相互作用研究的试验系统及方法

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106133844A (zh) * 2014-03-20 2016-11-16 伊恩·理查德·斯科特 熔盐反应堆中的化学优化
KR101698343B1 (ko) * 2016-05-16 2017-01-20 한국수력원자력 주식회사 노외 노심 용융물의 잔열을 이용한 모니터링 구동설비
CN106409349A (zh) * 2016-09-30 2017-02-15 中山大学 一种钠冷快堆碎片床形成特性的实验系统
CN106992028A (zh) * 2017-04-05 2017-07-28 中山大学 钠冷快堆严重事故时熔融燃料池晃动特性的可视化实验系统
CN107016913A (zh) * 2017-05-31 2017-08-04 中山大学 一种钠冷快堆熔融燃料池内燃料与冷却剂相互作用的实验系统
CN107331425A (zh) * 2017-07-07 2017-11-07 西安交通大学 一种熔融物与液态金属相互作用研究的试验系统及方法

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