CN109841290A - 一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置和方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置和方法，所述装置包括反应堆堆芯模拟体、一回路模拟管路、蒸汽发生器模拟体、二回路模拟管路，该装置的热工参数可调，所述热工参数包括以下参数中的一种或几种：所述一回路模拟管路的流体阻力、所述一回路模拟管路的压力、所述二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度、所述反应堆堆芯模拟体的功率、所述反应堆堆芯模拟体与蒸汽发生器模拟体的高度差。所述方法为所述装置的使用方法，所述装置和方法可用于实现不同热工参数下核反应堆自然循环特性进行研究，所得结果可用于事故下核反应堆自然循环冷却的安全分析，对事故下的核反应堆的安全性判断具有非常重要的意义。

Description

一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置和方法

技术领域

本发明涉及压水堆冷却剂系统热工水力特性研究技术领域，特别是涉及一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置和方法。

背景技术

流体在管道中流动时，壁面或者局部异型结构(三通、弯头等)会对流体产生较大的阻力。泵为管道流体提供驱动力，驱使流体在管道中流动。这种由泵驱动流体在管道中流动的方式为强迫循环流动。相比强迫循环流动，还有一种不依靠泵等能动结构，仅仅依靠流体的密度差产生的驱动力驱使流体在管道中的流动为自然循环流动。

核反应堆正常运行时，考虑经济性的影响，自然循环流动模式运行比较少。当核反应堆发生事故时，若汽轮机发电机组或者备用柴油发动机组不能对泵进行供电，这时侯自然循环流动仍然可以运行，将反应堆系统的储热、设备显热以及堆芯燃料元件的衰变热带出堆芯，防止堆芯燃料元件因温度持续上升发生烧毁而导致放射性气体外泄。

发明内容

如上所述，由于在泵断电的情况下，自然循环流动仍然可运行，可达到避免放射性气体外泄的目的。本发明提供了一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置和方法，所述装置和方法可用于实现不同热工参数下核反应堆自然循环特性进行研究，所得结果可用于事故下核反应堆自然循环冷却的安全分析，对事故下的核反应堆的安全性判断具有非常重要的意义。

本方案的技术手段如下，一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置，包括反应堆堆芯模拟体、连接在反应堆堆芯模拟体上的一回路模拟管路，所述一回路模拟管路上还串联有蒸汽发生器模拟体，所述蒸汽发生器模拟体上还连接有二回路模拟管路，该装置的热工参数可调，所述热工参数包括以下参数中的一种或几种：所述一回路模拟管路的流体阻力、所述一回路模拟管路的压力、所述二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度、所述反应堆堆芯模拟体的功率、所述反应堆堆芯模拟体与蒸汽发生器模拟体的高度差。

如上所述，在事故条件下，由于泵断电停止工作，反应堆系统的储热、设备显热以及堆芯燃料元件的衰变热带出堆芯，防止堆芯燃料元件因温度持续上升发生烧毁而导致放射性气体外泄可依靠核反应堆自然循环冷却加以实现，故考虑核反应堆自然循环能力，对事故下的核反应堆的安全性判断具有非常重要的意义。

本方案提供了一种可用于反映不同热工参数下反应堆自然循环能力的方案，所述反应堆堆芯模拟体用于模拟核反应堆的堆芯，所述一回路模拟管路用于模拟核反应堆一回路，所述蒸汽发生器模拟体用于模拟蒸汽发生器，所述二回路模拟管路用于模拟反应堆二回路，即以上装置模拟核反应堆的真实工况。自然循环流量大小、流动是否稳定直接关系到事故条件下的反应堆堆芯安全。本方案中，考虑到自然循环流量大小以及流动稳定性能受流体温度、一回路中压力、热源和冷源位差、管道阻力等诸多因素的影响，故设置为以上热工参数可调，这样，如在一回路模拟管路上设置用于检测一回路模拟管路上流体流量的流量计，如流量计直接串联在一回路模拟管路上，在以上热工参数改变后，通过流量计的输出值，可得到不同的热工参数对应的核反应堆一回路中流体的自然循环特性，以上自然循环特性即为自然循环能力，通过所述流量计反映具体的流量大小和流动稳定性，可用于研究被模拟对象事故工况下的核反应堆安全。

作为本领域技术人员，以上热源和冷源位差中，热源即为一回路模拟管路上的反应堆堆芯模拟体，所述冷源即为蒸汽发生器模拟体，以上位差即为所述的高度差；同时，以上流体温度实际上决定于二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度，而二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度受控于蒸汽发生器模拟体的给水流量，故作为本领域技术人员，针对热工参数：所述二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度可通过调整蒸汽发生器模拟体的给水流量实现，即调整二回路模拟管路的中流体流量即可实现。

更进一步的技术方案为：

为使得本装置能够针对影响核反应堆系统自然循环能力的各个热工参数，以通过改变对应的热工参数，反映核反应堆系统自然循环能力，以用于全面的研究模拟对象事故工况下的核反应堆安全性，设置为：所述可调的热工参数包括：所述热工参数包括以下参数中的一种或几种：所述一回路模拟管路的流体阻力、所述一回路模拟管路的压力、所述二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度、所述反应堆堆芯模拟体的功率、所述反应堆堆芯模拟体与蒸汽发生器模拟体的高度差；

各热工参数可单独调节。

作为一种反应堆堆芯模拟体的功率便于调节且便于精确调节的实现方案，所述反应堆堆芯模拟体包括筒体及设置在筒体内的电加热器，所述反应堆堆芯模拟体的功率通过改变电加热器的加热功率实现。

作为一种具体的用于调整所述高度差的技术方案，所述一回路模拟管路上设置有可拆卸的管段，且一回路模拟管路上蒸汽发生器模拟体的两侧均设置有可拆卸的管段，所述反应堆堆芯模拟体与蒸汽发生器模拟体的高度差通过如下方式实现：完成一回路模拟管路上蒸汽发生器模拟体两侧可拆卸的管段由一回路模拟管路上断开或拆离后，改变反应堆堆芯模拟体与蒸汽发生器模拟体两者中至少一者在高度方向上的位置以得到所需的高度差，通过与管接头间距匹配的其他长度的可拆卸的管段完成一回路模拟管路的拼接。优选的，设置为：以上可拆卸的管段均为直管段，且以竖直状态设置在一回路模拟管路中，且各直管段的两端均设置有管接头，以实现管段在一回路模拟管路中快速的拆、装更换。采用所述直管段，在改变所述高度差热工参数的同时，可避免因为一回路模拟管路的总长发生变化而引入的流体阻力变化，即采用本方案，在改变高度差时，可忽略一回路模拟管路的流体阻力变化。如处于蒸汽发生器模拟体不同侧的可拆卸的管段分别为上升管和下降管，以上上升管和下降管均包括中部的平直的管段及管段两端的管接头即可。

作为所述温度热工参数调整的具体方案，设置为：所述二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度可调通过串联在二回路模拟管路上的流量调节装置实现。

还包括串联在一回路模拟管路上的阻力调节装置，所述阻力调节装置包括管段、内嵌于管段上的喉管，所述喉管通过固定销与管段形成可拆卸连接关系，所述喉管作为管段内的堵头，且喉管上设置有用于连通喉管两侧的通孔，所述一回路模拟管路的流体阻力调节通过更换管段上具有不同通孔开孔尺寸的喉管实现；

所述管段的两端均设置有管接头，所述管接头用于实现阻力调节装置在一回路模拟管路串联，且所述管接头用于实现阻力调节装置在一回路模拟管路上可拆卸。具体的，本方案用于针对热工参数流体阻力，即实现流体在一回路模拟管路上的流动阻力可调，采用以上方案，相较于现有技术中如采用节流阀等实现方案，由于完成喉管制备后，喉管的尺寸和形状一定，喉管在运用相当于串联在一回路模拟管路上，这样，喉管上的通孔的局部阻力一定，故可根据具体的喉管上通孔得到相应的局部阻力，以上特定的局部阻力可直接反应一回路模拟管路的流体阻力。

作为一种具体的喉管实现方案，所述管段为直管段，且所述通孔为圆形孔，所述通孔的轴线与管段的轴线共线。作为本领域技术人员，以上一回路模拟管路上的流动阻力实际上为一回路模拟管路上的总的流体阻力，采用该方案，通过喉管尽可能不影响流体在一回路模拟管路上的流动形态，达到尽可能不影响喉管周围一回路模拟管路局部阻力，从而避免所述流动阻力与实际值偏差过大。

作为一种具体的用于实现一回路模拟管路的压力热工参数可调的技术方案，还包括连接在一回路模拟管路上的压力控制器，所述压力控制器包括通过管道与一回路模拟管路相连的稳压筒、通过注入阀与稳压筒相连的压缩气源、连接在稳压筒上的排出阀，且在稳压筒工作时，所述稳压筒内可存储压缩气体；

所述一回路模拟管路的压力可调通过注入阀和排出阀工作，向稳压筒内注入压力介质或将稳压筒内的压力介质排出实现。本方案中，所述压缩气源可采用气瓶，亦可采用空压设备，如压缩气源用于向稳压筒中补入压缩氮气。采用本方案，由于稳压筒与一回路模拟管路相同，故通过所述注入阀和排出阀，调整稳压筒中介质补入或排出，即可达到调整对应压力热工参数的目的。通过设置为：所述稳压筒内可存储压缩气体，这样，通过所述压缩气体的体积变化，使得稳压筒对一回路模拟管路具有稳压功能，即得到较为稳定的一回路模拟管路压力。优选的，为很好的实现本方案，设置为：用于连接稳压筒与一回路模拟管路的管道在稳压筒上的连接点位于稳压筒的下侧，稳压筒的安装标高高于一回路模拟管路的最低点，排出阀在稳压筒上的连接点位于稳压筒的顶部。

为实现所述压力热工参数可自动维持或自动调节，设置为：还包括用于检测一回路模拟管路中压力的压力传感器，所述注入阀和排出阀均为自动阀，所述注入阀和排出阀的工作状态通过压力传感器的反馈值控制。

同时，本发明还公开了一种适用于核反应堆自然循环特性研究的方法，该方法采用如上任意一项所提供的装置，在改变该装置中任一热工参数后，获得一回路模拟管路上流体的自然循环能力。本方法为所述装置的使用方法，通过得到的自然循环能力，可用于事故下核反应堆自然循环冷却的安全分析，对事故下的核反应堆的安全性判断具有非常重要的意义。

本发明具有以下有益效果：

所述装置中，反应堆堆芯模拟体用于模拟核反应堆的堆芯，所述一回路模拟管路用于模拟核反应堆一回路，所述蒸汽发生器模拟体用于模拟蒸汽发生器，所述二回路模拟管路用于模拟反应堆二回路，即以上装置模拟核反应堆的真实工况。自然循环流量大小、流动是否稳定直接关系到事故条件下的反应堆堆芯安全。本方案中，考虑到自然循环流量大小以及流动稳定性能受流体温度、一回路中压力、热源和冷源位差、管道阻力等诸多因素的影响，故设置为以上热工参数可调，这样，如在一回路模拟管路上设置用于检测一回路模拟管路上流体流量的流量计，如流量计直接串联在一回路模拟管路上，在以上热工参数改变后，通过流量计的输出值，可得到不同的热工参数对应的核反应堆一回路中流体的自然循环特性，以上自然循环特性即为自然循环能力，通过所述流量计反映具体的流量大小和流动稳定性，可用于研究被模拟对象事故工况下的核反应堆安全。

所述方法为所述装置的使用方法，通过得到的自然循环能力，可用于事故下核反应堆自然循环冷却的安全分析，对事故下的核反应堆的安全性判断具有非常重要的意义。

附图说明

图1是本发明所述的一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置一个具体实施例的结构示意图；

图2是本发明所述的一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置一个具体实施例中，可拆卸的管段的结构示意图，该示意图中包括三根不同长度的可拆卸的管段；

图3是本发明所述的一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置一个具体实施例中，局部阻力调节装置的结构示意图；

图4是本发明所述的一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置一个具体实施例中，压力控制器的结构示意图。

图中的附图标记分别为：1、反应堆堆芯模拟体；2、上升管；3、蒸汽发生器模拟体；4、下降管；5、阻力调节装置；6、流量计；7、压力控制器；8、管段；9、管接头；10、喉管；11、固定销，12、稳压筒，13、压缩气源，14、注入阀，15、排出阀。

具体实施方式

下面结合实施例对本发明作进一步的详细说明，但是本发明的结构不仅限于以下实施例。

实施例1：

如图1至图4所示，一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置，包括反应堆堆芯模拟体1、连接在反应堆堆芯模拟体1上的一回路模拟管路，所述一回路模拟管路上还串联有蒸汽发生器模拟体3，所述蒸汽发生器模拟体3上还连接有二回路模拟管路，该装置的热工参数可调，所述热工参数包括以下参数中的一种或几种：所述一回路模拟管路的流体阻力、所述一回路模拟管路的压力、所述二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度、所述反应堆堆芯模拟体1的功率、所述反应堆堆芯模拟体1与蒸汽发生器模拟体3的高度差。

如上所述，在事故条件下，由于泵断电停止工作，反应堆系统的储热、设备显热以及堆芯燃料元件的衰变热带出堆芯，防止堆芯燃料元件因温度持续上升发生烧毁而导致放射性气体外泄可依靠核反应堆自然循环冷却加以实现，故考虑核反应堆自然循环能力，对事故下的核反应堆的安全性判断具有非常重要的意义。

本方案提供了一种可用于反映不同热工参数下反应堆自然循环能力的方案，所述反应堆堆芯模拟体1用于模拟核反应堆的堆芯，所述一回路模拟管路用于模拟核反应堆一回路，所述蒸汽发生器模拟体3用于模拟蒸汽发生器，所述二回路模拟管路用于模拟反应堆二回路，即以上装置模拟核反应堆的真实工况。自然循环流量大小、流动是否稳定直接关系到事故条件下的反应堆堆芯安全。本方案中，考虑到自然循环流量大小以及流动稳定性能受流体温度、一回路中压力、热源和冷源位差、管道阻力等诸多因素的影响，故设置为以上热工参数可调，这样，如在一回路模拟管路上设置用于检测一回路模拟管路上流体流量的流量计6，如流量计6直接串联在一回路模拟管路上，在以上热工参数改变后，通过流量计6的输出值，可得到不同的热工参数对应的核反应堆一回路中流体的自然循环特性，以上自然循环特性即为自然循环能力，通过所述流量计6反映具体的流量大小和流动稳定性，可用于研究被模拟对象事故工况下的核反应堆安全。

作为本领域技术人员，以上热源和冷源位差中，热源即为一回路模拟管路上的反应堆堆芯模拟体1，所述冷源即为蒸汽发生器模拟体3，以上位差即为所述的高度差；同时，以上流体温度实际上决定于二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度，而二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度受控于蒸汽发生器模拟体3的给水流量，故作为本领域技术人员，针对热工参数：所述二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度可通过调整蒸汽发生器模拟体3的给水流量实现，即调整二回路模拟管路的中流体流量即可实现。

实施例2：

如图1至图4所示，本实施例在实施例1的基础上作进一步限定：

为使得本装置能够针对影响核反应堆系统自然循环能力的各个热工参数，以通过改变对应的热工参数，反映核反应堆系统自然循环能力，以用于全面的研究模拟对象事故工况下的核反应堆安全性，设置为：所述可调的热工参数包括：所述热工参数包括以下参数中的一种或几种：所述一回路模拟管路的流体阻力、所述一回路模拟管路的压力、所述二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度、所述反应堆堆芯模拟体1的功率、所述反应堆堆芯模拟体1与蒸汽发生器模拟体3的高度差；

各热工参数可单独调节。

作为一种反应堆堆芯模拟体1的功率便于调节且便于精确调节的实现方案，所述反应堆堆芯模拟体1包括筒体及设置在筒体内的电加热器，所述反应堆堆芯模拟体1的功率通过改变电加热器的加热功率实现。

作为一种具体的用于调整所述高度差的技术方案，所述一回路模拟管路上设置有可拆卸的管段8，且一回路模拟管路上蒸汽发生器模拟体3的两侧均设置有可拆卸的管段8，所述反应堆堆芯模拟体1与蒸汽发生器模拟体3的高度差通过如下方式实现：完成一回路模拟管路上蒸汽发生器模拟体3两侧可拆卸的管段8由一回路模拟管路上断开或拆离后，改变反应堆堆芯模拟体1与蒸汽发生器模拟体3两者中至少一者在高度方向上的位置以得到所需的高度差，通过与管接头9间距匹配的其他长度的可拆卸的管段8完成一回路模拟管路的拼接。优选的，设置为：以上可拆卸的管段8均为直管段8，且以竖直状态设置在一回路模拟管路中，且各直管段8的两端均设置有管接头9，以实现管段8在一回路模拟管路中快速的拆、装更换。采用所述直管段8，在改变所述高度差热工参数的同时，可避免因为一回路模拟管路的总长发生变化而引入的流体阻力变化，即采用本方案，在改变高度差时，可忽略一回路模拟管路的流体阻力变化。如处于蒸汽发生器模拟体3不同侧的可拆卸的管段8分别为上升管2和下降管4，以上上升管2和下降管4均包括中部的平直的管段8及管段8两端的管接头9即可。

作为所述温度热工参数调整的具体方案，设置为：所述二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度可调通过串联在二回路模拟管路上的流量调节装置实现。

还包括串联在一回路模拟管路上的阻力调节装置5，所述阻力调节装置5包括管段8、内嵌于管段8上的喉管10，所述喉管10通过固定销11与管段8形成可拆卸连接关系，所述喉管10作为管段8内的堵头，且喉管10上设置有用于连通喉管10两侧的通孔，所述一回路模拟管路的流体阻力调节通过更换管段8上具有不同通孔开孔尺寸的喉管10实现；

所述管段8的两端均设置有管接头9，所述管接头9用于实现阻力调节装置5在一回路模拟管路串联，且所述管接头9用于实现阻力调节装置5在一回路模拟管路上可拆卸。具体的，本方案用于针对热工参数流体阻力，即实现流体在一回路模拟管路上的流动阻力可调，采用以上方案，相较于现有技术中如采用节流阀等实现方案，由于完成喉管10制备后，喉管10的尺寸和形状一定，喉管10在运用相当于串联在一回路模拟管路上，这样，喉管10上的通孔的局部阻力一定，故可根据具体的喉管10上通孔得到相应的局部阻力，以上特定的局部阻力可直接反应一回路模拟管路的流体阻力。

作为一种具体的喉管10实现方案，所述管段8为直管段8，且所述通孔为圆形孔，所述通孔的轴线与管段8的轴线共线。作为本领域技术人员，以上一回路模拟管路上的流动阻力实际上为一回路模拟管路上的总的流体阻力，采用该方案，通过喉管10尽可能不影响流体在一回路模拟管路上的流动形态，达到尽可能不影响喉管10周围一回路模拟管路局部阻力，从而避免所述流动阻力与实际值偏差过大。

作为一种具体的用于实现一回路模拟管路的压力热工参数可调的技术方案，还包括连接在一回路模拟管路上的压力控制器7，所述压力控制器7包括通过管道与一回路模拟管路相连的稳压筒12、通过注入阀14与稳压筒12相连的压缩气源13、连接在稳压筒12上的排出阀15，且在稳压筒12工作时，所述稳压筒12内可存储压缩气体；

所述一回路模拟管路的压力可调通过注入阀14和排出阀15工作，向稳压筒12内注入压力介质或将稳压筒12内的压力介质排出实现。本方案中，所述压缩气源13可采用气瓶，亦可采用空压设备，如压缩气源13用于向稳压筒12中补入压缩氮气。采用本方案，由于稳压筒12与一回路模拟管路相同，故通过所述注入阀14和排出阀15，调整稳压筒12中介质补入或排出，即可达到调整对应压力热工参数的目的。通过设置为：所述稳压筒12内可存储压缩气体，这样，通过所述压缩气体的体积变化，使得稳压筒12对一回路模拟管路具有稳压功能，即得到较为稳定的一回路模拟管路压力。优选的，为很好的实现本方案，设置为：用于连接稳压筒12与一回路模拟管路的管道在稳压筒12上的连接点位于稳压筒12的下侧，稳压筒12的安装标高高于一回路模拟管路的最低点，排出阀15在稳压筒12上的连接点位于稳压筒12的顶部。

为实现所述压力热工参数可自动维持或自动调节，设置为：还包括用于检测一回路模拟管路中压力的压力传感器，所述注入阀14和排出阀15均为自动阀，所述注入阀14和排出阀15的工作状态通过压力传感器的反馈值控制。

实施例3：

本实施例在实施例1或2提供的任意一个技术方案的基础上提供一种适用于核反应堆自然循环特性研究的方法，该方法采用如上任意一个实施例所提供的任意一项装置，在改变该装置中任一热工参数后，获得一回路模拟管路上流体的自然循环能力。本方法为所述装置的使用方法，通过得到的自然循环能力，可用于事故下核反应堆自然循环冷却的安全分析，对事故下的核反应堆的安全性判断具有非常重要的意义。

实施例4：

本实施例提供运用本方案提供的装置和方案的一个具体实施例：

反应堆堆芯模拟体1包括了筒体和电加热元件。从底部进入反应堆堆芯模拟体1的冷流体经电加热元件加热成高温液体或者汽液两相混合流体。高温液体或者汽液两相混合流体密度较低，在浮力的作用从反应堆堆芯模拟体1流出进入为可拆卸式的上升管2。为可拆卸式的上升管2如图2所示。主要有为不锈钢管道且为平直管的管段8和为活接头的管接头9构成。通过更换不同长度的为不锈钢管道且为平直管的管段8，可以获得不同长度的为可拆卸式的上升管2。为可拆卸式的上升管2两端设计了两个为活接头的管接头9，非常方便拆装。高温液体或者汽液两相混合流体从为可拆卸式的上升管2流出后，经过一段管道进入布置在试验装置顶部的蒸汽发生器模拟体3。流体从蒸汽发生器模拟体3的下部左腔室进入，经传热管冷却后成下部右腔室流出。传热管内的流体通过传热管外侧水或者汽液两相流冷却。从蒸汽发生器模拟体3筒体下部的接管进入的冷流体经传热管加热后形成蒸汽，蒸汽从蒸汽发生器模拟体3筒体上部的接管流出。通过控制蒸汽发生器模拟体3传热管外侧流体的流量，可以控制自然循环回路流出蒸汽发生器模拟体3流体的温度。经蒸汽发生器模拟体3冷却后的流体密度增加，在重力的作用下向下流动进入为可拆卸式的下降管4。为可拆卸式的下降管4与为可拆卸式的上升管2具有相同的结构，为不锈钢管道且为平直管的管段8长度相等。

从为可拆卸式的下降管4流出的流体进入自然循环回路底部水平布置的阻力调节装置5。阻力调节装置5的结构如图3所示。阻力调节装置5主要由喉管10、固定销11、为不锈钢管的平直的管段8和为活接头的管接头9构成。不锈钢管与自然循环回路的管道具有相同的尺寸，即自然循环回路的流体进入阻力调节装置5后，变化过程如下：(一)、在不锈钢管中进行稳定的流动；(二)、喉管10的入口处突缩；(三)、喉管10中进行稳定的流动；(四)、从喉管10流出突扩进入不锈钢管；(五)、在不锈钢管中进行稳定的流动并流出阻力调节装置5。阻力调节装置5的喉管10更换非常方便。更换步骤如下：(一)、松开阻力调节装置5两端的为活接头的管接头9；(二)、拧开喉管10一端的两颗固定销11；(三)、替换不同流道内径的喉管10；(四)、喉管10安装完成后拧上两颗固定销11；(五)、将阻力调节装置5重新在自然循环回路上即一回路模拟管路上安装，拧紧两端的为活接头的管接头9。喉管10的阻力稳定精度以及阻力调节能力远胜于流量调节阀。从阻力调节装置5出来的流体进入流量计6进行流量测量。

压力控制器7对整个自然循环回路进行实时压力控制，具体结构如图4所示。压力控制器7包括稳压筒12、氮气压缩气源13、智能式注入阀14和智能式排出阀15构成。稳压筒12为圆柱型高温高压筒体，稳压筒12内下部为高温高压水、上部为氮气空间。压缩气源13内的氮气通过智能式注入阀14注入稳压筒12。稳压筒12内的氮气通过智能式排出阀15往外排放。

核反应堆自然循环能力研究的具体方法和步骤如下：

(一)、安装内径为D1的喉管10，计算阻力调节装置5的阻力系数K₁以及整个自然循环回路的总阻力系统K_总1；

(二)、安装长度为L₁的为可拆卸式的上升管2和为可拆卸式的下降管4，使得反应堆堆芯模拟体1中心与蒸汽发生器模拟体3中心的高度差(简称冷热芯位差)为H₁；

(二)、给定反应堆堆芯模拟体1的加热功率W₁，调节蒸汽发生器模拟体3的给水流量，使得蒸汽发生器模拟体3的出口流体(或者反应堆堆芯模拟体1的入口流体)温度为T₁；

(三)、设置智能式注入阀14的开启压力，智能式排出阀15的排气压力。如预设一个为P₁的压力值，当自然循环回路的压力低于95％P₁时，智能式注入阀14开启，压缩气源13内的氮气经过智能式注入阀14注入稳压筒12。当稳压筒12达到P₁时，智能式注入阀14关闭，压缩气源13停止往稳压筒12注入氮气，稳压筒12的压力为P₁。稳压筒12与自然循环回路相通，因此反应堆堆芯模拟体1的入口流体压力为P₁。如果自然循环回路的压力高于105％P₁，智能式排出阀15开启，稳压筒12内的氮气通过智能式排出阀15往外排放，直到稳压筒12的压力降至P₁。通过压力控制器7将自然循环回路的压力控制在P₁。

(四)、运行稳定的自然循环流动，获得组合参数(W₁，K_总1，P₁，T₁，H₁)条件下的核反应堆系统自然循环能力。

(五)、保持自然循环回路的总阻力系统K_总1，反应堆堆芯模拟体1入口流体温度T₁，稳压筒12压力P₁，冷热芯位差H₁等参数不变，将反应堆堆芯模拟体1的加热功率调节至W₂，获得组合参数(W₂，K_总1，P₁，T₁，H₁)条件下的自然循环能力。改变反应堆堆芯模拟体1的加热功率，获得不同功率水平下的核反应堆系统自然循环能力。

(六)、保持自然循环回路的总阻力系统K_总1，反应堆堆芯模拟体1入口流体温度T₁和加热功率W₁，冷热芯位差H₁等参数不变，通过压力控制器7将压力控制为P₂，获得组合参数(W₁，K_总1，P₂，T₁，H₁)条件下的自然循环能力。依次改变压力控制器7的设置压力，获得不同压力水平下的核反应堆系统自然循环能力。

(七)、保持自然循环回路的总阻力系统K_总1，反应堆堆芯模拟体1加热功率W₁，稳压筒12压力P₁，冷热芯位差H₁等参数不变，调节蒸汽发生器模拟体3的冷却水流量，将反应堆堆芯模拟体1的入口流体调节至T₂，获得组合参数(W₁，K_总1，P₁，T₂，H₁)条件下的自然循环能力。依次改变蒸汽发生器模拟体3的冷却水流量，获得不同反应堆堆芯模拟体1入口流体温度水平下的核反应堆系统自然循环能力。

(八)、保持反应堆堆芯模拟体1入口流体温度T₁和加热功率W₁，稳压筒12压力P₁，冷热芯位差H₁等参数不变。通过更换内径为D₂的喉管10，使得自然循环回路总阻力系数为K_总2，获得组合参数(W₁，K_总2，P₁，T₁，H₁)条件下的自然循环能力。更换不同尺寸的喉管10，获得不同自然循环回路总阻力系数下的核反应堆系统自然循环能力。

(九)、保持反应堆堆芯模拟体1入口流体温度T₁和加热功率W₁，稳压筒12压力P₁，自然循环回路的总阻力系统K_总1等参数不变。通过更换长度为L₂的为可拆卸式的上升管2和为可拆卸式的下降管4，使得冷热芯位差为H₂，获得组合参数(W₁，K_总1，P₁，T₁，H₂)条件下的自然循环能力。更换不同长度的为可拆卸式的上升管2和为可拆卸式的下降管4，获得不同冷热芯位差下的核反应堆系统自然循环能力。

本实施例中，所述自然循环回路实际上即为由一回路模拟管线、反应堆堆芯模拟体1、蒸汽发生器模拟体3、上升管2、下降管4组成的一回路流体路线。为实现所述高位差调节及流体阻力，实际上上升管2、下降管4、压力控制器7三个部件中，三个部件均可包括平直的管段8、管接头9，区别仅为在压力控制器7中设置喉管10即可。

以上内容是结合具体的优选实施方式对本发明作的进一步详细说明，不能认定本发明的具体实施方式只局限于这些说明。对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明的技术方案下得出的其他实施方式，均应包含在对应发明的保护范围内。

Claims (10)

1.一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置，包括反应堆堆芯模拟体(1)、连接在反应堆堆芯模拟体(1)上的一回路模拟管路，所述一回路模拟管路上还串联有蒸汽发生器模拟体(3)，所述蒸汽发生器模拟体(3)上还连接有二回路模拟管路，其特征在于，该装置的热工参数可调，所述热工参数包括以下参数中的一种或几种：所述一回路模拟管路的流体阻力、所述一回路模拟管路的压力、所述二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度、所述反应堆堆芯模拟体(1)的功率、所述反应堆堆芯模拟体(1)与蒸汽发生器模拟体(3)的高度差。

2.根据权利要求1所述的一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置，其特征在于，所述可调的热工参数包括：所述热工参数包括以下参数中的一种或几种：所述一回路模拟管路的流体阻力、所述一回路模拟管路的压力、所述二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度、所述反应堆堆芯模拟体(1)的功率、所述反应堆堆芯模拟体(1)与蒸汽发生器模拟体(3)的高度差；

各热工参数可单独调节。

3.根据权利要求1所述的一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置，其特征在于，所述反应堆堆芯模拟体(1)包括筒体及设置在筒体内的电加热器，所述反应堆堆芯模拟体(1)的功率通过改变电加热器的加热功率实现。

4.根据权利要求1所述的一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置，其特征在于，所述一回路模拟管路上设置有可拆卸的管段，且一回路模拟管路上蒸汽发生器模拟体(3)的两侧均设置有可拆卸的管段，所述反应堆堆芯模拟体(1)与蒸汽发生器模拟体(3)的高度差通过如下方式实现：完成一回路模拟管路上蒸汽发生器模拟体(3)两侧可拆卸的管段由一回路模拟管路上断开或拆离后，改变反应堆堆芯模拟体(1)与蒸汽发生器模拟体(3)两者中至少一者在高度方向上的位置以得到所需的高度差，通过与管接头间距匹配的其他长度的可拆卸的管段完成一回路模拟管路的拼接。

5.根据权利要求1所述的一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置，其特征在于，所述二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度可调通过串联在二回路模拟管路上的流量调节装置实现。

6.根据权利要求1所述的一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置，其特征在于，还包括串联在一回路模拟管路上的阻力调节装置(5)，所述阻力调节装置(5)包括管段(8)、内嵌于管段(8)上的喉管(10)，所述喉管(10)通过固定销(11)与管段(8)形成可拆卸连接关系，所述喉管(10)作为管段(8)内的堵头，且喉管(10)上设置有用于连通喉管(10)两侧的通孔，所述一回路模拟管路的流体阻力调节通过更换管段(8)上具有不同通孔开孔尺寸的喉管(10)实现；

所述管段(8)的两端均设置有管接头(9)，所述管接头(9)用于实现阻力调节装置(5)在一回路模拟管路串联，且所述管接头(9)用于实现阻力调节装置(5)在一回路模拟管路上可拆卸。

7.根据权利要求6所述的一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置，其特征在于，所述管段(8)为直管段，且所述通孔为圆形孔，所述通孔的轴线与管段(8)的轴线共线。

8.根据权利要求1所述的一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置，其特征在于，还包括连接在一回路模拟管路上的压力控制器(7)，所述压力控制器(7)包括通过管道与一回路模拟管路相连的稳压筒(12)、通过注入阀(14)与稳压筒(12)相连的压缩气源(13)、连接在稳压筒(12)上的排出阀(15)，且在稳压筒(12)工作时，所述稳压筒(12)内可存储压缩气体；

所述一回路模拟管路的压力可调通过注入阀(14)和排出阀(15)工作，向稳压筒(12)内注入压力介质或将稳压筒(12)内的压力介质排出实现。

9.根据权利要求8所述的一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置，其特征在于，还包括用于检测一回路模拟管路中压力的压力传感器，所述注入阀(14)和排出阀(15)均为自动阀，所述注入阀(14)和排出阀(15)的工作状态通过压力传感器的反馈值控制。

10.一种适用于核反应堆自然循环特性研究的方法，其特征在于，采用如权利要求1至9中任意一项所述的装置，在改变该装置中任一热工参数后，获得一回路模拟管路上流体的自然循环能力。