CN114336336A - 一种核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置 - Google Patents

Abstract

本发明实施例提供一种核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置，包括：第一吊篮围筒，第一吊篮围筒内用于设置模拟堆芯；若干个第一绝缘件，每个第一绝缘件用于将模拟堆芯的任意相邻的两个模拟燃料体隔开；以及第二吊篮围筒，第二吊篮围筒的一端用于与第一吊篮围筒的一端密封连接，第二吊篮围筒的另一端用于通过第二绝缘件与模拟堆芯的每个模拟燃料体的一端绝缘密封连接；第一吊篮围筒的一端将模拟堆芯的每个模拟燃料体的另一端绝缘密封于第一吊篮围筒内。本发明实施例避免了核动力堆芯热工模拟装置中存在的模拟燃料体之间以及模拟堆芯与模拟堆芯筒体之间的绝缘性能不可靠的缺陷，保证了堆芯热工水力试验研究的顺利进行。

Description

一种核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置

技术领域

本发明涉及一种核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置。

背景技术

核动力反应堆作为一种实现核能转化的主要装置，目前多用于核电站和核动力舰船。核动力反应堆堆芯热工水力特性研究对于反应堆的安全运行及相关系统的设计具有十分重要的意义，为了提高反应堆堆芯燃料组件的热工性能以及优化其设计，需要针对堆芯开展热工水力分析和试验研究。因此积极地开展和核动力装置安全问题相关的核反应堆堆芯热工水力研究具有十分重要的意义。

在反应堆燃料和结构材料都确定的情况下，为保证反应堆的安全运行，确保在任何工况下都能安全输出堆芯发出的热量，必须设计出良好的堆芯流动和输热结构。鉴于核动力反应堆的特殊性，无法直接开展堆外实验，往往需要通过电加热方式实现对原型反应堆热工水力特性的模拟，即采用多组件反应堆堆芯电加热模拟装置开展堆芯热工水力特性试验研究。

据调研，美国、法国、德国等国家针对核动力反应堆堆芯开展了一些研究，但由于涉及商业秘密，公开报道的多是燃料体研究或堆芯软件计算分析，尚未见到报道堆芯热工水力试验装置。

发明内容

发明人在核动力堆芯热工模拟装置的研发中认识到，核动力堆芯热工模拟装置的功率一般都达到兆瓦级别，为高电压、大电流试验装置；核动力堆芯热工模拟装置通电后需要实现模拟燃料体之间以及模拟堆芯与模拟堆芯筒体之间的可靠绝缘，才能保证堆芯热工水力试验研究的顺利进行。

为解决核动力堆芯热工模拟装置中存在的模拟燃料体之间以及模拟堆芯与模拟堆芯筒体之间的绝缘性能不可靠的技术问题，本发明实施例提供一种核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置。

本发明实施例通过下述技术方案实现：

本发明实施例提供一种核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置，包括：

第一吊篮围筒，第一吊篮围筒内用于设置模拟堆芯；

若干个第一绝缘件，每个第一绝缘件用于将模拟堆芯的任意相邻的两个模拟燃料体隔开；以及

第二吊篮围筒，第二吊篮围筒的一端用于与第一吊篮围筒的一端密封连接，第二吊篮围筒的另一端用于通过第二绝缘件与模拟堆芯的每个模拟燃料体的一端绝缘密封连接；第一吊篮围筒的一端将模拟堆芯的每个模拟燃料体的另一端绝缘密封于第一吊篮围筒内。

进一步的，所述第一吊篮围筒的另一端设有吊篮顶盖，吊篮顶盖与第一吊篮围筒绝缘密封连接；第二吊篮围筒的另一端设有吊篮底板，吊篮底板与第二吊篮围筒绝缘密封连接。

进一步的，所述第一绝缘件和第二绝缘件均采用绝缘陶瓷材质制成。

进一步的，模拟堆芯的一端的导电体设置在堆芯底板面向第二吊篮围筒的一侧；所述导电体与第二吊篮围筒的另一端的第二绝缘件连接。

进一步的，所述第二绝缘件包括聚四氟乙烯片和绝缘陶瓷片；所述导电体依次通过聚四氟乙烯片、绝缘陶瓷片与吊篮底板连接。

进一步的，第一吊篮围筒与吊篮顶盖采用楔形密封结构，楔形密封结构的斜率为15°。

进一步的，所述聚四氟乙烯片的厚度为3mm。

进一步的，所述堆芯底板的材质为奥氏体不锈钢，堆芯底板的厚度为30mm。

进一步的，所述堆芯底板上设有与模拟燃料体的位置和数量对应的方孔，以供每个模拟燃料体从每个方孔穿过后进入第二吊篮围筒内。

进一步的，每个第一绝缘件放置在方孔之间的横梁上。

本发明实施例与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：

本发明实施例的一种核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置，通过吊篮围筒以及第一绝缘件和第二绝缘件，实现了对模拟堆芯的包裹和支撑，吊篮围筒内部提供电加热模拟堆芯冷却剂流通通道，并实现反应堆电加热模拟堆芯在电加热情况下的绝缘，从而，本发明实施例避免了核动力堆芯热工模拟装置中存在的模拟燃料体之间以及模拟堆芯与模拟堆芯筒体之间的绝缘性能不可靠的缺陷，保证了堆芯热工水力试验研究的顺利进行。

附图说明

为了更清楚地说明本发明示例性实施方式的技术方案，下面将对实施例中所需要使用的附图作简单地介绍，应当理解，以下附图仅示出了本发明的某些实施例，因此不应被看作是对范围的限定，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他相关的附图。

图1为原型堆芯的原型燃料体的布置结构示意图。

图2为模拟堆芯的模拟燃料体的布置结构示意图。

图3为模拟堆芯的模拟燃料体的连接结构示意图。

图4为核动力堆芯热工模拟装置的连接结构顶部示意图。

图5为核动力堆芯热工模拟装置的连接结构底部示意图。

图6为核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置的结构示意图。

图7为核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置的截面布置结构示意图。

图8为堆芯底板的结构示意图。

附图中标记及对应的零部件名称：

1-原型燃料体，2-模拟燃料体，3-模拟堆芯筒体，5-导电块，6-导电板，7-导电电极，41-矩形填充块，42-直角三角形填充块，43-第一直角梯形填充块，44-第二直角梯形填充块，101-吊篮底板，102-第一绝缘件，103-第一吊篮围筒，104-堆芯底板，105-下端导电体，106-聚四氟乙烯片，107-吊篮顶盖，108-上端导电体，109-第二吊篮围筒，110-绝缘陶瓷片，1041-方孔，1042-横梁。

具体实施方式

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。

在以下描述中，为了提供对本发明的透彻理解阐述了大量特定细节。然而，对于本领域普通技术人员显而易见的是：不必采用这些特定细节来实行本发明。在其他实施例中，为了避免混淆本发明，未具体描述公知的结构、电路、材料或方法。

在整个说明书中，对“一个实施例”、“实施例”、“一个示例”或“示例”的提及意味着：结合该实施例或示例描述的特定特征、结构或特性被包含在本发明至少一个实施例中。因此，在整个说明书的各个地方出现的短语“一个实施例”、“实施例”、“一个示例”或“示例”不一定都指同一实施例或示例。此外，可以以任何适当的组合和、或子组合将特定的特征、结构或特性组合在一个或多个实施例或示例中。此外，本领域普通技术人员应当理解，在此提供的示图都是为了说明的目的，并且示图不一定是按比例绘制的。这里使用的术语“和/或”包括一个或多个相关列出的项目的任何和所有组合。

在本发明的描述中，术语“前”、“后”、“左”、“右”、“上”、“下”、“竖直”、“水平”、“高”、“低”“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明保护范围的限制。

实施例1

核动力堆芯热工模拟装置，包括：模拟堆芯筒体3，模拟堆芯筒体内设有模拟堆芯；模拟堆芯，包括与正方形排列的原型燃料体1的数量相同的模拟燃料体2；以及填充块体，包括若干个填充块，用于设于模拟堆芯筒体内，填充模拟燃料体与模拟堆芯筒体之间的间隙以使模拟堆芯的流通面积与原型堆芯的流通面积一致；各个所述模拟燃料体之间的间距与各个原型燃料体之间的间距一致；各个模拟燃料体相互之间电性连接形成电路以使模拟堆芯与原型堆芯发热一致。

可选地，各个所述模拟燃料体之间的间距与各个原型燃料体之间的间距一致，指的是各个所述模拟燃料体之间的间距与各个原型燃料体之间的间距之差忽略不计。

可选地，模拟堆芯的流通面积与原型堆芯的流通面积一致，指的是模拟堆芯的流通面积与与原型堆芯的流通面积之差忽略不计。

可选地，模拟堆芯与原型堆芯发热一致，指的是模拟堆芯与原型堆芯的发热情况的差别忽略不计。

从而，本发明实施例通过模拟堆芯筒体、模拟堆芯和填充块体，以及使各个模拟燃料体之间的间距与各个原型燃料体之间的间距一致，使各个模拟燃料体的模拟堆芯与原型堆芯发热一致，从而实现了对原型堆芯的模拟，进而本发明实施例的模拟装置可用于堆芯热工水力试验研究为正方形排列结构堆芯热工设计和安全分析提供更可靠的试验依据和技术支撑。

进一步的，所述填充块体还用于填充模拟燃料体与模拟堆芯筒体之间的间隙以避免通过模拟燃料体的介质发生旁流。

进一步的，填充块体的每个填充块具有中空结构。进一步的，填充块的尺寸与模拟堆芯筒体内的模拟堆芯的流通面积相关。

可选地，填充块尺寸根据堆芯流通面积进行计算调整，为了减轻堆芯模拟体重量，填充块进行内部掏空处理。

进一步的，所述若干个填充块包括4种形状不同的填充块；所述4种形状不同的填充块包括矩形填充块、直角三角形填充块、第一直角梯形填充块和第二直角梯形填充块；所述4种形状不同的填充块填充在模拟堆芯外围的模拟堆芯筒体内。

具体地，参考图1所示，模拟对象为选取的原型正方形排列组件堆芯主体区域(区域内组件数量需是偶数)，为正方形排列，本发明以64个原型燃料体为例，每组原型燃料体独立布置。为了便于实现模拟堆芯通电发热模拟，并使模拟堆芯流通面积与原型堆芯一致，依据原型堆芯布置对模拟堆芯布置进行适当调整，并在模拟堆芯中加入了填充块体，调整后模拟堆芯布置如图2所示，模拟燃料体数量及模拟燃料体之间的间隙与原型一致，通过堆芯外围增加填充块体使模拟堆芯流通面积与原型堆芯一致，且能够避免通过单元组件的介质发生旁流。根据填充区域的形状共有4种形状的不锈钢材料填充块，即矩形填充块41、直角三角形填充块42、第一直角梯形填充块43和第二直角梯形填充块44。

进一步的，所述模拟堆芯还包括：

若干个导电块，每个导电块用于连接模拟燃料体；

若干个导电板，每个导电板用于连接各个导电块和/或每个导电板作为未连接导电块的模拟燃料体与各个导电块连接的导体，以实现各个模拟燃料体通过串联和并联的组合形成电路；以及

导电电极，一端用于与模拟燃料体连接，一端用于与电源连接。

参考图3所示，核动力堆芯热工模拟装置包括模拟燃料体、导电块5、导电板6和导电电极7。为了实现模拟燃料体对原型堆型组件发热特性的模拟，需要模拟燃料体导通电流发热，因此在模拟燃料体上设置导电块5和导电电极7，导电块5用于模拟燃料体连接，导电电极7用于和电源连接，通过导电板6将导电块5和模拟燃料体2进行电路串联和再并联的作用。

导电块5、导电板6和导电电极7的材料采用纯镍(N6)，根据单元组件的排列方式不同，设置多种不同形状导电板，分离的导电板通过激光焊与单元组件的上、下导电块连成一体，引入、引出加热电流，实现单元组件之间的电路连接，使堆芯模拟体能够在通电后电流导通并发热。

进一步的，所述模拟燃料体的数量为64个，每16个模拟燃料体相互串联形成串联体；4个串联体之间相互并联形成并联体。

可选地，模拟燃料体2的电阻值在施加电压后发热量应与原型堆芯燃料组件发热一致，经选型、设计计算，模拟燃料体采用高温下电气性能较为稳定的镍基合金材料，每16个模拟燃料体2先进行串联连接成串联体，然后4组串联体再进行并联连接成并联体。

进一步的，所述串联体为模块化单元，每个模块化单元设有两个分别用于连接电源正负极的导电电极；导电电极设于模块化单元的端部。

为了降低模拟燃料体焊接、组装难度，模拟堆芯采用模块化设计，16个模拟燃料体首先串联连接为1个模块化单元，共4个模块化单元。每个模块化单元设置有2个导电电极7，分别连接电源正负极，导电电极7均设置在组件下方以便于电源连接，最终4个模块化单元并联于同一电源上。每个模块化单元内部电气连接主要遵循如下原则：

(1)所有模拟燃料体均需要进行连接，且连接不得交错干涉；

(2)每个模块化单元需在内部完成组件连接，单元模块之间不产生连接关系；

(3)每个模块化单元电极对称布置，由模拟燃料体下方引出堆芯。

进一步的，所述导电块、导电板和导电电极均采用镍材质制成。

进一步的，模拟燃料体为细长的矩形结构，模拟燃料体的材质为镍基合金。

通过设计优化，64个模拟燃料体2堆芯上部、下部连接结构分别如图4和图5所示，图中用数字表示出了64个模拟燃料体的位置。其中A1～A4电极汇聚于模拟堆芯中心位置连接电源装置正极，B1～A4电极连接电源装置负极。

从而，本发明实施例的核动力堆芯热工模拟装置能够较好的模拟正方形排列燃料组件多组件反应堆堆芯，针对正方形排列组件反应堆堆芯，通过模拟组件的合理布置，并在模拟堆芯组件中加入了填充块组件实现对原型堆型流动模拟，通过模拟组件的串联、并联连接实现模拟堆芯组件度对原型堆型组件发热特性的模拟。

该装置能反映堆芯的热工水力特性，通过开展反应堆堆芯热工试验研究，能够获取堆芯流动压降、流场分布、温度场分布以及流量分配等关键热工参数，保证了多组件反应堆堆芯热工试验研究的顺利完成。

实施例2

为解决核动力堆芯热工模拟装置中存在的模拟燃料体之间以及模拟堆芯与模拟堆芯筒体之间的绝缘性能不可靠的技术问题，参考图6-8所示，本发明实施例提供一种核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置，包括：第一吊篮围筒，第一吊篮围筒内用于设置模拟堆芯；若干个第一绝缘件，每个第一绝缘件用于将模拟堆芯的任意相邻的两个模拟燃料体隔开；以及第二吊篮围筒，第二吊篮围筒的一端用于与第一吊篮围筒的一端密封连接，第二吊篮围筒的另一端用于通过第二绝缘件与模拟堆芯的每个模拟燃料体的一端绝缘密封连接，第一吊篮围筒的一端将模拟堆芯的每个模拟燃料体的另一端绝缘密封于第一吊篮围筒内。

可选地，本实施例的核动力堆芯热工模拟装置与实施例1的核动力堆芯热工模拟装置的区别在于：将实施例1的模拟堆芯筒体除去。

具体的参考图6所示，核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置包括：第一吊篮围筒、第一绝缘件、第二吊篮围筒和第二绝缘件；在第一吊篮围筒103内设置模拟堆芯，用每个第一绝缘件102将模拟堆芯的任意两个相邻的模拟燃料体隔开；第一吊篮围筒的下端与第二吊篮围筒109的上端连接；第二吊篮围筒的下端通过第二绝缘件与模拟堆芯的每个模拟燃料体的下端绝缘密封连接。吊篮围筒的上端将模拟堆芯的上端绝缘密封在第一吊篮围筒103内。

从而，本发明实施例通过吊篮围筒以及第一绝缘件和第二绝缘件，实现了对模拟堆芯的包裹和支撑，吊篮围筒内部提供电加热模拟堆芯冷却剂流通通道，并实现反应堆电加热模拟堆芯在电加热情况下的绝缘，从而，本发明实施例避免了核动力堆芯热工模拟装置中存在的模拟燃料体之间以及模拟堆芯与模拟堆芯筒体之间的绝缘性能不可靠的缺陷，保证了堆芯热工水力试验研究的顺利进行。

进一步的，所述第一吊篮围筒的另一端设有吊篮顶盖107，吊篮顶盖与第一吊篮围筒绝缘密封连接；第二吊篮围筒的另一端设有吊篮底板101，吊篮底板与第二吊篮围筒绝缘密封连接。

进一步的，所述第一绝缘件和第二绝缘件均采用绝缘陶瓷材质制成。

进一步的，模拟堆芯的一端的导电体设置在堆芯底板面向第二吊篮围筒的一侧；所述导电体与第二吊篮围筒的另一端的第二绝缘件连接。

可选地，每个模拟堆芯下端的导电体(可以为实施例1中导电板或导电块)即下端导电体105，设置在堆芯底板下方的第二吊篮围筒内，下端导电体通过第二绝缘件与第二吊篮围筒109的底端绝缘密封连接；每个模拟堆芯上端的导电体(可以为实施例1中导电板或导电块)即上端导电体108，设置在第一吊篮围筒内的上部。

可选地，所述第二绝缘件包括聚四氟乙烯片106和绝缘陶瓷片110；所述导电体依次通过聚四氟乙烯片106、绝缘陶瓷片110与吊篮底板101连接。

进一步的，第一吊篮围筒与吊篮顶盖采用楔形密封结构，楔形密封结构的斜率为15°。

考虑到模拟燃料体上方为高温高压工质，采用非金属密封材料难以达到密封效果，因此第一吊篮围筒与吊篮顶盖之间接触面采用楔形密封结构，楔形密封结构斜率取15°。

第一绝缘件用于模拟燃料体的绝缘，在模拟燃料体和第一吊篮围筒结构、尺寸确定的情况下，第一绝缘件厚度一方面保证其具有一定的结构强度，另一方面保证模拟堆芯流通面积满足设计要求，在本发明中第一绝缘件厚度取为12mm，并在高度方向分4段布置。

进一步的，所述聚四氟乙烯片的厚度为3mm。

进一步的，所述堆芯底板的材质为奥氏体不锈钢，堆芯底板的厚度为30mm。

进一步的，所述堆芯底板上设有与模拟燃料体的位置和数量对应的方孔，以供每个模拟燃料体从每个方孔穿过后进入第二吊篮围筒内。

进一步的，每个第一绝缘件放置在方孔之间的横梁上。

由于模拟燃料体下方布置的下部导电体为交错异形结构，第一绝缘件无法直接安装在吊篮底板上，因此将吊篮围筒进行分段设计，分为第一吊篮围筒和第二吊篮围筒，在两个围筒中间设置堆芯底板，第一绝缘件放置在堆芯底板上，堆芯底板结构如图8所示，堆芯底板上的模拟燃料体进行组焊时提前进行安装，模拟燃料体通过堆芯底板上的方孔进入第二吊篮围筒并放置在吊篮底板上，第一绝缘件放置在堆芯底板方孔之间的横梁1042上，为了降低安装难度，堆芯底板加工时均分为4块，为保证堆芯底板的结构强度，堆芯底板采用S32168奥氏体不锈钢，厚度设置为30mm，中间横梁宽度设置为4mm。为保证堆芯底板与模拟燃料体的绝缘性能，堆芯底板104的方孔1041与模拟燃料体之间间隙需大于5mm。吊篮底板上放置绝缘陶瓷片用于吊篮底板和模拟燃料体的隔离、绝缘。为了减少模拟燃料体对绝缘陶瓷片的冲击、破坏，在绝缘陶瓷片上安装聚四氟乙烯片进行缓冲。绝缘陶瓷片和聚四氟乙烯片的加工开孔尺寸一致，聚四氟乙烯片厚度取3mm。

从而，本发明实施例的绝缘装置能够包裹、支撑电加热模拟堆芯，提供电加热模拟堆芯冷却剂流通通道，并实现反应堆电加热模拟堆芯在电加热情况下的绝缘，能够通过试验研究获取堆芯流场、温度场以及流量分配等关键堆芯设计热工参数，满足在高温、高压条件下开展核动力反应堆堆芯热工试验研究的需求。

以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (10)

1.一种核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置，其特征在于，包括：

第一吊篮围筒，第一吊篮围筒内用于设置模拟堆芯；

若干个第一绝缘件，每个第一绝缘件用于将模拟堆芯的任意相邻的两个模拟燃料体隔开；以及

第二吊篮围筒，第二吊篮围筒的一端用于与第一吊篮围筒的一端密封连接，第二吊篮围筒的另一端用于通过第二绝缘件与模拟堆芯的每个模拟燃料体的一端绝缘密封连接；

第一吊篮围筒的一端将模拟堆芯的每个模拟燃料体的另一端绝缘密封于第一吊篮围筒内。

2.如权利要求1所述核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置，其特征在于，所述第一吊篮围筒的另一端设有吊篮顶盖，吊篮顶盖与第一吊篮围筒绝缘密封连接；第二吊篮围筒的另一端设有吊篮底板，吊篮底板与第二吊篮围筒绝缘密封连接。

3.如权利要求1所述核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置，其特征在于，所述第一绝缘件和第二绝缘件均采用绝缘陶瓷材质制成。

4.如权利要求1所述核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置，其特征在于，模拟堆芯的一端的导电体设置在堆芯底板面向第二吊篮围筒的一侧；所述导电体与第二吊篮围筒的另一端的第二绝缘件连接。

5.如权利要求4所述核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置，其特征在于，所述第二绝缘件包括聚四氟乙烯片和绝缘陶瓷片；所述导电体依次通过聚四氟乙烯片、绝缘陶瓷片与吊篮底板连接。

6.如权利要求2所述核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置，其特征在于，第一吊篮围筒与吊篮顶盖采用楔形密封结构，楔形密封结构的斜率为15°。

7.如权利要求5所述核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置，其特征在于，所述聚四氟乙烯片的厚度为3mm。

8.如权利要求4所述核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置，其特征在于，所述堆芯底板的材质为奥氏体不锈钢，堆芯底板的厚度为30mm。

9.如权利要求8所述核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置，其特征在于，所述堆芯底板上设有与模拟燃料体的位置和数量对应的方孔，以供每个模拟燃料体从每个方孔穿过后进入第二吊篮围筒内。

10.如权利要求9所述核动力堆芯热工模拟装置的绝缘装置，其特征在于，每个第一绝缘件放置在方孔之间的横梁上。

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