CN115132385B - 铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统及方法 - Google Patents
铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统及方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN115132385B CN115132385B CN202210769658.3A CN202210769658A CN115132385B CN 115132385 B CN115132385 B CN 115132385B CN 202210769658 A CN202210769658 A CN 202210769658A CN 115132385 B CN115132385 B CN 115132385B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- lead
- bismuth
- reaction vessel
- valve
- melt
- 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.)
- Active
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/001—Mechanical simulators
-
- 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)
- Investigating Or Analyzing Materials Using Thermal Means (AREA)
Abstract
一种铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统及方法,该系统包括反应容器、储铅罐、保护气模块、感应加热模块、高速摄像机与仪器仪表,用于模拟铅基堆严重事故时,堆芯熔融物注入铅铋池后快速冷却,造成温度和压力扰动的热工水力现象。通过充氩气排除系统中空气,提供惰性环境保护;铅铋的流动依靠重力和反应容器与储铅罐间的气压差实现;通过可视窗口观察熔融物注入铅铋冷却剂后的具体行为,并在反应容器内设置碎片产物捕集器;实验后向储铅罐排回含杂质的铅铋时,经由过滤装置净化。本发明能够在避免铅铋被氧化、污染环境、伤害人员的安全性前提下,反复开展不同的熔融物质量及温度、铅铋冷却池深度及温度的实验工况,为铅基堆的安全设计提供参考。
Description
技术领域
本发明属于核反应堆严重事故条件下堆芯熔融物与冷却剂相互作用研究领域,具体涉及一种用于铅基堆堆芯熔融物与液态金属铅铋冷却剂相互作用研究的实验系统及方法。
背景技术
铅基堆是指以液态金属铅或铅铋合金(统称铅基材料)为冷却剂的一类反应堆,由于铅基材料具有低熔点、高比体积热容、高沸点、高密度、化学性质不活泼、对放射性核素碘、铯的滞留能力强等物性特点,因此铅基堆具有可常压运行、安全裕量大、自然循环能力良好、无氢爆、放射性释放小等安全优势,第四代核能系统国际论坛(GIF)已将其列为主要的候选堆型。铅基堆通常是低压的单相流系统,即使发生严重的冷却剂泄漏事件也不可能导致堆芯快速裸露,但存在液态金属冷却快堆的共性问题,即堆芯熔化后,熔融物有可能重新分布,使反应堆重返临界、功率骤增、堆内压力不断累积造成堆芯解体。与同属于液态金属冷却快堆的钠冷快堆不同,铅基堆由于冷却剂的沸点高于燃料包壳的熔点,包壳熔化和裂变气体释放要早于冷却剂沸腾,因此具体事故过程中堆芯熔融物与铅铋冷却剂的相互作用需进一步研究确认,可能涉及:(1)包壳钢的再凝固;(2)燃料的重新分布;(3)压力的积累;(4)熔融物组分的分层行为等主要问题。过去的几十年,与对轻水堆、钠冷快堆的假想堆芯解体事故(HCDA)进行了大量实验和数值模拟研究形成对比的是,目前对铅基堆HCDA的实验研究尚未全面展开,数值模拟研究亦不够全面和深入,因此可以参考同为液态金属冷却快堆的钠冷快堆已有的相关实验研究,来深入了解堆芯熔融物在液态铅铋冷却剂中的行为机理,通过积累大量实验数据和现象,为开发和验证铅基堆严重事故分析程序提供支撑,并对铅基堆安全设计与事故预防、缓解措施的制定提供指导。
REF01: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、真空泵、氩气缓冲罐、反应容器、电磁感应加热熔炉、油冷回路、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,但无法进行可视化观察,且因此能获取的信息相对有限。另外由于金属钠化学性质活泼,且该实验系统的设计和操作步骤复杂,存在一定的安全隐患。
REF02:发明专利《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》(CN201810834168.0)公开了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,该系统包括支架、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、可视化透明材料实验容器以及碎化产物收集器等。该发明可用于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,但该发明采用低熔点合金和水分别代替快堆的MOX燃料和液态金属钠进行模拟实验,与真实材料差异较大。
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铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统及方法,在不同工况条件下开展高温熔融物与液态铅铋相互作用的可视化实验,获得相关实验数据,阐明铅基堆堆芯熔融物在液态铅铋冷却剂中的行为机理。
为了达到上述目的,本发明采用如下技术方案:
一种铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统,包括储铅罐101、反应容器102、液态铅铋过滤装置103、高速摄像机107、氩气瓶201、电磁感应加热坩埚702、水冷压缩机709、水泵710以及管道阀门;其中反应容器102为模拟铅基堆铅铋冷却剂池工作环境的压力容器,内部空间由带通孔的支撑板105分为上下两部分;所述反应容器102顶端采用法兰盖进行密封,与熔融物释放机构701之间采用动密封;上部空间设置电磁感应加热坩埚702,用以制备高温熔融物,下部空间的铅铋池中液态铅铋由储铅罐101充入;根据不同实验工况要求,操作熔融物释放机构701将熔融物注入下方铅铋池,从而完成铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验;
反应容器102内的铅铋池中布置有多组多点式反应容器热电偶402测量其温度分布,由差压式变送器502测量其液位,由置于反应容器102内的捕集器104收集熔融物碎片,反应容器102外壁面缠绕电加热丝并包覆保温棉,对内部液态铅铋进行温度控制;
在反应容器102下部空间高于铅铋池液位的侧面,装有两个耐高温玻璃视窗,将一台镝灯108对准其中一个视窗,在另一个视窗处布置有一台高速摄像机107,用来观测并记录熔融物与铅铋冷却剂相互作用的过程;
所述电磁感应加热坩埚702内部由钨铼热电偶403监测所加热物料的温度,外部被用以烧结电磁感应线圈703的镁砂打结体704包围,底部设计有排料孔,底部与支撑板105之间接触面用耐高温隔热涂层106进行保护;第一电源接线柱705和第二电源接线柱706与中频感应加热电源相连接,为电磁感应线圈703供电;水冷压缩机709和水泵710驱动冷却水流经第一水冷管线707和第二水冷管线708形成冷却水回路,持续冷却电磁感应线圈703;
所述储铅罐101位于实验平台的底层,通过第一铅铋阀301和第四铅铋阀304将液态铅铋上充入反应容器102,通过第三铅铋阀303、液态铅铋过滤装置103、第二铅铋阀302和第一铅铋阀301接收从反应容器102回流的液态铅铋;储铅罐101外壁面缠绕电加热丝并包覆保温棉,对内部液态铅铋进行温度控制;通过多点式储铅罐热电偶401和液位探针501分别监测内部液态铅铋的温度和液位;
储铅罐101和反应容器102内均涉及与实际铅基堆配比一致的高纯铅铋合金,在加热熔化铅铋合金前,需通过氩气瓶201对实验系统内部空间进行氩气置换,排除空气,建立惰性氛围保护,氩气瓶201与储铅罐101连通的管路上依次设置减压阀202、第三气阀203和第一压力变送器601,氩气瓶201与反应容器102连通的管路上依次设置减压阀202、第五气阀205和第二压力变送器602;通过调节不同气阀之间的开关,实现储铅罐101和反应容器102内气压的不同,依靠重力及储铅罐101和反应容器102之间的压差驱动液态铅铋的流动;在液态铅铋的流动管道和阀门位置缠绕电加热丝并包覆保温棉,布置多个热电偶监测温度,对内部液态铅铋进行温度控制,避免液态铅铋凝固堵塞。
优选的,所述捕集器104为安装孔径为1mm的不锈钢网筒状捕集器。
优选的,所述电磁感应加热坩埚702由纯度≥99.95%的高纯钨制成,
优选的,所述储铅罐101和反应容器102内均涉及与实际铅基堆配比一致的高纯铅铋合金,其中铅为44.5wt.%,铋为55.5wt.%。
所述的一种铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统的实验方法,在物料、设备与仪器仪表安置到位和系统密封的前提下,需要对储铅罐101和反应容器102进行氩气置换;关闭所有阀门后,开启减压阀202、第三气阀203和第四气阀204,向储铅罐101内充入氩气;在第四气阀204的出气口点燃一根小木条,当火焰被排出的气体熄灭时,证明储铅罐101内已充满氩气,关闭第四气阀204,打开四个铅铋阀和第六气阀206;在第六气阀206的出气口点燃一根小木条,当火焰被排出的气体熄灭时,证明反应容器102及铅铋的流通管道内已充满氩气,关闭四个铅铋阀,打开第五气阀205;调节减压阀202、第三气阀203、第四气阀204、第五气阀205、第六气阀206开度,使储铅罐101和反应容器102内部压力维持在一个大气压或微正压;
在氩气保护氛围下,熔化储铅罐101中的铅铋合金,并启动管道和反应容器102的电加热丝,加热到200~400℃后,打开第一铅铋阀301和第四铅铋阀304,调节减压阀202、第三气阀203、第四气阀204、第五气阀205和第六气阀206开度,逐步提高储铅罐101内部压力,将液态铅铋充入反应容器102至预设液位高度,关闭第一铅铋阀301和第四铅铋阀304,并对实验系统进行保温,调节减压阀202、第三气阀203、第四气阀204、第五气阀205和第六气阀206开度,控制反应容器102内部压力维持在一个大气压或微正压;
启动中频感应加热电源和冷却水回路,熔化电磁感应加热坩埚702内的金属物料至1200~2000℃,提升熔融物释放机构701,使熔融物从电磁感应加热坩埚底部排料孔注入反应容器102下部空间的铅铋池,除了通过高速摄像机107观察并记录熔融物与液态铅铋冷却剂相互作用的过程,还借助与NI数据采集系统相连的多点式热电偶402及第二压力变送器602监测并保存实验中的温度和压力数据;
在熔融物与液态铅铋相互作用后,铅铋池整体温度下降至初始水平,即200~400℃时,打开第三铅铋阀303、第二铅铋阀302和第一铅铋阀301,调节储铅罐101和反应容器102内部压力,将反应容器102中的液态铅铋沿着液态铅铋过滤装置所在管路排回储铅罐101;关闭电加热,待反应容器102降至室温,打开顶端的法兰盖,取出支撑板105和捕集器104,用高纯丙三醇清洗捕集器104和熔融物碎片上残留的凝固铅铋合金,并测量熔融物碎片的尺寸及质量;
根据高温玻璃视窗处拍摄的影像以及实验过程中温度、压力数据随时间的变化情况,判断熔融物与液态铅铋冷却剂相互作用过程中能量释放的剧烈程度和铅铋池温度分布的不均匀性,对熔融物碎片的尺寸和质量的测量数据进行统计分析,用以评估熔融物在与液态铅铋冷却剂相互作用过程的碎化程度,结合观察到的现象以及温度、压力数据的变化情况,推断熔融物在液态铅铋冷却剂中的行为机理。
和现有技术相比较,本发明具备如下优点:
本发明所述的一种铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统及方法,是针对铅基堆严重事故下,堆芯熔融物在液态铅铋中的行为特性研究而发明的实验系统,本发明的实验系统采用与铅基堆内配比一致的高纯铅铋合金(44.5wt.%铅,55.5wt.%铋),和千克量级的近似于真实铅基堆堆芯熔融物的不锈钢、纯铜开展实验,实验条件可达到铅基堆真实工况要求,保证了实验结果的参考价值,能够较大程度应用于工程实际中。
本发明的实验过程可视化,能观察并记录熔融物浮于铅铋池表面发生凝固、碎化、重分布等行为的现象。
本发明的一种铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统及方法,采用手动提升熔融物释放机构的方式,将熔化的物料从坩埚底部排料孔注入液态铅铋池中;可以通过制作不同排料孔径的坩埚、调整支撑板高度,研究熔融物射流直径、释放高度等不限于熔融物的质量和温度、液态铅铋池的温度和深度等之外的因素对熔融物与铅铋冷却剂相互作用的影响;采用差压式变送器精准实时测量液态铅铋池的液位;通过排气集气法实现氩气置换;用高纯度丙三醇清洗残留在碎片产物表面的凝固铅铋,实验系统和操作更加简单、安全、经济。
附图说明
图1为本发明的一种用于铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用研究的实验系统示意图。
图1中:101为储铅罐,102为反应容器,103为液态铅铋过滤装置,104为捕集器,105为支撑板,106为耐高温隔热涂层,107为高速摄像机,108为镝灯;201为氩气瓶,202为减压阀,203为第三气阀,204为第四气阀,205为第五气阀,206为第六气阀;301为第一铅铋阀,302为第二铅铋阀,303为第三铅铋阀,304为第四铅铋阀;401为储铅罐热电偶,402为反应容器热电偶,403为电磁感应加热坩埚热电偶,404为第四热电偶,405为第五热电偶,406为第六热电偶;501为储铅罐液位探针,502为差压式变送器;601为第一压力变送器,602为第二压力变送器;701为熔融物释放机构,702为电磁感应加热坩埚,703为电磁感应线圈,704为镁砂打结体,705第一电源接线柱,706为第二电源接线柱,707为第一水冷管线,708为第二水冷管线,709为水冷压缩机,710为水泵。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施方式对本发明作详细的说明:
如图1所示,本发明的一种铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统,包括储铅罐101、反应容器102、液态铅铋过滤装置103、高速摄像机107、氩气瓶201、电磁感应加热坩埚702、水冷压缩机709、水泵710以及管道阀门等。
其中反应容器102为该实验系统的主要装置,内部空间由带通孔的支撑板105分为上下两部分,上部设置电磁感应加热坩埚702,用以制备高温熔融物,下部的铅铋池中液态铅铋由储铅罐101充入;根据不同工况要求,设置熔融物的质量和温度、液态铅铋池的温度和深度,操作熔融物释放机构701,将熔融物通过坩埚底部排料孔注入铅铋池,完成熔融物与液态铅铋冷却剂相互作用实验,通过反应容器102侧面的耐高温玻璃视窗,借助高速摄像机107观测并记录熔融物与铅铋冷却剂相互作用的过程。
反应容器102内的铅铋池中布置有多组多点式反应容器热电偶402,用以测量其温度分布,差压式变送器502用于测量其液位,捕集器104是孔径1mm的不锈钢网筒,用于收集熔融物碎片产物,反应容器外壁缠绕电加热丝并包覆保温棉。
所述电磁感应加热坩埚702由纯度≥99.95%的高纯钨制成,可在2000℃长期使用,外部被用以烧结电磁感应线圈703的镁砂打结体704包围,底部设计有排料孔,与支撑板105的接触面之间用耐高温隔热涂层106进行保护;第一电源接线柱705和第二电源接线柱706与中频感应加热电源相连,为电磁感应线圈703供电,水冷压缩机709和水泵710驱动冷却水,流经第一水冷管线707和第二水冷管线708,持续冷却电磁感应线圈703;电源接线柱和水冷管线通过绝缘板材料贯穿反应容器102侧面的法兰,绝缘板材料被固定在反应容器法兰和与之相连接的法兰环之间,贯穿处覆盖高温胶,实现高度密封。
所述储铅罐101位于实验平台的底层,由多点式储铅罐热电偶401和液位探针501监测内部液态铅铋的温度和液位,通过第一铅铋阀301和第四铅铋阀304将液态铅铋上充入反应容器102,沿着第三铅铋阀303、液态铅铋过滤装置103、第二铅铋阀302和第一铅铋阀301接收从反应容器102中回流的液态铅铋,在反应容器、管道和阀门外部缠绕电加热丝并包覆保温棉,对内部液态铅铋进行温度控制。
在加热熔化铅铋合金之前,需通过氩气瓶201对系统内部空间进行氩气置换,排除空气,建立惰性氛围保护,通过调节不同气阀之间的开关,依靠重力及储铅罐101、反应容器102之间的压差驱动液态铅铋的流动,在液态铅铋的流动管道和阀门位置布置多个热电偶监测温度,避免液态铅铋凝固堵塞。
在使用本发明提供的上述实验系统开展实验前,需要在确保物料、设备与仪器仪表安置到位和系统密封的前提下,首先对系统内部空间进行氩气置换,关闭所有阀门后,开启减压阀202,第三气阀203和第四气阀204,向储铅罐101内充入氩气,在第四气阀(204)的出气口点燃一根小木条,当火焰被排出的气体熄灭时,证明储铅罐(101)内已充满氩气,关闭第四气阀204,打开四个铅铋阀和第六气阀206,在第六气阀206的出气口点燃一根小木条,当火焰被排出的气体熄灭时,证明反应容器102及铅铋的流通管道内已充满氩气,关闭四个铅铋阀,打开第五气阀205,调节减压阀202、第三气阀203、第四气阀204、第五气阀205、第六气阀206开度,使储铅罐101和反应容器102内部压力维持在一个大气压或微正压。
在氩气保护氛围下,熔化储铅罐101中44.5wt.%铅,55.5wt.%铋的铅铋合金,并启动管道和反应容器102的电加热丝,加热到200~400℃后,打开第一铅铋阀301和第四铅铋阀304,调节减压阀202、第三气阀203、第四气阀204、第五气阀205和第六气阀206的开度,逐步提高储铅罐101内部压力,将液态铅铋缓慢充入反应容器102至指定液位高度,关闭第一铅铋阀301和第四铅铋阀304,对实验系统进行保温,调节减压阀202、第三气阀203、第四气阀204、第五气阀205和第六气阀206开度,控制反应容器102内部压力维持在一个大气压或微正压。
启动中频感应加热电源和冷却水回路,熔化电磁感应加热坩埚702内的金属物料至1200~2000℃,提升熔融物释放机构701,使熔融物从电磁感应加热坩埚底部排料孔注入反应容器102下部空间的液态铅铋池,通过高速摄像机107观察并记录熔融物与液态铅铋冷却剂相互作用过程的现象,借助与NI数据采集系统相连的多点式热电偶402及第二压力变送器602监测并保存实验中的温度和压力数据。
在熔融物与液态铅铋相互作用后,铅铋池整体温度下降至初始水平,即200~400℃时,打开第三铅铋阀303、第二铅铋阀302和第一铅铋阀301,调节储铅罐101和反应容器102内部压力,将反应容器102中的液态铅铋排回储铅罐101,关闭电加热,待反应容器102降至室温,打开顶端的法兰盖,取出支撑板105和捕集器104,用99.7%的高纯度丙三醇在高于铅铋合金熔点且低于自身沸点的温度下,清洗捕集器104和熔融物碎片上残留的凝固铅铋合金,并测量熔融物碎片的尺寸及质量。
根据高温玻璃视窗处拍摄的影像以及实验过程中温度、压力数据随时间的变化情况,判断熔融物与液态铅铋冷却剂相互作用过程中能量释放的剧烈程度和铅铋池温度分布的不均匀性,对熔融物碎片的尺寸和质量的测量数据进行统计分析,用以评估熔融物在与液态铅铋冷却剂相互作用过程的碎化程度,结合观察到的现象以及温度、压力数据的变化情况,推断熔融物在液态铅铋冷却剂中的行为机理,为铅基堆严重事故分析程序的相间蒸发冷凝、熔化凝固、颗粒物尺寸等模型的开发和验证提供实验数据支撑,为铅基堆的安全设计与评估提供指导。
以上内容是结合具体实验方案对本发明做的进一步详细说明,但并非是对本发明的实施方式的限定,对于本发明所属的从业人员,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,均应包含在本发明权利要求的保护范围之内。
Claims (4)
1.一种铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统,其特征在于:包括储铅罐(101)、反应容器(102)、液态铅铋过滤装置(103)、高速摄像机(107)、氩气瓶(201)、电磁感应加热坩埚(702)、水冷压缩机(709)、水泵(710)以及管道阀门;其中反应容器(102)为模拟铅基堆铅铋冷却剂池工作环境的压力容器,内部空间由带通孔的支撑板(105)分为上下两部分;
所述反应容器(102)顶端采用法兰盖进行密封,与熔融物释放机构(701)之间采用动密封;上部空间设置电磁感应加热坩埚(702),用以制备高温熔融物,下部空间的铅铋池中液态铅铋由储铅罐(101)充入;根据不同实验工况要求,操作熔融物释放机构(701)将熔融物注入下方铅铋池,从而完成铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验;
反应容器(102)内的铅铋池中布置有多组多点式反应容器热电偶(402)测量其温度分布,由差压式变送器(502)测量其液位,由置于反应容器(102)内的捕集器(104)收集熔融物碎片,反应容器(102)外壁面缠绕电加热丝并包覆保温棉,对内部液态铅铋进行温度控制;
在反应容器(102)下部空间高于铅铋池液位的侧面,装有两个耐高温玻璃视窗,将一台镝灯(108)对准其中一个视窗,在另一个视窗处布置有一台高速摄像机(107),用来观测并记录熔融物与铅铋冷却剂相互作用的过程;
所述电磁感应加热坩埚(702)内部由钨铼热电偶(403)监测所加热物料的温度,外部被用以烧结电磁感应线圈(703)的镁砂打结体(704)包围,底部设计有排料孔,底部与支撑板(105)之间接触面用耐高温隔热涂层(106)进行保护;第一电源接线柱(705)和第二电源接线柱(706)与中频感应加热电源相连接,为电磁感应线圈(703)供电;水冷压缩机(709)和水泵(710)驱动冷却水流经第一水冷管线(707)和第二水冷管线(708)形成冷却水回路,持续冷却电磁感应线圈(703);
所述储铅罐(101)位于实验平台的底层,通过第一铅铋阀(301)和第四铅铋阀(304)将液态铅铋上充入反应容器(102),通过第三铅铋阀(303)、液态铅铋过滤装置(103)、第二铅铋阀(302)和第一铅铋阀(301)接收从反应容器(102)回流的液态铅铋;储铅罐(101)外壁面缠绕电加热丝并包覆保温棉,对内部液态铅铋进行温度控制;通过多点式储铅罐热电偶(401)和液位探针(501)分别监测内部液态铅铋的温度和液位;
储铅罐(101)和反应容器(102)内均涉及与实际铅基堆配比一致的高纯铅铋合金,在加热熔化铅铋合金前,需通过氩气瓶(201)对实验系统内部空间进行氩气置换,排除空气,建立惰性氛围保护,氩气瓶(201)与储铅罐(101)连通的管路上依次设置减压阀(202)、第三气阀(203)和第一压力变送器(601),氩气瓶(201)与反应容器(102)连通的管路上依次设置减压阀(202)、第五气阀(205)和第二压力变送器(602);通过调节不同气阀之间的开关,实现储铅罐(101)和反应容器(102)内气压的不同,依靠重力及储铅罐(101)和反应容器(102)之间的压差驱动液态铅铋的流动;在液态铅铋的流动管道和阀门位置缠绕电加热丝并包覆保温棉,布置多个热电偶监测温度,对内部液态铅铋进行温度控制,避免液态铅铋凝固堵塞;
所述储铅罐(101)和反应容器(102)内均涉及与实际铅基堆配比一致的高纯铅铋合金,其中铅为44.5 wt.%,铋为55.5 wt.%;
通过排气集气法实现氩气置换;
实验过程可视化,能观察并记录熔融物浮于铅铋池表面发生凝固、碎化、重分布行为的现象。
2.根据权利要求1所述的一种铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统,其特征在于:所述捕集器(104)为安装孔径为1mm的不锈钢网筒状捕集器。
3.根据权利要求1所述的一种铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统,其特征在于:所述电磁感应加热坩埚(702)由纯度≥99.95%的高纯钨制成。
4.基于权利要求1至3任一项所述的一种铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统的实验方法,其特征在于:在物料、设备与仪器仪表安置到位和系统密封的前提下,需要对储铅罐(101)和反应容器(102)进行氩气置换;关闭所有阀门后,开启减压阀(202)、第三气阀(203)和第四气阀(204),向储铅罐(101)内充入氩气;在第四气阀(204)的出气口点燃一根小木条,当火焰被排出的气体熄灭时,证明储铅罐(101)内已充满氩气,关闭第四气阀(204),打开四个铅铋阀和第六气阀(206);在第六气阀(206)的出气口点燃一根小木条,当火焰被排出的气体熄灭时,证明反应容器(102)及铅铋的流通管道内已充满氩气,关闭四个铅铋阀,打开第五气阀(205);调节减压阀(202)、第三气阀(203)、第四气阀(204)、第五气阀(205)、第六气阀(206)开度,使储铅罐(101)和反应容器(102)内部压力维持在一个大气压或微正压;
在氩气保护氛围下,熔化储铅罐(101)中的铅铋合金,并启动管道和反应容器(102)的电加热丝,加热到200~400℃后,打开第一铅铋阀(301)和第四铅铋阀(304),调节减压阀(202)、第三气阀(203)、第四气阀(204)、第五气阀(205)和第六气阀(206)开度,逐步提高储铅罐(101)内部压力,将液态铅铋充入反应容器(102)至预设液位高度,关闭第一铅铋阀(301)和第四铅铋阀(304),并对实验系统进行保温,调节减压阀(202)、第三气阀(203)、第四气阀(204)、第五气阀(205)和第六气阀(206)开度,控制反应容器(102)内部压力维持在一个大气压或微正压;
启动中频感应加热电源和冷却水回路,熔化电磁感应加热坩埚(702)内的金属物料至1200~2000℃,提升熔融物释放机构(701),使熔融物从电磁感应加热坩埚底部排料孔注入反应容器(102)下部空间的铅铋池,除了通过高速摄像机(107)观察并记录熔融物与液态铅铋冷却剂相互作用的过程,还借助与NI数据采集系统相连的多点式反应容器热电偶(402)及第二压力变送器(602)监测并保存实验中的温度和压力数据;
在熔融物与液态铅铋相互作用后,铅铋池整体温度下降至初始水平,即200~400℃时,打开第三铅铋阀(303)、第二铅铋阀(302)和第一铅铋阀(301),调节储铅罐(101)和反应容器(102)内部压力,将反应容器(102)中的液态铅铋沿着液态铅铋过滤装置所在管路排回储铅罐(101);关闭电加热,待反应容器(102)降至室温,打开顶端的法兰盖,取出支撑板(105)和捕集器(104),用高纯丙三醇清洗捕集器(104)和熔融物碎片上残留的凝固铅铋合金,并测量熔融物碎片的尺寸及质量;
根据高温玻璃视窗处拍摄的影像以及实验过程中温度、压力数据随时间的变化情况,判断熔融物与液态铅铋冷却剂相互作用过程中能量释放的剧烈程度和铅铋池温度分布的不均匀性,对熔融物碎片的尺寸和质量的测量数据进行统计分析,用以评估熔融物在与液态铅铋冷却剂相互作用过程的碎化程度,结合观察到的现象以及温度、压力数据的变化情况,推断熔融物在液态铅铋冷却剂中的行为机理,为铅基堆的安全设计与评估提供数据支撑和理论指导。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202210769658.3A CN115132385B (zh) | 2022-07-01 | 2022-07-01 | 铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统及方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202210769658.3A CN115132385B (zh) | 2022-07-01 | 2022-07-01 | 铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统及方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN115132385A CN115132385A (zh) | 2022-09-30 |
CN115132385B true CN115132385B (zh) | 2023-08-22 |
Family
ID=83381006
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN202210769658.3A Active CN115132385B (zh) | 2022-07-01 | 2022-07-01 | 铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统及方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN115132385B (zh) |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN116130126B (zh) * | 2022-11-28 | 2024-03-08 | 上海核工程研究设计院股份有限公司 | 一种紧凑式的熔融物瞬态反应模拟装置及模拟方法 |
CN115957560B (zh) * | 2023-03-01 | 2023-07-11 | 哈尔滨工程大学 | 一种应用于液态铅铋合金实验回路的过滤系统 |
Citations (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP1622168A1 (en) * | 2004-07-28 | 2006-02-01 | The European Atomic Energy Community (EURATOM), represented by the European Commission | Integral nuclear reactor |
CN104392754A (zh) * | 2014-10-21 | 2015-03-04 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种用于液态金属反应堆换热器破口事故温度场测量实验装置与方法 |
WO2016099331A1 (ru) * | 2014-12-15 | 2016-06-23 | Открытое акционерное общество "АКМЭ - инжиниринг" | Диагностика свинцово-висмутового теплоносителя быстрого реактора |
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 |
CN107421983A (zh) * | 2017-06-15 | 2017-12-01 | 上海交通大学 | 熔融物与冷却剂相互作用相关热工水力实验系统 |
CN108181099A (zh) * | 2017-12-27 | 2018-06-19 | 西安交通大学 | 一种核反应堆稳压器安全阀水封试验系统及其试验方法 |
CN108597625A (zh) * | 2018-05-08 | 2018-09-28 | 西安交通大学 | 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 |
CN111781075A (zh) * | 2020-07-10 | 2020-10-16 | 西安交通大学 | 铅基堆蒸发器传热管破裂力学冲击及汽泡迁移实验装置及方法 |
CN112763367A (zh) * | 2020-12-30 | 2021-05-07 | 西安交通大学 | 一种铅铋蒸汽循环过滤及在线测量系统 |
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 |
CN113670979A (zh) * | 2021-08-31 | 2021-11-19 | 西安交通大学 | 一种海洋条件下铅铋合金流动传热特性研究实验系统及方法 |
-
2022
- 2022-07-01 CN CN202210769658.3A patent/CN115132385B/zh active Active
Patent Citations (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP1622168A1 (en) * | 2004-07-28 | 2006-02-01 | The European Atomic Energy Community (EURATOM), represented by the European Commission | Integral nuclear reactor |
CN104392754A (zh) * | 2014-10-21 | 2015-03-04 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种用于液态金属反应堆换热器破口事故温度场测量实验装置与方法 |
WO2016099331A1 (ru) * | 2014-12-15 | 2016-06-23 | Открытое акционерное общество "АКМЭ - инжиниринг" | Диагностика свинцово-висмутового теплоносителя быстрого реактора |
CN107421983A (zh) * | 2017-06-15 | 2017-12-01 | 上海交通大学 | 熔融物与冷却剂相互作用相关热工水力实验系统 |
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 |
CN108181099A (zh) * | 2017-12-27 | 2018-06-19 | 西安交通大学 | 一种核反应堆稳压器安全阀水封试验系统及其试验方法 |
CN108597625A (zh) * | 2018-05-08 | 2018-09-28 | 西安交通大学 | 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 |
CN111781075A (zh) * | 2020-07-10 | 2020-10-16 | 西安交通大学 | 铅基堆蒸发器传热管破裂力学冲击及汽泡迁移实验装置及方法 |
CN112763367A (zh) * | 2020-12-30 | 2021-05-07 | 西安交通大学 | 一种铅铋蒸汽循环过滤及在线测量系统 |
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 |
CN113670979A (zh) * | 2021-08-31 | 2021-11-19 | 西安交通大学 | 一种海洋条件下铅铋合金流动传热特性研究实验系统及方法 |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Experimental investigation on the moving characteristics of molten metal droplets impacting coolant;Liangxing Li等;Experimental Thermal and Fluid Science;第32卷(第4期);第962-972页 * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN115132385A (zh) | 2022-09-30 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN115132385B (zh) | 铅基堆堆芯熔融物与冷却剂相互作用的实验系统及方法 | |
CN107331425B (zh) | 一种熔融物与液态金属相互作用研究的试验系统及方法 | |
CN108447573A (zh) | 一种核反应堆燃料棒熔化可视化实验装置及方法 | |
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 | |
CN111562282B (zh) | 一种模拟高温下熔融物瞬态反应的试验装置及方法 | |
Song et al. | Experiments on the interactions of molten ZrO2 with water using TROI facility | |
CN110867263A (zh) | 核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置及方法 | |
CN109087718B (zh) | 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 | |
Farmer et al. | Corium coolability under ex-vessel accident conditions for LWRs | |
WO2007136261A1 (en) | A nuclear reactor | |
CN108511093B (zh) | 一种压水堆燃料棒束高温加热夹持实验装置 | |
CN108550406A (zh) | 堆芯熔融物捕集装置 | |
CN111386577B (zh) | 核反应堆堆芯熔化物冷却方法及核反应堆堆芯熔化物冷却控制系统 | |
Lahm et al. | EBR-II driver fuel qualification for loss-of-flow and loss-of-heat-sink tests without scram | |
Tromm et al. | Experiments for a core catcher concept based on water addition from below | |
Laurie et al. | New temperature monitoring devices for high-temperature irradiation experiments in the High Flux Reactor Petten | |
Wu et al. | Experimental study on fuel rod melting based on alternative materials | |
Hagen et al. | Physical and Chemical Behavior of LWR Fuel Elements up to very high Temperatures | |
Monaweck et al. | Summary report on irradiation of prototype EBR-II fuel elements | |
An et al. | Corium configuration and penetration tube failure for Fukushima Daiichi nuclear power plant | |
CN215868659U (zh) | 铅冷快堆过冷水与熔融铅合金相互作用压力特性实验系统 | |
CN116612907A (zh) | 一种聚变堆包层球床氦气吹扫和粉末流态化实验装置与方法 | |
Dickerman et al. | TREAT meltdown of irradiated metallic fast-reactor fuel in an inert atmosphere | |
JP4625239B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の冷却水出口温度高温化用高温燃料集合体 | |
Meyer et al. | Corium dispersion and direct containment heating experiments at low system pressure |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |