CN115376710B - 一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法 - Google Patents

Abstract

本发明提供了一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法，包括：气体供应单元、测量单元、夹具单元、可视化记录单元和碎片收集单元；气体供应单元包括多个级联的承压容器，每个承压容器的顶端与排气管线连通，排气管线末端设有喷嘴；测量单元包括传感器和处理器，传感器安装在承压容器内和排气管线上；夹具单元夹持待测材料；可视化记录单元对待测材料在喷嘴的高速气流冲击下产生材料碎片的过程进行记录；碎片收集单元收集高速气流冲击下产生的材料碎片；研究在不同压力参数、不同喷射时间、不同喷射位置下高能气体对安全壳内不同种类材料冲击产生的碎片影响，解明高压气体喷射对核电厂安全壳内材料碎片化的影响。

Description

一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法

技术领域

本发明属于核工业安全技术领域，具体涉及一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法。

背景技术

随着我国经济的快速发展，对能源需求越来越大，核能是现有技术水平下可大规模发展的清洁能源，在我国的能源结构中具有重要地位。为了更好地利用核能，我国引入了第三代核电技术，在消化、吸收、全面掌握第三代核电技术的基础上，通过再创新开发出了具有自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水对核电机组。三代及四代核电技术的发展极大提升了核电厂的安全性能，但是不置可否核电在使用过程中仍然面临安全挑战。

非能动堆芯冷却系统(PXS)是第三代大型先进压水堆的非能动安全系统的重要组成部分，通过非能动设计理念进行安全注射、带走堆芯热量以及调节再循环溶液pH值，保证反应堆的完整性，最终防止影响放射性物质向环境的释放。因此，为从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性，必须保证事故下非能动堆芯冷却系统的功能。

核电厂LOCA事故情况下，高能管道破裂导致大量高温、高压气体喷射进入安全壳内，高压气体对安全壳内的各种设备、材料进行冲击可能导致大量碎片产生，碎片会堵塞安全壳内非能动堆芯冷却系统中的过滤器，使冷却剂流动阻力增大，降低了堆芯热量的排出能力，增大了反应堆过热和放射性物质的泄露风险。对于严重事故情况下高能气体喷射导致的安全壳内碎片源项材料，国外开展了部分实验分析研究。美国NRC针对沸水堆开展了AIJT空气喷射实验，使用311.5m3的压缩空气罐(压力为17.2MPa)研究了4种材料铝制反射金属保温、不锈钢反射金属保温、纤维保温和铅屏蔽包括的碎片情况。然而，对于我国的新型先进非能动压水堆反应堆，安全壳内的材料种类、设备与管道布置方式以及高能管道内的气体压力等与沸水堆以及传统压水堆堆型相比已发生变化，已有实验结论可能出现较大的偏差，特别是针对不同压力参数、不同喷射时间、不同喷射位置对源项碎片的影响研究等都存在很大程度的不足，这些不足都严重制约了非能动安全壳堆芯热量的排出。

因此，如何对先进非能动安全壳内碎片源项材料开展实验研究，以及如何模拟严重事故情况下非能动压水对安全壳内多种类复合高压气体喷射导致的碎片源项材料的实验环境是需要解决的难题，以便开展碎片源项材料的实验研究，最终实现对先进核反应堆示范工程的技术支持。

此外，现有的研究技术中采用单一组分气体进行喷射，无法模拟多种类复合气体对碎片源项的影响，而且为了保证气体的喷射时间和喷射流量满足要求，通常需要配置体积巨大的储气罐(几百立方)，使实研究成本非常巨大，而且实验种类及实验参数较为单一，不利于频繁和大量的数据采集和模拟工作。

发明内容

本发明为了解决上述问题，提出了一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法。

根据一些实施例，本发明采用如下技术方案：

第一方面，本发明提供了一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置，包括：气体供应单元、测量单元、夹具单元、可视化记录单元和碎片收集单元；

所述气体供应单元包括多个级联的承压容器，每个承压容器的顶端与供气管线连通，供气管线末端设有喷嘴；

所述测量单元包括传感器和处理器，传感器安装在承压容器内和供气管线上，传感器用于采集温度和压力数据并传输至处理器；

所述夹具单元安装在距离喷嘴设定距离处，用于夹持待测材料；

所述可视化记录单元距离夹具单元设定距离，用于对待测材料在喷嘴的高速气流冲击下产生材料碎片的过程进行记录；

所述碎片收集单元包括收集网，收集网包络夹具单元设置，用于收集高速气流冲击下产生的材料碎片。

进一步的，所述碎片收集单元还包括导流板，导流板设置于夹具单元后方，导流板为弧状弯曲型，用于减小实验气体穿过夹具单元后的气体压力。

进一步的，所述收集网为球型、矩形或桶形，作为优选的一种实施方式，所述收集网为桶形收集网。

进一步的，所述承压容器的侧面与进气管线连通，承压容器的底端与排气管线连通。

进一步的，所述承压容器的壳体上安装有加热保温机构，加热保温机构包括电加热丝和加热控制模块，电加热丝缠绕在承压容器的壳体上，电加热丝与加热控制模块连接，加热控制模块用于控制电加热丝加热。

进一步的，所述供气管线上依次安装有气动调节阀、气体流量计和喷嘴；气动调节阀用于快速开关供气管线，气体流量计位于气动调节阀后方用于测量气体喷射流量。

进一步的，所述传感器包括容器温度传感器、容器压力传感器、出口压力传感器和出口热电阻，承压容器内安装容器温度传感器和容器压力传感器，气体流量计与喷嘴之间安装有出口压力传感器和出口热电阻。

进一步的，所述的喷嘴为可旋转角度喷射喷嘴，与供气管道通过螺纹连接。

进一步的，所述夹具单元包括夹板和驱动机构，驱动机构带动夹板运动对待测试材料进行夹持，可夹持的待测试材料包括屏蔽材料、金属转接箱、金属软管、电缆和保温材料。

进一步的，夹具单元距离喷嘴的距离L与供气管线的直径D的比值L/D的范围为4～13。

第二方面，本发明提供了一种如第一方面所述的核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置的实验方法，包括：

向承压容器内注入额定质量的实验气体，对承压容器内的实验气体进行加热，通过测试单元实时监控承压容器内的气体温度以及压力等参数，直至达到实验要求；

打开电动调节阀使实验气体进入供气管线；

调整喷嘴的喷射角度以及夹具单元与喷嘴之间的距离至实验要求值并固定夹具单元，夹具单元上夹持待测材料；

开启供气管线上的气动调节阀，供气管线内的实验气体通过喷嘴对夹具单元上的待测材料喷射高速气流；

利用可视化记录单元对待测材料在喷嘴的高速气流冲击下产生材料碎片的过程进行记录；

通过碎片收集单元收集高速气流冲击下产生的材料碎片。

与现有技术相比，本发明的有益效果为：

1、本发明采用多个级联的承压容器构成的气体供应单元，能够模拟多种类复合气体对碎片源项的影响，利用碎片收集单元设置的导流板和桶形收集网，能够有效减小实验气体穿过夹具单元后的气体压力，捕捉收集高压气体冲击试验材料产生的碎片，且配合可视化记录单元的高速摄像仪对过程进行记录，通过测量单元检测内部温度、压力和气体流量信息，研究在不同压力参数、不同喷射时间、不同喷射位置下高能气体对安全壳内不同种类材料冲击产生的碎片影响，解明高压气体喷射对核电厂安全壳内材料碎片化的影响，最终实现对先进核反应堆示范工程的技术支持，以进行新型先进非能动压水堆安全壳内事故情况下高能气体冲击设备材料产生源项碎片阻塞过滤器的实验研究。

2、本发明基于先进核反应堆事故情况下高能管道喷射气体的喷射参数(包括压力、喷射时间参数、温度参数以及气体成分参数)、安全壳内的各种源项材料以及喷射气体与源项材料之间的距离的基础上，设计实验装置，研究在实施不同参数条件高能管道喷射后，安全壳内部材料碎片化信息，找出其中的关键参数和关键影响因素，以解明安全壳内的材料碎片与喷射气体行为之间的作用关系；由于高能气体的喷射造成的安全壳内材料碎片化将直接影响安全壳内滤网的压降，进而影响反应堆热量的导出，因此本发明可为安全壳内各种设备材料的选择以及滤网的布置设计提供理论基础和前期准备。

本发明附加方面的优点将在下面的描述中部分给出，部分将从下面的描述中变得明显，或通过本发明的实践了解到。

为使本发明的上述目的、特征和优点能更明显易懂，下文特举较佳实施例，并配合所附附图，作详细说明如下。

附图说明

构成本发明的一部分的说明书附图用来提供对本发明的进一步理解，本发明的示意性实施例及其说明用于解释本发明，并不构成对本发明的不当限定。

图1为本发明的核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置的结构示意图；

图中：1、第一承压容器；2、第二承压容器；3、第三承压容器；4、电动调节阀；5、气动调节阀；6、球阀；7、加热保温机构；8、进气管线；9、排气管线；10、气体流量计；11、测量系统；12、计算机；13、监测管线；14、控制系统；15、喷嘴；16、夹具固定系统；17、可视化系统；18、高速摄像仪；19、导流装置；20、碎片收集网；21、实验供气管线；22、出口压力传感器；23、出口热电阻。

具体实施方式：

下面结合附图与实施例对本发明作进一步说明。

应该指出，以下详细说明都是例示性的，旨在对本发明提供进一步的说明。除非另有指明，本文使用的所有技术和科学术语具有与本发明所属技术领域的普通技术人员通常理解的相同含义。

需要注意的是，这里所使用的术语仅是为了描述具体实施方式，而非意图限制根据本发明的示例性实施方式。如在这里所使用的，除非上下文另外明确指出，否则单数形式也意图包括复数形式，此外，还应当理解的是，当在本说明书中使用术语“包含”和/或“包括”时，其指明存在特征、步骤、操作、器件、组件和/或它们的组合。

实施例一：

如图1所示，本实施例提供了一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置，包括：气体供应单元、测量单元、夹具单元、可视化记录单元和碎片收集单元；

所述气体供应单元包括多个级联的承压容器，每个承压容器的顶端与供气管线连通，供气管线末端设有喷嘴；

所述测量单元包括处理器、气体流量计、压力传感器和温度传感器，气体流量计、压力传感器和温度传感器安装在供气管线上，用于检测供气管线的流量、压力和温度。

所述夹具单元安装在距离喷嘴设定距离处，夹具单元用于夹持待测材料；

所述可视化记录单元距离夹具单元一定间距，用于对待测材料在喷嘴的高速气流冲击下产生的材料碎片过程进行记录；

所述碎片收集单元包括桶形收集网，桶形收集网包络夹具单元设置，用于收集高速气流冲击下产生的材料碎片；

测量单元记录喷射气体的流量、压力、温度信息，并通过以上信号变化记录气体的喷射时间，使用碎片收集系统对实验碎片进行收集，并结合实验记录数据进行后续数据处理分析。

承压容器内设有容器温度传感器和容器压力传感器，并实时采集温度信息和压力信息并传输至测量单元。

所述气体供应单元包括多个级联的承压容器，每个承压容器的侧面与进气管线连通、顶端与排气管线连通、底端与排水管线连通，承压容器内设有温度传感器和压力传感器，并实时采集温度信息和压力信息并传输至测量单元进行存储和处理。

所述的测量单元11包括计算机，计算机通过信号线与安装在承压容器法兰盘上的压力传感器和温度传感器相连，实时测量承压容器内的温度和压力参数。

作为一种实施方式，所述承压容器设有三个，分别为第一承压容器1、第二承压容器2和第三承压容器3，所述的第一承压容器1、第二承压容器2和第三承压容器3均为圆柱体，且容积均为2立方米，都由316不锈钢制成，设计压力均为25Mpa。三个容器均水平放置，上端面设有排气管线9，下端面设有排水管线10，其左侧下端设有进气管线8。

所述的三个承压容器通过顶部的连接管道联通，连接管道的直径为50mm，保证喷射过程中不发生气体阻塞的同时满足气体喷射流量要求。

所述承压容器的壳体上还安装有加热保温机构，所述加热保温机构包括电加热丝和加热控制模块，电加热丝缠绕在承压容器的壳体上，电加热丝与加热控制模块连接，通过加热控制模块来控制电加热丝加热来实现承压容器的加热或保温，加热控制模块包括处理器和电加热丝的控制开关，处理器连接温度传感器以便获取承压容器温度，处理器连接电加热丝的控制开关以便控制电加热丝进行加热或保温。

作为一种实施方式，所述供气管线上依次安装有气动调节阀5、气体流量计10和喷嘴15；气动调节阀用于快速开关供气管线，气体流量计位于气动调节阀后方用于测量气体喷射流量。每个承压容器还对应安装有电气动调节阀，通过电气动调节阀连通供气管线。

所述电动调节阀4和气动调节阀5通过监测管线13与控制系统14连接，控制系统14用于控制电气动调节阀4和气动调节阀5的开闭状态。

作为一种实施方式，所述气体流量计与喷嘴之间还安装有出口压力传感器22和出口热电阻23；所述的出口压力传感器22和出口热电阻23位于喷嘴15上部，用于测量喷射气体的压力、温度参数。

所述的喷嘴15为可旋转角度喷射喷嘴，其与供气管道通过螺纹连接，实现喷嘴尺寸可更换。所述的喷射压力以及喷射时间根据先进压水堆安全壳内高能管道参数以及严重事故进程确定最高喷射压力为22MPa，喷射时间为30s。

所述夹具单元16包括夹板和驱动机构，驱动机构带动夹板运动对待测试材料进行夹持，可夹持的待测试材料包括屏蔽材料、金属转接箱、金属软管、电缆、保温材料等，驱动机构可采用气缸、液压缸或螺杆传动机构。

夹具单元16距离喷嘴的距离L与供气管线21的直径D的比值L/D的范围为4～13，其基于安全壳内设备布置分析确定，可在该范围内进行适应性调节。

所述可视化记录单元包括高速摄像仪和可视化单元，可视化单元17位于夹具固定系统垂直方向，用于保护高速摄像仪18，防止高压气体对高速摄像仪造成冲击；作为一种实施方式，所述可视化单元采用钢化玻璃，高速摄像仪位于钢化玻璃后方，用于记录高速气体对实验擦了的喷射冲击导致的材料碎片化过程。

所述碎片收集单元包括导流板和桶形收集网，所示的导流板19设置于夹具单元后方，导流板为弧状弯曲型，用于减小实验气体穿过夹具后的气体压力，防止高压气体对周围环境产生冲击危害；桶形收集网20呈一侧开口的桶型结构，桶型结构表面呈网状，桶型结构内部容置夹具单元和导流板。桶形收集网20包络整个夹具固定系统和导流板，用于捕捉收集高压气体冲击试验材料产生的碎片。

实施例二

本实施例提供了涉及实施例一所述的核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置的模拟实验方法，包括以下步骤：

向承压容器内注入额定质量的实验气体，对承压容器内的实验气体进行加热，通过测试单元实时监控承压容器内的气体温度以及压力等参数，直至达到实验要求；

打开电动调节阀使实验气体进入供气管线；

调整喷嘴的喷射角度以及夹具单元与喷嘴之间的距离至实验要求值并固定夹具单元，夹具单元上夹持待测材料；

开启供气管线上的气动调节阀，供气管线内的实验气体通过喷嘴对夹具单元上的待测材料喷射高速气流；

利用可视化记录单元对待测材料在喷嘴的高速气流冲击下产生材料碎片的过程进行记录；

通过碎片收集单元收集高速气流冲击下产生的材料碎片。

具体的，步骤1、关闭承压容器出口处电动调节阀4、气动调节阀5以及排气管线上的球阀6，开启承压容器进气管线上的球阀6向承压容器内注入额定质量的实验气体。

步骤2、开启承压容器上的加热保温系统7，对承压容器内的实验气体进行加热，通过测试单元实时监控承压容器内的气体温度以及压力等参数，直至达到实验要求。

所述的初始注入承压容器内的实验气体的量首先通过公式计算得到初始注入气体的体积量，然后基于公式m＝ρP₁V₁得到注入气体的质量，其中：V1为承压容器的体积，P2为承压容器内加热后的气体压力，T2为承压容器内加热后的气体压力，T1位注入气体的温度，P1为承压容器内加热前的气体压力，ρ为注入承压容器内的气体密度，m为注入承压容器内的气体质量。

步骤3、关闭承压容器进气管线上的球阀6，打开电动调节阀4使实验气体进入供气管线21。

步骤4、调整喷嘴的喷射角度以及夹具单元与喷嘴之间的距离至实验要求值并固定夹具单元。

步骤5、开启高速摄像仪。

步骤6、开启供气管线上的气动调节阀10，供气管线内的实验气体依次经过气体流量计10、压力传感器22、温度传感器23、喷嘴15、夹具夹持固定系统16、导流装置19和碎片收集系统20，在此过程中供气管线上的气体流量计10、压力传感器22、温度传感器23记录喷射气体的流量、压力、温度信息，并通过以上信号变化记录气体的喷射时间。

步骤7、使用碎片收集系统对实验碎片进行收集，并结合实验记录数据进行后续数据处理分析。

所述的后续数据处理包括整理测量碎片的数量及尺寸分布，基于压力、流量数据计算喷射气体的冲击力以及材料的碎片化信息。

本实验装置基于解决新型先进非能动压水堆安全壳内事故情况下高能气体冲击设备材料产生源项碎片阻塞过滤器的需求，设计研究装置，研究在不同压力参数、不同喷射时间、不同喷射位置下高能气体对安全壳内不同种类材料冲击产生的碎片影响，解明高压气体喷射对核电厂安全壳内材料碎片化的影响，最终实现对先进核反应堆示范工程的技术支持。

上述虽然结合附图对本发明的具体实施方式进行了描述，但并非对本发明保护范围的限制，所属领域技术人员应该明白，在本发明的技术方案的基础上，本领域技术人员不需要付出创造性劳动即可做出的各种修改或变形仍在本发明的保护范围以内。

Claims (10)

1.一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置，其特征在于，包括：气体供应单元、测量单元、夹具单元、可视化记录单元和碎片收集单元；

所述气体供应单元包括多个级联的承压容器，每个承压容器的顶端与供气管线连通，供气管线末端设有喷嘴；

所述测量单元包括传感器和处理器，传感器安装在承压容器内和供气管线上，传感器用于采集温度和压力数据并传输至处理器；

所述夹具单元安装在距离喷嘴设定距离处，用于夹持待测材料；

所述可视化记录单元距离夹具单元设定距离，用于对待测材料在喷嘴的高速气流冲击下产生材料碎片的过程进行记录；

所述碎片收集单元包括收集网，收集网包络夹具单元设置，用于收集高速气流冲击下产生的材料碎片。

2.如权利要求1所述的核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置，其特征在于，所述碎片收集单元还包括导流板，导流板设置于夹具单元后方，导流板为弧状弯曲型，用于减小实验气体穿过夹具单元后的气体压力。

3.如权利要求1所述的核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置，其特征在于，所述承压容器的侧面与进气管线连通，承压容器的底端与排气管线连通。

4.如权利要求1所述的核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置，其特征在于，所述承压容器的壳体上安装有加热保温机构，加热保温机构包括电加热丝和加热控制模块，电加热丝缠绕在承压容器的壳体上，电加热丝与加热控制模块连接，加热控制模块用于控制电加热丝加热。

5.如权利要求1所述的核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置，其特征在于，所述供气管线上依次安装有气动调节阀、气体流量计和喷嘴；气动调节阀用于快速开关供气管线，气体流量计位于气动调节阀后方用于测量气体喷射流量。

6.如权利要求5所述的核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置，其特征在于，所述传感器包括容器温度传感器、容器压力传感器、出口压力传感器和出口热电阻，承压容器内安装容器温度传感器和容器压力传感器，气体流量计与喷嘴之间安装有出口压力传感器和出口热电阻。

7.如权利要求1所述的核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置，其特征在于，所述的喷嘴为可旋转角度喷射喷嘴，与供气管线通过螺纹连接。

8.如权利要求1所述的核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置，其特征在于，所述夹具单元包括夹板和驱动机构，驱动机构带动夹板运动对待测试材料进行夹持，可夹持的待测试材料包括屏蔽材料、金属转接箱、金属软管、电缆和保温材料。

9.如权利要求1所述的核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置，其特征在于，夹具单元距离喷嘴的距离L与供气管线的直径D的比值L/D的范围为4～13。

10.一种如权利要求1-9任一项所述的核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置的实验方法，其特征在于，包括：

向承压容器内注入额定质量的实验气体，对承压容器内的实验气体进行加热，通过测量单元实时监控承压容器内的气体温度以及压力参数，直至达到实验要求；

打开电动调节阀使实验气体进入供气管线；

调整喷嘴的喷射角度以及夹具单元与喷嘴之间的距离至实验要求值并固定夹具单元，夹具单元上夹持待测材料；

开启供气管线上的气动调节阀，供气管线内的实验气体通过喷嘴对夹具单元上的待测材料喷射高速气流；

利用可视化记录单元对待测材料在喷嘴的高速气流冲击下产生材料碎片的过程进行记录；

通过碎片收集单元收集高速气流冲击下产生的材料碎片。