CN213042674U - 一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却二维试验段 - Google Patents

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张泽皓
陆道纲
王汉
刘少华
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Abstract

本实用新型公开了一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却二维试验段，试验段设置在试验台架上，试验台架包括：水箱、换热器、涡流流量计、过渡段、加热系统、上升管、下降管段、出口阀、进口阀、数据采集及信号控制系统和电源控制系统；试验段包括：半U型流道和加热铜块。加热铜块设有功率可调整的加热棒，正背面均有热电偶孔，通过插入K型铠装热电偶进行测温和分析加热铜块CHF分布和各个方向上的热流密度。半U型流道的正反两面分别设有四个观察窗，下表面设有三个圆形打光孔。本实用新型采用缩比方法对原型尺寸进行缩比，并采用了二维切片模型，在缩短了工期和减少成本的情况下，又能保证试验的准确性。

Description

一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却二维试验段
技术领域
本实用新型属于核电发电试验技术领域，特别是涉及一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却二维试验段。
背景技术
在核电发展历程中，核安全一直是人们所关心的重点问题。目前世界范围内已经有400多个在役核电站，绝大部分按照二代核电技术建造。虽然核电厂已经采取了一系列的措施来避免严重事故的发生，但是极端条件下仍可能发生超设计基准的严重事故，如三里岛事故，切尔诺贝利事故和福岛事故。一旦严重事故发生，很有可能造成蒸汽爆炸，放射性物质大量释放等严重后果。现有研究表明，核电厂一旦发生堆芯熔融的严重事故，使熔融物得到冷却保证压力容器和安全壳的完整性，就能大量减少放射性物质的释放，减轻事故影响。自此之后，国际上逐渐形成了熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)的压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)严重事故缓解策略。即冷却水流过压力容器外壁与保温层之间形成的流道，将通过压力容器下封头壁面导出的熔融物的热量带出，从而防止压力容器下封头表面发生沸腾临界，保证下封头的完整性。目前，IVR-ERVC已经成为以AP1000系列为代表的第三代先进核电技术中一项核心的严重事故缓解措施。同样，在其他先进核反应堆型中，EVR-ERVC同样具有广阔的应用前景。
Kymalaiinen等针对Loviisa电厂进行了研究，并首次系统提出了IVR-ERVC 严重事故缓解措施及外部冷却有效性的评价方法。试验采用的是一维全高度回路，对流道内流体的流动状况和CHF进行了研究。得出结论，ERVC能够保证 IVR的实现。
最具代表性的试验为美国加利福尼亚州大学开展的ULPU系列试验。旨在测量下封头表面的临界热流密度，优化保温层结构。试验采用的是全尺寸试验回路和切片结构的试验段。ULPU试验项目共包括五个阶段的试验，其中Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ试验针对的是AP600堆型，Ⅳ、Ⅴ针对的是AP1000堆型，对保温层的结构和进出口结构等参数进行了研究试验。ULPU试验还明确给糊了压力容器外部冷却CHF的分布，如图1所示。图2则为ULPU系列试验典型的试验装置。
另外，韩国也针对其先进堆型APR1400展开了SBLB试验，采用的是缩比方法，但其是对三维台架的缩比。
美国Sandia实验室开展了CYBL试验采用1：1比例的压力容器对外部冷却过程沸腾传热和流动过程进行了试验研究。
可见，国外的研究大部分都是采用1:1比例的模型来模拟下封头，即使是取切片模型也是全尺寸模拟的。这样耗费的时间较多，工程量比较大。
国内方面，上海交通大学也开展了1:1的REPEC试验，针对的是CPR1000 先进大功率堆型，采用的是二维切片结构，全尺寸模拟压力容器的二维切片结构，其试验台架如图3所示。另外，还有一些利用软件计算和利用倾斜的加热壁面模仿加热壁面进行试验的项目。
综上所述，现有技术存在对于IVR-ERVC的相关研究，大部分都是针对下封头的全尺寸模型或二维切片进行分析，由于原型尺寸较为庞大，用原型切片进行试验，存在不仅建造时间长，花费金额较大，而且试验过程中也会出现很多的问题。由于试验段所模拟的是反应堆极端状况下的状况，缺少实际数据支持，所以对于二维切片模拟结果的可靠性无从确定。
因此希望有一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却二维试验段能够解决现有技术中试验工期长、成本高、准确性的问题。
实用新型内容
本试验段针对的是先进大功率压水堆AP1000的下封头，采用功率-体积比例分析方法和H2TS方法确定试验台架的关键参数，保证缩比模型与反应堆原型的重要无量纲准则数相似。参考经典的CHF曲线，通过改变加热功率等参数对下封头冷却水的两相沸腾传热特性进行试验研究，重点关注CHF分布规律，找到温度阶跃点。为先进大功率堆型IVR措施的有效性提供试验依据。主要解决的关键问题如下：CHF是决定IVR措施有效性的管件，对于下封头外壁面这种加热面朝下并且带有倾角的结构，CHF的分布具有明显的局部特征。并且入口流体的水温、空泡份额、循环流量和循环角度等都会影响其分布特性，综合以上因素，获得CHF的分布规律并建立可靠的预测模型是本实用新型拟解决的关键科学问题。
本实用新型公开了一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却二维试验段，其为了研究非均匀热流密度下下封头外壁面的CHF的分布规律，阐明循环高度、入口水温等对非能动自然循环特性的影响，本实用新型采用缩比方法对原型尺寸进行缩比，并采用了二维切片模型，在缩短了工期和减少成本的情况下，又能保证试验的准确性。
一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却二维试验段，所述试验段设置在试验台架上，所述试验台架包括：水箱、换热器、涡流流量计、过渡区、加热系统、上升管、下降管段、出口阀、进口阀、数据采集及信号控制系统和电源控制系统，试验段设置在所述加热系统上，所述试验段上端连接所述上升管段经过所处出口阀连接所述水箱，所述试验段下端连接所述过渡区通过涡流流量计连接所述水箱，所述水箱连接所述换热器，所述数据采集及信号控制系统采集出口阀处和过渡区处信号，所述电源控制系统控制所述数据采集及信号控制系统和加热系统；所述试验段包括：半U型流道和加热铜块。
优选地，所述加热铜块按照角度均分为9个，每个部分10°。
优选地，所述加热铜块上每一部分均有23根加热棒，按照8-7-8模式排列，每个加热棒功率均可调整。
优选地，所述加热铜块上每一部分正面分布着12个热电偶孔，背面有2个热电偶孔，通过插入K型铠装热电偶进行加热铜块的测温，并根据热电偶数据，分析加热铜块各个方向上的热流密度和CHF分布。
优选地，相邻两部分加热铜块之间为分隔开的，仅在靠近半U型流道的壁面保持连接状态，此面作为半U型流道的上封面，与半U型流道进行焊接并做成整体，以保证密封性。
优选地，所述半U型流道的正反两面分别设有四个观察窗，下表面设有三个圆形打光孔。
本实用新型的有益效果为：
1)本实用新型的试验段能够得到不同工况下的加热段的内壁温，流道的流体温度，试验段压差，和空泡份额等一系列随时间变化参数，同时可以改变常数参数的值来研究其对试试验结果的影响。
2)本实用新型在试验过程中重点研究CHF分布规律，自然循环特性和气液两相流的行为。本试验段的主要特点是针对特定堆型，通过一定的缩比手段对下封头进行缩比后取其二维切片进行试验，可以在节省时间和经费的条件下评估严重事故下的ERVC措施的可行性。
附图说明
图1是现有技术的ULPU试验测得的下封头CHF分布图；
图2是现有技术的ULPU试验装置示意图；
图3是现有技术的REPEC试验回路示意图；
图4是本实用新型的熔融物堆内滞留压力容器外部冷却二维试验段的连接关系示意图；
图5是本实用新型的熔融物堆内滞留压力容器外部冷却二维试验段的主视图；
图6是本实用新型的熔融物堆内滞留压力容器外部冷却二维试验段的左视图。
具体实施方式
为使本实用新型实施的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合本实用新型实施例中的附图，对本实用新型实施例中的技术方案进行更加详细的描述。在附图中，自始至终相同或类似的标号表示相同或类似的元件或具有相同或类似功能的元件。所描述的实施例是本实用新型一部分实施例，而不是全部的实施例。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的，旨在用于解释本实用新型，而不能理解为对本实用新型的限制。基于本实用新型中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本实用新型保护的范围。
如图4-6所示，采用功率-体积比例分析方法确定试验台架的尺寸，保证缩比模型与反应堆原型的重要无量纲准则数相似。对压力容器下封头，按1:2缩比，取下封头开角15°的二维切片进行分析。采用加热板内嵌的加热棒对下封头模型的外壁面进行加热。为模拟堆芯熔融物在下封头内的分层导致的热流密度分布不均，将加热面沿倾角方向划分为9个区域，每个区域加热棒的加热功率独立控制且连续可调。
试验段主要由半U型流道和加热铜块两大部分组成。其中，
加热铜块按照角度均分为9个，每个部分10°，每一部分上有23根加热棒，按照8-7-8模式排列，每个加热棒功率均可调整，通过调整加热棒功率对加热铜块功率进行调整。
整个试验段的两端通过法兰与不锈钢管道进行连接。加热铜块上每一部分正面分布着12个热电偶孔，背面有2个热电偶孔，通过插入K型铠装热电偶进行加热铜块的测温，并可根据热电偶数据，分析加热铜块各个方向上的热流密度和CHF分布。
相邻两部分加热铜块之间为分隔开的，仅在靠近半U型流道的壁面保持连接状态，此面作为半U型流道的上封面，与半U型流道进行焊接并做成整体，以保证密封性。
优选地，所述半U型流道为不锈钢材质。
半U型流道的正反两面分别设有四个观察窗，下表面设有三个圆形打光孔。
本实用新型在试验过程中形成一个自然循环回路，即：在充满水的状态下，半U型流道内的流体被加热，受热后沿上升管段进入到上部水箱，水箱中的低温水通过下降管段进入下水箱，再重新补充进入半U型流道，下降管段设有流量计，随时监控流量。进口阀门和出口阀门可以调节流量的大小。
本实用新型的具体试验步骤如下：
1)回路中充满水，确保回路密封性良好；
2)打开电源，调整加热段功率基本符合给出的CHF分布规律图，在此热流密度下得到一个自然循环下的最小流量；
3)将流量设置为第2)步中得到的最小流量，加热功率同第2)步相同，先将加热段功率保持在一个较低值；
4)开启NI数据采集系统，系统分别连接了加热板上的126个壁温热电偶 (测加热段壁温)以及流道内进水口和出水口的两个铠装热电偶(热量流道内冷却剂水温)，观察各测点的温度变化，同时记录压差传感器上的数值，观察试验段压差的变化情况；
5)增大加热段功率，观察数据变化。若观察到试验过程中壁温在某时刻突然增大，立即关闭电源，停止加热，防止烧毁加热段，此时出现壁温阶跃点时刻的热流密度即为此点的临界热流密度值；
6)根据情况分别改变冷却水入口水温，保持其他条件不变，得到不同入口水温情况下的CHF分布规律；
7)在功率与流量恒定的情况下改变自然循环高度，同改变入口水温的情况相似，记录不同循环高度下的水温、试验段压差等参数的变化，同时可以使用高速摄像机观察气液两相流的变化，并得到不同循环高度下下封头外壁面的 CHF分布规律；
8)试验完成后，及时关闭电源，待加热段温度冷却到某一较低温度时，将回路中的水排出。
最后需要指出的是：以上实施例仅用以说明本实用新型的技术方案，而非对其限制。尽管参照前述实施例对本实用新型进行了详细的说明，本领域的普通技术人员应当理解：其依然可以对前述各实施例所记载的技术方案进行修改，或者对其中部分技术特征进行等同替换；而这些修改或者替换，并不使相应技术方案的本质脱离本实用新型各实施例技术方案的精神和范围。

Claims (6)

1.一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却二维试验段，所述试验段设置在试验台架上，所述试验台架包括：水箱、换热器、涡流流量计、过渡区、加热系统、上升管、下降管段、出口阀、进口阀、数据采集及信号控制系统和电源控制系统，试验段设置在所述加热系统上，所述试验段上端连接所述上升管段经过所处出口阀连接所述水箱，所述试验段下端连接所述过渡区通过涡流流量计连接所述水箱，所述水箱连接所述换热器，所述数据采集及信号控制系统采集出口阀处和过渡区处信号，所述电源控制系统控制所述数据采集及信号控制系统和加热系统；
所述试验段其特征在于，包括：半U型流道和加热铜块。
2.根据权利要求1所述的二维试验段，其特征在于，所述加热铜块按照角度均分为9个部分，每个部分10°。
3.根据权利要求2所述的二维试验段，其特征在于，所述加热铜块上每一部分均有23根加热棒，按照8-7-8模式排列，每个加热棒功率均可调整。
4.根据权利要求3所述的二维试验段，其特征在于，所述加热铜块上每一部分正面分布着12个热电偶孔，背面有2个热电偶孔，通过插入K型铠装热电偶进行加热铜块的测温，并根据热电偶数据，分析加热铜块CHF分布和各个方向上的热流密度。
5.根据权利要求4所述的二维试验段，其特征在于，相邻两部分加热铜块之间为分隔开的，仅在靠近半U型流道的壁面保持连接状态，此面作为半U型流道的上封面，与半U型流道进行焊接并做成整体，以保证密封性。
6.根据权利要求1所述的二维试验段，其特征在于，所述半U型流道的正反两面分别设有四个观察窗，下表面设有三个圆形打光孔。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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CN114068052A (zh) * 2021-11-30 2022-02-18 中国核动力研究设计院 一种压水堆堆腔温度监测系统

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