一种重水反应堆端屏蔽CHF测量试验装置及试验方法

技术领域

本发明属于核工业研究技术领域，具体涉及一种重水反应堆端屏蔽CHF测量试验装置及试验方法。

背景技术

重水反应堆采用重水作为慢化剂，利用天然铀作为核燃料，无需浓缩铀，因此持续运行过程中燃料成本较低。在重水反应堆严重事故中，热传输系统丧失冷却剂叠加慢化剂冷却系统失效可能导致堆芯升温、慢化剂沸腾以及燃料通道的裸露。如果冷却不能及时恢复，堆芯衰变热的积累将导致堆芯熔毁坍塌，并在排管容器底部形成熔融池，并在仍然得不到冷却的情况下熔穿排管容器进入安全壳，对安全壳的完整性造成严重的威胁。为了应对此类事故，堆芯熔融物堆内滞留(IVR)策略是目前核电站严重事故管理的重要措施之一，对于重水反应堆，将堆芯熔融物滞留在排管容器内可以抑制事故发展并避免堆芯熔融物-混凝土相互作用(MCCI)等堆外严重事故现象的发生。重水反应堆IVR成功的必要条件之一是熔池衰变热能够通过排管容器的边界有效移出，即排管容器壁面的热流密度不能超过其临界热流密度值(CHF)。重水堆排管容器边界主要由筒状排管容器壳体和两侧的排管容器管板构成，管板外侧为填充不锈钢球的端屏蔽构件。由于目前核工业界对排管容器筒状壳体类几何结构的CHF已有广泛研究，而对类似于垂直排管容器管板和多孔介质结构间换热CHF的研究较少。因此，提供一种重水反应堆端屏蔽CHF的测量试验装置，对于促进重水反应堆安全性研究有较高的实用价值。

发明内容

本发明的目的在于提供一种重水反应堆端屏蔽CHF测量试验装置，能够准确模拟并测定重水反应堆事故中的热效应。本发明还提供一种重水反应堆端屏蔽CHF测量试验方法。

根据本发明一个方面的实施例，提供一种重水反应堆端屏蔽CHF测量试验装置，包括试验箱体、加热装置和蒸汽收集装置，其中：所述试验箱体包括主水箱和内水箱，所述内水箱设置在所述主水箱内，所述内水箱顶部开口并在内部填充有重水堆屏蔽钢球，所述屏蔽钢球完全浸没在水中；所述主水箱中加注有冷却水，所述冷却水水位可调节；所述试验箱体用于模拟重水反应堆垂直排管容器管板与端屏蔽之间的换热界面；所述加热装置包括电加热器和温度传感器，所述加热装置嵌置于所述内水箱一侧的壁体内，用于模拟堆芯熔融物的放热，所述温度传感器用于测量所述加热装置的温度；所述蒸汽收集装置包括汽水分离器、蒸汽冷凝器和计量装置，用于收集并计量所述试验箱体中汽化的水量。

通过该装置，能够对重水反应堆端屏蔽多孔介质与排管容器管板之间的传热状态进行准确模拟，进而对排管容器侧壁面的临界热流密度进行较为准确的计算，为重水反应堆的结构设计和安全设计提供指导。

进一步地，在部分实施例中，所述内水箱中还设置有浸没加热器，用于调整所述试验箱体内水的温度状态。

进一步地，在部分实施例中，所述试验箱体中的水中添加氢氧化锂以使PH值控制在10.0-10.5。实际工况下，重水堆端屏蔽多孔介质所处的液体环境通过氢氧化锂控制在相同的PH值。

进一步地，在部分实施例中，所述内水箱嵌置有所述加热装置的壁体抵接于所述主水箱一侧的壁体并成一体式结构。

进一步地，在部分实施例中，所述主水箱还设置有注水管，所述注水管用于调整所述主水箱内的水位。

进一步地，在部分实施例中，所述主水箱还设置有惰性气体注入系统，用于排出所述主水箱内的氧气。通过惰性气体排出装置中的氧气，以避免试验过程中重水堆屏蔽钢球氧化生锈。

进一步地，在部分实施例中，所述电加热器包括铜导热板和多个设置在所述铜导热板内的筒式电加热器，除与所述内水箱的换热界面外所述铜导热板表面配置为绝热层。

进一步地，在部分实施例中，多个所述筒式电加热器独立控制。电加热器独立控制能够实现导热板不同区域的独立加热。进一步地，在部分实施例中，所述主水箱与内水箱上设置有透明观察窗。观察窗容许对试验装置内水的沸腾状况进行直接观测，以便实时捕获高分辨影像。

根据本发明另一个方面的实施例，提供一种重水反应堆端屏蔽CHF测量试验方法，采用前述任一实施例中的重水反应堆端屏蔽CHF测量试验装置，并包括以下步骤：利用所述加热装置对所述内水箱中的水进行加热，至所述内水箱中的水开始沸腾；以阶梯式提高所述加热装置的加热功率，测量并记录所述加热装置的温度，直至所述加热装置出现温度瞬变，发生传热恶化；利用所述蒸汽收集装置收集并测定试验过程中发生汽化的水量；计算得到CHF参考值。

进一步地，在部分实施例中，该方法在试验开始前在所述主水箱内充入惰性气体，以将所述主水箱中的氧气排出；对所述主水箱和内水箱中的水进行加热，使其中的水达到饱和状态。

附图说明

图1为一实施例中重水反应堆端屏蔽CHF测量试验装置结构示意图；

图2a为一实施例中导热板内厚度方向电加热器分布示意图；

图2b为一实施例中导热板中热电偶分布位置示意图。

附图标记的含义：1—高功率直流电源；2—筒式电加热器；3—测温热电偶；4—数据收集及存储系统；5—导热板；6—支撑结构；7—主试验箱体；8—内水箱；9—重水堆端屏蔽钢球；10—冷却水收集及测重装置；11—疏水管线；12—蒸汽冷凝器；13—蒸汽管线；14—汽水管线；15—汽水分离装置；16—低功率直流电源；17—阀门；18—补水系统；19—惰性气体注入系统；20—阀门；21—浸入式加热器。

上述附图的目的在于对本发明作出详细说明以便本领域技术人员能够理解本发明的技术构思，而非旨在限制本发明。为了表达简洁，上述附图仅示意性地画出了与本发明技术特征有关的结构，并未严格按照实际比例画出完整结构和全部细节。

具体实施方式

下面通过具体实施例结合附图对本发明作出进一步的详细说明。

本文中提及“实施例”意味着，结合实施例描述的特定特征、结构或特性可以包含在本文的至少一个实施例中。在说明书的各个位置出现的该短语并不一定指代同一实施例，也并非限定为互斥的独立或备选的实施例。本领域技术人员应当能够理解，在不发生结构冲突的前提下本文中的实施例可以与其他实施例相结合。

本文的描述中，除非另有明确的规定和限定，技术术语“安装”、“相连”、“连接”等应做广义理解，可以是活动连接，也可以是固定连接或成一体。对本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本申请实施例中的具体含义。

本文的描述中，“上”、“下”、“左”、“右”、“横向”、“纵向”、“高度”、“长度”、“宽度”等指示方位或位置关系的术语目的在于准确描述实施例和简化描述，而非限定所涉及的零件或结构必须具有特定的方位、以特定方位安装或操作，不能理解为对本文中实施例的限制。

本文的描述中，“第一”、“第二”等术语仅用于区别不同对象，而不能理解为指示相对重要性或限定所描述技术特征的数量、特定顺序或主次关系。本文的描述中，“多个”的含义是至少两个。

在重水反应堆严重事故中，热传输系统丧失冷却剂叠加慢化剂冷却系统失效可能导致堆芯升温、慢化剂沸腾以及燃料通道的裸露。在一段时间后，堆芯衰变热将使得丧失冷却的燃料通道进一步升温，堆芯坍塌后将导致熔融物迁移到排管容器的底部并形成熔融池。堆芯迁移到排管容器底部形成熔融池后，如果得不到有效冷却，排管容器将可能会失效，从而导致熔融物进入到安全壳，这种类型事故工况将会对安全壳完整性形成严重挑战(例如不凝气体以及可燃气体的产生导致安全壳升压、熔融物熔穿安全壳底部结构等)。

参考众多堆型将堆芯熔融物堆内滞留(IVR)策略作为重要的核电厂严重事故管理措施，同样对于重水反应堆，将堆芯熔融物滞留在排管容器内可进一步抑制事故进程并避免具有高度不确定性的MCCI等堆外严重事故现象发生，从而显著降低最后一道安全屏障失效的风险，防止大量放射性物质释放到环境，这对于提升核电厂的安全性具有重要意义。

重水反应堆IVR成功的一个重要条件是熔池衰变热能通过排管容器不锈钢边界有效移出，具体表现为通过排管容器壁面的热流密度不能超过其临界热流密度值(CHF)。重水堆排管容器边界主要由筒状排管容器壳体和两侧的排管容器管板构成，管板外侧为填充屏蔽钢球的端屏蔽构件。目前核工业界对类似于垂直排管容器管板和多孔介质结构间换热CHF的研究较少。

为了准确模拟垂直排管容器管板和端屏蔽多孔介质结构之间换热的CHF的数值，本发明的实施例提供如图1所示的重水反应堆端屏蔽CHF测量试验装置，该装置包括试验箱体、加热装置和蒸汽收集装置。

其中，试验箱体包括主水箱7和内水箱8，内水箱8设置在主水箱7的内部，主水箱7通过支撑结构6固定设置于地面。内水箱8顶部开口，内部填充有重水堆屏蔽钢球9并注满去离子水，使重水堆屏蔽钢球9完全浸没在水中；主水箱7内注水，水位可通过补水系统18的注水管线进行调节。为更好地模拟重水堆的端屏蔽的工作状态，重水堆屏蔽钢球9尺寸选用重水堆屏蔽钢球直径的中间值11.1mm，并采用碳钢制造；内水箱8内的水中添加氢氧化锂并调节pH值在10.-0-10.5。在优选实施例中，内水箱8中设置有10kW低功率直流电源16供电的浸没加热器21，用于在试验开始时调节试验装置内的温度状态，使箱体内水达到饱和状态。在优选实施例中，主水箱7、内水箱8设置有透明的观察窗，使得试验人员或试验摄像头能够直接观测箱内水的沸腾状态。

加热装置包括电加热器和温度传感器，其中电加热器包括0.6m高的铜制导热板5，如图2a所示，导热板5内部布置有48个筒式电加热器2，高功率直流电源1为各筒式电加热器2供电，电加热器用于模拟发生事故时重水堆堆芯熔融物放热；温度传感器配置为47个嵌入式K型测温热电偶3，其排布如图2b所示，在导热板5的中部区域排布有5×5个热电偶3用于建立温度梯度，两侧外围布置有22个热电偶3用于识别其布置位置附近可能出现的温度瞬变，各热电偶3均由导热板5的背面嵌入安装，并与数据收集及存储系统4信号相连。在优选实施例中，主水箱7与内水箱8的一侧的壁体相互抵接，导热板5嵌置于该侧壁体内并与内水箱8总的水接触形成换热面，除与内水箱8中的水接触的换热面外，导热板5周围表面设置为绝热层，以减少试验过程中的热量损失。

蒸汽收集装置包括汽水管线14、汽水分离装置15、蒸汽管线13、蒸汽冷凝器12、输水管线11和冷凝水计量装置10，用于收集并计量试验过程中沸腾的水蒸气，通过收集到的冷凝水量来评估内水箱8与导热板5之间的热输入量。

在优选实施例中，主水箱7的顶部设置有惰性气体注入系统19，用于在试验开始前向主水箱7中注入惰性气体，例如氮气、氩气或氦气，以将箱体中的氧气排出，避免试验过程中重水堆端屏蔽钢球9氧化生锈。主水箱7的顶部还可以设置有阀门17，阀门17与补水系统18相连接，在试验过程中如果主水箱7中的水位过低，可以通过补水系统18进行注水。

在一个优选实施例中，利用如图1所示的重水反应堆CHF测量装置进行重水反应堆CHF测量试验的方法如下：

启动低功率直流电源16，开启内水箱8中的浸没加热器21，加热内水箱8中的水至饱和状态。

启动高功率直流电源1，开启筒式电加热器2对导热板5进行加热，记录导热板5温度变化情况，并观察导热板表面的沸腾情况，将观测到持续核态沸腾的功率水平以及出现传热恶化、温度瞬变的功率水平作为确定CHF值的参考点。其中，沸腾状态可以经主水箱7及内水箱8的透明观察窗由人工或视觉识别装置如工业摄像头进行检测。阶梯式地提高高功率直流电源1的输入功率，记录并得到不同功率水平下的试验工况数据。导热板5发生温度瞬变，意味着该时刻的热输入量超出了内水箱8所模拟的端屏蔽结构通过冷却水沸腾所能够达到的冷却极限，端屏蔽即将发生不受控的升温，并有熔毁的风险。

试验过程中，数据收集及存储系统4实时采集并记录各测温热电偶3的温度数据，蒸汽收集系统则对沸腾产生的水蒸气进行计量，结合高功率直流电源1的输入功率，能够对导热板5发生温度瞬变时不同位置的热流密度进行较为准确的计算，从而准确地得到所模拟的端屏蔽发生损毁的临界热流密度，进而为重水反应堆结构设计及安全措施的布置提供技术指导。

在优选实施例中，在开始试验前，可以通过惰性气体注入系统19向主水箱7中充入惰性气体如氮气、氩气或氦气等，以将装置中的氧气排出，避免重水堆端屏蔽钢球9在试验过程中氧化生锈。试验过程中，还应实施对主水箱7内的水位进行监测，当水位过低时打开阀门17通过补水系统18向主水箱7中注水，水温与pH值保持稳定，以保证试验条件的恒定。

上述实施例的目的在于结合附图对本发明作出进一步的详细说明，以便本领域技术人员能够理解本发明的技术构思。在本发明所公开的范围内，对实施例所涉及的零件结构或方法步骤进行优化或等效替换，以及在不发生结构与原理冲突的前提下对不同实施例中的实施方式进行结合，均落入本发明的保护范围。