[发明专利]反应堆专设安全系统热工水力综合性能模拟器

说明书

本发明公开了反应堆专设安全系统热工水力综合性能模拟器，包括用于冷却剂的模拟实验的冷却剂实验系统、蒸汽冷凝系统、非能动安注及余热排出实验系统、再循环实验系统、卸压实验系统、失水事故实验系统、供电系统、以及热工参数采集控制系统。本发明实现了从高功率正常运行状态、全压破口喷放、高压注入、系统卸压、中压安注、低压注入至建立低压下的长期自然循环共七个阶段全过程的连续实验研究，实现了从高功率正常运行状态进入全厂断电阶段建立非能动余热排出系统直至事故后72小时的连续实验研究，具有设计参数高、参数范围广，全面涵盖了目前新型反应堆的非能动专设安全系统，装置的调节性和控制性好，模拟事故序列的可调性、可控性优良。

技术领域

本发明涉及新型反应堆在失水事故状态和全厂断电事故状态下的非能动稳态特征、瞬时特性等现象的新型反应堆专设安全系统热工水力综合性能实验领域，具体涉及反应堆专设安全系统热工水力综合性能模拟器。

背景技术

随着反应堆研发技术的不断进步，对其安全性的要求越来越高，新型反应堆在专设安全系统设计中引入非能动技术，对于发生失水事故或全厂断电事故时，非能动专设安全系统能够立即响应，避免了人为干预，提高了反应堆的固有安全性。这种非能动技术用于反应堆安全系统设计中，是通过发生事故后，堆芯和安全系统注入设备间的高度差以及安全系统中流体的密度差形成的自然力，来驱动流体进入反应堆实现对堆芯的冷却，从而有效缓解事故进程。对于失水事故而言，这种非能动安全系统对堆芯的冷却能力和自然驱动能力均与破口位置、破口尺寸、系统触发时间和运行方式等密切相关，特别是失水事故下的破口临界流量、系统降压速率会耦合影响非能动安全系统的注入冷却效果，从而可能会出现堆芯坍塌甚至包壳温度持续上升的情况，不利于对事故进展的可控性。目前，对于失水事故后非能动专设安全系统的运行特性及其对堆芯的冷却效果尚未进行过深入的实验研究。为了深入了解制约非能动专设安全系统热工水力性能的因素，提高其在失水事故下的冷却效果，迫切需要了解非能动专设安全系统热工水力综合性能、运行特性和规律，建立失水事故条件下非能动专设安全系统热工水力综合性能实验装置和方法，以此模拟失水事故中的三代反应堆在非能动安全系统运行工况下的冷却效果，从而掌握和了解不同失水事故条件下非能动专设安全系统的运行特点和规律，以此为依据采取相应的运行操作方式和安全应对措施，尽可能地提高对堆芯的冷却能力，保证事故初期堆芯的安全性和完整性。

失水事故涉及复杂的热工水力过程，包括破口临界喷放、高压注入系统蒸汽-水两相循环和水-水单相循环、反应堆卸压、堆芯汽液两相流动、再循环建立等流动状态，是破口系统、卸压系统、安注系统、再循环系统和冷却剂系统等分阶段共同作用的结果，各系统、设备和事故进程存在相互影响和耦合，特别是小破口发生初期，堆芯上部闪蒸而后进入汽液两相流动状态时，堆芯出现液位坍塌可能造成包壳温度持续上升，是判断堆芯安全的关键实验过程，从饱和压力起始点开始实验往往会跳过这一阶段不能保守反映出失水事故下堆芯的安全性。因此，相对于新型反应堆的非能动专设安全系统实验研究，目前已有的实验装置和实验手段较为简易，不具备开展失水事故条件下从破口喷放到建立稳定再循环全过程的系统热工水力综合特性研究的能力。部分研究人员采用采用数值计算的方法对失水事故过程进行模拟计算和分析，模拟分析的过程中进行了大量的假设和简化，其模拟分析计算的可靠性还有待于在失水事故条件下非能动专设安全系统热工水力综合性能实验装置上进行验证。

发明内容

本发明的目的在于提供反应堆专设安全系统热工水力综合性能模拟器，解决现有技术中的实验设备功能单一，通过简化计算得到的数据不准确的问题。

本发明通过下述技术方案实现：