[实用新型]一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却试验台架

说明书

技术领域

本实用新型属于核电技术领域，尤其涉及一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却试验台架。

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。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，可能造成蒸汽爆炸、释放大量放射性物质等严重后果。调查表明，核电厂一旦发生事故，只要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。自此之后，国际上逐渐形成了熔融物堆内滞留的压力容器外部冷却严重事故缓解策略，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。然而目前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，即使取切片模型也是全尺寸模拟，这样耗费的时间较多，工程量比较大，并且在实验过程中也会出现很多问题。

实用新型内容

针对上述问题，本实用新型提出一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却试验台架，包括试验段、系统回路以及辅助系统；所述试验段的头部和尾部通过法兰与系统回路连接，系统回路与辅助系统相连；所述试验段包括加热系统、U型槽、加热板和密封绝缘垫片；加热系统固定于加热板上，加热板与U型槽构成流道系统，在加热板与U型槽接触处安装有绝缘垫片，用来密封加热板与U型槽之间的空隙；所述试验段为模拟先进大功率压水堆CAP1400压力容器下封头一部分，采用1:14缩比下封头结构，其中半径采用1:5缩比，并且二维切片各弧段的加热板厚度依次增大。

所述加热板的两端分别设置正电极与负电极，用来调节不同厚度的加热板的热流密度的大小，加热系统固定在加热板两端的两个电极上，在加热板朝内的表面焊接测温线，用来测量加热段的内壁温度，在试验段的入口、出口和流道中分别布置与加热板的不同厚度相对应的热电偶，热电偶通过U型槽外表面插入到流道中，用来测量流道水温，所述加热板的加热方式采用交流电直接加热，通过加热板的不同厚度来实现各弧段不同的热流密度。

所述系统回路包括上升管段、水箱、换热器和下降管段，所述水箱通过法兰与上升管段连接，水箱底部通过两条管道与换热器连接，水箱上面开有出气口，与外界空气接触，侧面开有进水口，与供水管路连接，在水箱进水口位置设置进口阀门，水箱出水口位置设置出口阀门，进口阀门和出口阀门用来调节流量的大小；与水箱底部相连接的所有管道均设有法兰段，通过添加或者减少这些通道法兰段处的管段可以改变水箱高度；在下降管段设有流量计，用来实时监控流量。

所述辅助系统包括电源、数据采集及信号控制系统和电源控制系统，电源、电源控制系统和数据采集及信号控制系统依次相连，数据采集及信号控制系统与电源控制系统通过系统回路分别与试验段相连，所述数据采集及信号控制系统采用NI的采集系统，数据采集及信号控制系统的采集线分别连接到加热系统上布置的热电偶上。

本实用新型的有益效果在于：

(1)本试验台架够得到不同工况下的加热段的内壁温、流道的流体温度、试验段压差以及空泡份额等一系列随时间变化的参数，同时可以改变常数参数值来研究其对实验结果的影响。对核电厂严重事故的机理研究具有重要意义。

(2)本试验台架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。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，可通过加热板不同的厚度来实现各弧段不同的热流密度。本试验台架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。为IVR-ERVC系统的设计和有效性验证奠定实验基础。

附图说明

附图1为试验台架结构示意图。

附图2为试验段的主视图。

附图3为试验段的右视图。

附图4为试验段的截面图。

具体实施方式