[发明专利]用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体

说明书

本发明公开了用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体，包括反应堆压力容器实验模拟体本体和堆芯检测装置，反应堆压力容器实验模拟体本体包括压力容器模拟体以及位于压力容器模拟体内腔的吊兰模拟体，在吊兰模拟体中设置有堆芯组件模拟体，压力容器模拟体包括上封头、中间圆柱筒体和下封头，堆芯组件模拟体包括包壳管和电加热元件，包壳管的顶部为封闭端，其底部为开口端，且包壳管的底部向下延伸并穿出下封头，堆芯检测装置的数据采集端从包壳管的开放端插入包壳管中。本发明设计出用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体，使用于堆芯组件模拟体的检测装置不会因为采集路径而影响反应堆压力容器筒体和堆芯之间的密封性能。

技术领域

本发明涉及核动力领域，具体涉及用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体。

背景技术

失水事故指反应堆主回路压力边界发生破口或者破裂，一部分或者大部分冷却剂泄露的事故。失水事故是核反应堆安全中关键的研究内容，作为核电厂设计基准事故之一，该事故发生概率较大，并涉及到复杂的热工水力现象，比如破口临界流、堆芯液位坍塌时堆芯冷却效果降低；甚至可能出现堆芯裸露，堆芯处于非充分冷却过程，导致燃料包壳温度上升，影响堆芯热工安全。失水事故发生后，核反应堆的安全系统启动往堆芯进行注水，重新淹没堆芯，防止燃料包壳温度进一步上升到达熔点后破裂引起包壳内的核反应裂变气体释放甚至堆芯烧毁。

先进核反应堆的研发目标是通过设计及优化安全系统，降低堆芯的熔堆概率，不断提高反应堆的安全性能，实现核能的安全使用。因此，掌握开展失水事故条件下的核反应堆热工水力实验获得事故工况下的堆芯安全特性，验证先进核反应堆安全系统的设计方案对先进核反应堆系统的研发至关重要。

为了测量核反应堆发生失水事故时，反应堆压力容器内冷却剂的温度、压力和液位等参数的变化规律以及反应堆燃料元件的安全特性，现设计出了反应堆压力容器实验模拟体。反应堆压力容器实验模拟体包括模拟原型反应堆压力容器的压力容器模拟体以及位于压力容器模拟体内腔的吊兰模拟体，在吊兰模拟体中设置有堆芯组件模拟体，压力容器模拟体包括依次焊接的上封头、中间圆柱筒体和下封头，堆芯组件模拟体包括堆芯燃料元件模拟体和用于固定各个堆芯燃料元件模拟体的定位格架，堆芯燃料元件模拟体包括电加热元件和包壳管构成。电加热元件主要模拟核反应堆燃料元件的核裂变反应热量，通过控制电加热元件的加热功率模拟不同的核功率。电加热元件的外径与核反应堆燃料元件二氧化铀芯块外径尺寸一致，加热长度及位置也与原型相同。电加热元件布置在包壳管中，包壳管穿过吊篮模拟体。吊篮模拟体的主要功能有两个：一，固定和支撑堆芯；二，隔离及导流作用。从一回路进入反应堆压力容器模拟体的冷却剂沿吊篮模拟体外壁向下流动，翻转180°后从堆芯下部进行堆芯，实现了原型反应堆。在反应堆压力容器实验模拟体中设置堆芯检测装置和压力容器检测装置，以在相关部位设置相应的测压组件、测温组件以及液位测量组件等，对压力容器模拟体内部的温度、压力和液位等参数的变化规律以及反应堆燃料元件的安全特性参数等进行采集，以便于实验者精确掌控压力容器模拟体内部的相关参数信息。

现设计出的反应堆压力容器实验模拟体中，采用的测温、测压以及液位检测结构中，各个用于堆芯组件模拟体的检测装置的信号采集端均需要穿过反应堆压力容器筒体、吊篮模拟体以及堆芯燃料元件模拟体才能对堆芯内冷却剂的温度进行测量。为了防止反应堆压力容器筒体内的流体漏流道压力容器外或者串流进入堆芯，需要对反应堆压力容器筒体和吊篮模拟体上便于检测装置穿过的通孔部位进行高温高压密封。但是由于吊篮模拟体位于对反应堆压力容器筒体内部，从整体装配上来说，先将采集装置的采集部位依次穿过反应堆压力容器筒体、吊篮模拟体以及堆芯燃料元件模拟体后，再对相应部位进行密封，由于结构上的限制，导致对应部位的密封装置安装起来及其不变，且其密封成本高。

发明内容