[发明专利]一种模拟核反应堆上腔室液滴夹带的压力容器及方法

说明书

技术领域

本发明属于实验装置技术领域，具体涉及一种模拟核反应堆上腔室液滴夹带的压力容器及方法。

背景技术

反应堆发生小破口事故后，随着各级自动降压系统的相继打开，系统压力不断降低，堆内冷却剂存量也会由于破口泄漏和水夹带作用等不断减少。当压力容器内的液位降低到低于出口热管段时，压力容器内的衰变热产生的大量蒸汽会继续将冷却剂从出口热管段夹带出去，使反应堆压力容器内液位进一步降低，并可能最终导致堆芯裸露和熔化的严重事故。这种夹带发生在反应堆压力容器的上腔室，由于容器侧部出口热管段的存在使之不同于一般的池式夹带。同时，在上腔室内有大量的控制棒导向管和支撑柱，这些棒束的存在减小了上腔室流通截面积并会改变夹带液滴的运动轨迹。飞行的液滴会碰撞并贴附到棒束上，即棒束的夹带沉积作用，会使流入出口热管段的液滴有所减少。

国内外已经对池式夹带进行了广泛而深入的理论和实验研究，但针对反应堆背景的上腔室夹带研究较少。核安全分析系统软件RELAP5和TRACE中有若干支管夹带模型，但都没有涉及池式夹带模型。美国俄勒冈州立大学用RELAP5软件对小破口事故下压力容器冷却剂瞬态液位进行了模拟，结果显示在冷却剂液位低于出口热管段后压力容器内液位不再继续降低，但事实上仍会有部分液滴从热管段被蒸汽夹带出去，使压力容器内冷却剂液位呈现缓慢减小趋势。RELAP5软件忽略了上腔室夹带作用，高估了压力容器内的冷却剂存量，与反应堆安全分析中的保守估计原则相违背。为了揭示上腔室水夹带机理，合理估算反应堆发生破口事故后压力容器内冷却剂存量，开展反应堆上腔室夹带现象实验研究是十分必要的。

国内外做过一些类似的夹带实验，但绝大多数实验都属于常规的池式夹带范畴，没有涉及反应堆工程背景，如Chang Hyun Kim等人在公开发表的一篇文献(Chang Hyun Kim,Hee Cheon No.Liquid entrainment and off-take through the break at the top of a vessel.Nuclear Engineering and Design,235,p.1675–1685,2005)中介绍的池式夹带实验装置，装置主体为内径0.3m、高2.0m的圆柱容器，容器上方焊接有直径为0.05m的出口管，该实验在常压下进行，采用空气-水介质进行了一系列水夹带实验。此外，国外还针对反应堆上腔室夹带做过一些相关实验，但这些实验的参数范围较窄，不能覆盖模化后的反应堆工况的参数范围，或是没有实现夹带等物性模拟。如俄勒冈州立大学在ATLATS实验台架上进行的上腔室夹带实验(K.B.Welter,Q.Wu,Y.You et al.Experimental investigation and theoretical modeling of liquid entrainment in a horizontal tee with a vertical-up branch.International Journal of Multiphase Flow,30(2004),p.1451–1484)，该实验以空气-水做为工作介质，但反应堆中的介质为水蒸气-水，所以用空气代替水蒸气不可避免会因为物性、质量能量传递差异等原因引入较大的模拟误差。另外，ATLATS实验压力稍高于常压，不能覆盖反应堆小破口事故后上腔室夹带发生时对应的压力范围。

发明内容

本发明的目的在于提供一种模拟核反应堆上腔室液滴夹带的压力容器及方法，以克服上述现有实验装置的缺点。

为了实现上述目的，本发明采用了如下技术方案：

一种模拟核反应堆上腔室液滴夹带的压力容器，包括上封头、中间筒体和下封头，上封头通过第一法兰与中间筒体相连，下封头通过第二法兰与中间筒体相连；中间筒体的上部内侧设置有上腔室；上腔室为上支承板与堆芯上板之间的空间，堆芯上板上均匀设置有若干个流通孔；上腔室的侧壁设置有热管段，与热管段相对的上腔室侧壁设置有可视化窗口；中间筒体的下部内侧设置有若干组加热棒；下封头的内侧设置有下腔室；下腔室为下支承板与流量分配板之间的空间，流量分配板上均匀设置有若干个流量分配孔和多孔管接管孔；下腔室的侧壁设置有进水口；若干个多孔管穿过流量分配板的多孔管接管孔并与下支承板相连；每个多孔管上均匀设置有多个孔，且孔位于流量分配板上部；下封头的底部设置有进气口，进气孔与多孔管相连通。

本发明进一步的改进在于：中间筒体上对称设置有若干组吊耳，上封头顶部设置有安全阀。