[发明专利]一种超临界氟利昂换热实验系统及其实验方法

说明书

技术领域

本发明属于超临界核反应堆热工水力验证性实验研究技术领域，具体涉及一种超临界氟利昂换热实验系统及其实验方法。

背景技术

超临界水冷核反应堆是第四代国际核能论坛(GIF)巴黎研讨会确定的六种优先发展的第四代核能系统之一，它以超临界水为堆芯冷却剂，具有热效率高、设计结构简单等优点。作为堆芯冷却剂的超临界水的流动换热特性与超临界水冷堆的安全性密切相关，因此对超临界水的热工水力特性的研究十分重要。相关研究结果表明，超临界条件下氟利昂的流动换热特性与超临界水的流动换热特性具有极大相似性，且氟利昂的临界点参数为4.059MPa、101.06℃远低于水的临界参数22.064MPa、363.95℃，因此国内外的相关研究人员大多采用环保型氟利昂(R-134a)作为替代工质来研究流体的超临界换热特性。

超临界换热实验系统，主要研究的是工程领域超临界流体在管道内的流动换热特性，获取流体在超临界情况下与壁面的换热系数，分析超临界流体在流动过程中的换热强弱变化。因实验中工质氟利昂需要被加热加压到超临界状态，因此超临界氟利昂换热实验对实验回路的加热能力、承压能力、流量调节能力、压力调节能力等要求较高，这就需要实验系统具有较完备的系统配置和较高的承压能力以及稳定的调节能力。

例如，中国专利申请号CN103308551A公开了一种超临界二氧化碳表面传热系数的测量实验装置与方法。其实验装置包括超临界二氧化碳循环系统和注入水循环系统，水在测量管线段外管、测量管线段内管之间的环空内流动，超临界二氧化碳在测量管线段内管中进行热交换。但是，其实验装置针对的工质是二氧化碳不适用于氟利昂，另外该实验装置测量的是两流体之间的换热系数应用背景为石油工业，而核反应堆工程中测量的超临界流体换热系数一般是指超临界流体与核燃料包壳(壁面)间的换热系数，因而该实验装置不适用于核反应堆工程热工水力领域。

又如，中国专利申请号CN101413933A公开了一种超临界流体的流动、传热及吸热反应综合测量装置。包括一个碳氢燃料容器，微细通道和加热器及热电偶和热流密度传感器，碳氢燃料流经测试段内部的微细通道以物理热沉与化学热沉的方式带走大量热量达到对测试段进行有效冷却的目的；热裂解后的碳氢燃料至测试仪进行组份分析；利用热电偶和热流密度传感器来采集测试段的温度和热流量。但是，其装置针对的工质为可热裂解的碳氢燃料而不适用于氟利昂，另外该综合测量装置研究的是以航天工业为背景的微通道内的换热，而不适用于核反应堆工程领域中较普遍的管道内超临界流体换热。

再如，美国专利申请号US7216498B2公开了一种测量跨临界热交换器内流体压力的装置和方法。但是其针对的装置为热交换器并且只用来测量压力，不能进行超临界氟利昂的换热实验。

再如，加拿大专利申请号CA2481885C也公开了一种测量热交换器内超临界流体压力的方法和装置。但是其只能测量热交换器内超临界流体的压力，完全无法进行超临界流体的换热实验。

发明内容

本发明的目的是针对上述实验装置或系统不适用或不满足核工程领域内对超临界氟利昂换热的研究需求，提供了一种超临界氟利昂换热实验系统及其实验方法，本发明系统能够承受较高温度工况和压力工况并确保氟利昂能在超临界状态下稳态循环运行，同时又能做到简便快速的调节系统参数，在提高系统的热利用率的同时还能精确地获取大量的温度、压力、压降、流量、壁面热流密度等实验参数能够对超临界氟利昂的流动换热特性进行深入研究。

为了达到上述目的，本发明采用如下技术方案：

一种超临界氟利昂换热实验系统，包括通过管道与主回路相连的第一阀门401和第一阀门401上游管道连接的真空泵1，第一阀门401连通真空泵抽气口与主回路，组成系统的抽真空模块；冷媒罐2、安装在冷媒罐2顶部管道上的第二阀门402、通过管道连接到第二阀门402下游的冷媒回收加注机3以及其下游管道上的第三阀门403，第三阀门403通过管道与主回路相连进而将冷媒罐2和冷媒回收加注机3与主回路连通，组成系统的氟利昂加注模块；

在主循环回路上，屏蔽泵9上下游管道上各有一个三通，两个三通的垂直分支分别通过管道与第五阀门405两端相连构成一个旁通回路，该旁通回路协助调节泵的流量；

屏蔽泵9上游管道上的第一过滤器801、第一过滤器801上游管道上的第四阀门404、第四阀门404上游管道上的温度传感器701、温度传感器701上游管道上的第一压力传感器601，它们的作用分别是过滤泵入口流体、调节泵入口流量、监测泵入口流体的温度和压力，以上组成了系统的泵入口调节监视模块；