[发明专利]反应堆堆芯熔融物与混凝土反应试验系统及方法

说明书

反应堆堆芯熔融物与混凝土反应试验系统及方法，该系统包括内置混凝土试验件的实验部件，提供熔炼炉电源的中频电源柜，提供高温熔融物的熔炼炉，与熔炼炉连接的远程操控倾倒装置、熔融物石墨导流槽和冷却水回路；试验系统还包括配套的配电设备、仪控设备和数据测量采集设备；冷却水回路中，离心水泵驱动冷却水箱中的水依次流经中频电源柜和熔炼炉的冷却通道防止中频电源柜和熔炼炉中的感应线圈过温烧毁，被加热的冷却水经板式换热器和冷却塔恢复到初始水温后再返回冷却水箱；本发明还提供了试验方法；本发明通过开展核反应堆堆芯熔融物与混凝土的反应试验，获得反应堆严重事故条件下的熔融物与混凝土反应的烧蚀特性数据，可用于反应堆的安全设计。

技术领域

本发明涉及核反应堆严重事故条件下的堆芯熔融物与基座混凝土的反应特性研究技术领域，具体涉及核反应堆堆芯熔融物与混凝土反应的模拟试验系统及方法。

背景技术

在核反应堆发生严重事故，得不到足够冷却时，堆芯熔化形成熔融池，可能会将压力容器烧穿。熔融物烧穿压力容器后在重力的作用下掉落在混凝土基座上，发生熔融物与混凝土反应，即MCCI(Molten Corium Concrete Interaction)。MCCI反应会产生大量不凝结气体，使得安全壳超压，或者不断烧蚀混凝土基座，当基座被烧穿后会引起放射性物质的泄露。同时，混凝土墙壁的烧蚀会破坏压力容器的支撑结构，严重威胁到安全壳的完整性，也会引起放射性物质的大量外泄。

MCCI反应过程十分复杂，如高温下混凝土的分解，多组分熔融物熔化凝固时复杂的物理化学现象，该熔融物还由于熔融混凝土的混入而不断改变组分，金属的氧化，熔融物的局部凝固以及熔融物或界面处硬壳行为等。这些特点直接影响着堆芯熔融物与混凝土的反应强度与结果，且在很大程度上决定了混凝土基座是否会被堆芯熔融物烧穿造成放射性物质外泄。因此，通过开展堆芯熔融物与混凝土反应模拟试验研究，可以确定熔融物与混凝土反应的烧蚀特性，对反应堆混凝土基座的设计安全性分析具有重要意义。

针对熔融物与混凝土的反应实验，混凝土的烧蚀深度和烧蚀形状是重点关注的物理参数，而实验的关键是熔融物和混凝土材料以及实验维度的选择，它们决定能否准确模拟核反应堆中真实的熔融物与混凝土的反应现象以及过程。

例如，文献(Thompson D H,Farmer M T,Fink J K,et al.Compilation,analysisand interaction of ACE Phase C and MACE experimental data[J].Argonne NationalLaboratory,Chicago,IL,Report ACEX TR-C-14,1997.)和(Tuomo Sevón,ChristopheJourneau,Lionel Ferry.VULCANO VB-U7 experiment on interaction between oxidiccorium and hematite-containing concrete[J].Annals of Nuclear Energy,2014,59:224-229.)公开的堆芯熔融物与混凝土反应装置，试验采用二氧化铀、二氧化锆等原型氧化物模拟堆芯熔融物，但由于直接采用这种原型材料开展熔融物与混凝土的反应试验成本很高，同时氧化物的熔化温度较高，试验设计也要复杂得多。

又例如，文献(Shin K Y,Kim S B,Kim J H,et al.Thermo-physical propertiesand transient heat transfer of concrete at elevated temperatures[J].NuclearEngineering and Design,2002,212(1):233-241.)公开的堆芯熔融物与混凝土反应装置，采用铝-铝热剂来模拟堆芯熔融物，该装置可以模拟较高温度的熔融物，但缺点是该装置只是一维的，只能得到烧蚀深度，不易获得烧蚀截面的形状。

发明内容