[实用新型]一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却二维试验段

说明书

本实用新型公开了一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却二维试验段，试验段设置在试验台架上，试验台架包括：水箱、换热器、涡流流量计、过渡段、加热系统、上升管、下降管段、出口阀、进口阀、数据采集及信号控制系统和电源控制系统；试验段包括：半U型流道和加热铜块。加热铜块设有功率可调整的加热棒，正背面均有热电偶孔，通过插入K型铠装热电偶进行测温和分析加热铜块CHF分布和各个方向上的热流密度。半U型流道的正反两面分别设有四个观察窗，下表面设有三个圆形打光孔。本实用新型采用缩比方法对原型尺寸进行缩比，并采用了二维切片模型，在缩短了工期和减少成本的情况下，又能保证试验的准确性。

技术领域

本实用新型属于核电发电试验技术领域，特别是涉及一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却二维试验段。

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。目前世界范围内已经有400多个在役核电站，绝大部分按照二代核电技术建造。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，很有可能造成蒸汽爆炸，放射性物质大量释放等严重后果。现有研究表明，核电厂一旦发生堆芯熔融的严重事故，使熔融物得到冷却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，减轻事故影响。自此之后，国际上逐渐形成了熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)的压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)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。

Kymalaiinen等针对Loviisa电厂进行了研究，并首次系统提出了IVR-ERVC 严重事故缓解措施及外部冷却有效性的评价方法。试验采用的是一维全高度回路，对流道内流体的流动状况和CHF进行了研究。得出结论，ERVC能够保证 IVR的实现。

最具代表性的试验为美国加利福尼亚州大学开展的ULPU系列试验。旨在测量下封头表面的临界热流密度，优化保温层结构。试验采用的是全尺寸试验回路和切片结构的试验段。ULPU试验项目共包括五个阶段的试验，其中Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ试验针对的是AP600堆型，Ⅳ、Ⅴ针对的是AP1000堆型，对保温层的结构和进出口结构等参数进行了研究试验。ULPU试验还明确给糊了压力容器外部冷却CHF的分布，如图1所示。图2则为ULPU系列试验典型的试验装置。

另外，韩国也针对其先进堆型APR1400展开了SBLB试验，采用的是缩比方法，但其是对三维台架的缩比。

美国Sandia实验室开展了CYBL试验采用1：1比例的压力容器对外部冷却过程沸腾传热和流动过程进行了试验研究。

可见，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，即使是取切片模型也是全尺寸模拟的。这样耗费的时间较多，工程量比较大。

国内方面，上海交通大学也开展了1:1的REPEC试验，针对的是CPR1000 先进大功率堆型，采用的是二维切片结构，全尺寸模拟压力容器的二维切片结构，其试验台架如图3所示。另外，还有一些利用软件计算和利用倾斜的加热壁面模仿加热壁面进行试验的项目。

综上所述，现有技术存在对于IVR-ERVC的相关研究，大部分都是针对下封头的全尺寸模型或二维切片进行分析，由于原型尺寸较为庞大，用原型切片进行试验，存在不仅建造时间长，花费金额较大，而且试验过程中也会出现很多的问题。由于试验段所模拟的是反应堆极端状况下的状况，缺少实际数据支持，所以对于二维切片模拟结果的可靠性无从确定。

因此希望有一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却二维试验段能够解决现有技术中试验工期长、成本高、准确性的问题。