[发明专利]一种带电磁屏蔽可释放熔融物的试验装置

说明书

本发明涉及热工技术领域，具体为一种带电磁屏蔽可释放熔融物的试验装置，包括炉体，炉体内部设置有底座支持件，底座支持件的上侧面设置有冷坩埚，冷坩埚上设置有坩埚体，坩埚体上套接有感应线圈，感应线圈与坩埚体之间设置有电磁屏蔽装置，坩埚体的正上方设置有吹氩装置，冷坩埚释放槽与坩埚体之间开设有泄流孔，泄流孔的下方设置有释放机构。本发明通过控制快速升降顶针杆实现将堵头顶开，然后控制顶针杆水平移动远离泄流孔正下方，吹氩装置采用双层结构，里面通冷却水以防高温损坏，冷坩埚采用一体结构提升整个装置的密封性和安全性，电磁屏蔽可沿坩埚轴向移动，通过控制屏蔽装置的升降来控制凝壳的位置及厚度或反应物的界面。

技术领域

本发明涉及一种熔融物的试验装置，特别是涉及一种带电磁屏蔽可释放熔融物的试验装置，属于热工技术领域。

背景技术

当核电厂压水堆发生严重事故时，如果堆芯不能被有效冷却，就会发生堆芯熔化，高温的堆芯熔融物可能会掉入压力容器下封头，在压力容器下封头内形成熔融池结构，在堆芯熔融物衰变热的作用下，高温熔融池向压力容器下封头壁面传递热量，导致压力容器下封头壁面温度升高，严重威胁压力容器的完整性，如果通过压力容器下封头壁面不能有效地将熔融池内的衰变热导出，则下封头壁面温度会不断升高，压力容器下封头可能会发生高温蠕变失效或直接熔穿失效，使大量高温堆芯熔融物进入安全壳，最终可能导致大量放射性物质被释放到大气环境，造成严重的核泄漏事故。

熔融池瞬态换热特性特征和稳态条件下熔融池换热特性是压力容器下封头内熔融池换热特性研究的核心问题，压水堆严重事故过程中堆芯熔融物进入压力容器下风头形成熔融池结构，在压力容器外部冷却的条件下，高温熔融物会发生凝固，在液态熔融物与压力容器壁面之间形成一层熔融物硬壳，熔融物硬壳的存在对熔融池换热有着重要的影响，当熔融池传递给压力容器壁面的热量与通过压力容器壁面导出的热量相等时，熔融池达到稳态，熔融物硬壳的厚度将不再变化，熔融池达到稳态前的瞬态换热特性对熔融物硬壳的厚度有着重要影响，同时也对稳态时熔融池的换热特性有着重要的影响。因此，研究液态熔融物射流与安全壳的相互作用和熔融物凝壳对热流的影响十分必要。

从反应堆得到的燃料元件要经过完整的核燃料后处理，之后95％以上的长寿命放射性裂变元素以及由反应堆材料激化后带入元件的腐蚀产物元素就会浓集在以硝酸熔液为基质的高放废液中，这种废液中的放射性元素衰变周期可长达数万年甚至数百万年。因此，必须将他固定起来，等到衰变热降低到允许值后，再将它处置到与人类可以长久隔离的地下，这就是高放废液玻璃固化技术，目前，冷坩埚法是玻璃固化技术重要手段。

中国发明专利公布号CN 107808702 A，公开了“一种具有升降底盘的熔融物试验装置”，所述熔融物试验装置包括水冷套管、感应加热线圈和底盘系统，所述水冷套管与底盘系统形成冷坩埚，其中所述底盘系统包括升降机构。根据本发明的具有升降底盘的熔融物试验装置，可以开展多项熔融物相关试验研究，并且在试验结束后，熔池及其上部壳层结构能够完整地被移出，熔融物试验装置包括水冷套管、感应加热线圈和底盘系统，所述水冷套管与底盘系统形成冷坩埚，并不是一个整体的结构，可靠性和安全性稍差，无法制备熔融物射流进行动态模拟试验和放射性废物的玻璃化处理，因此不能满足使用的需要。

因此，亟需对带电磁屏蔽可释放熔融物的试验装置进行改进，以解决上述存在的问题。

发明内容

本发明的目的是提供一种带电磁屏蔽可释放熔融物的试验装置，通过控制快速升降顶针杆实现将堵头顶开，然后控制顶针杆水平移动远离泄流孔正下方，以免熔液损坏顶针杆，吹氩装置采用双层结构，里面通冷却水以防高温损坏，冷坩埚采用一体结构提升整个装置的可靠性和安全性，电磁屏蔽装置可沿坩埚轴向移动，通过控制屏蔽装置的升降来控制凝壳的位置及厚度或反应物的界面，实现模拟液态金属熔融物与熔融物之间的相互作用或熔融状态熔融物与压力容器钢构件的相互作用。