[发明专利]流体混合测试装置及测试方法

说明书

本发明提供一种流体混合测试装置及测试方法，所述装置包括第一流体系统，用于提供第一流体、控制所述第一流体的预设参数并对混合后的流体进行回收；第二流体系统，用于提供第二流体、控制所述第二流体的预设参数并对混合后的流体进行回收；混合系统，分别与所述第一流体系统和所述第二流体系统连接，用于提供所述第一流体和所述第二流体的预设混合方式和混合空间；测试系统，与所述混合系统连接，用于对所述混合空间内的流体和放置于所述混合空间内的固体部件的温度数据进行采集和处理；其中，所述第一流体的温度与所述第二流体的温度不同。本发明能客观有效地分析不同温度的流体混合时的温度波动特性及其对固体部件的影响。

技术领域

本发明涉及液体混合测试技术领域，尤其涉及一种流体混合测试装置及测试方法。

背景技术

核反应堆通过原子核裂变过程产生的大量热能加热水(或其他介质)变成蒸汽推动汽轮机发电而运行。作为关键核心部件的堆芯，由安置在具有一定栅格的堆芯格架中的燃料组件和控制棒组件组成。由于堆芯组件结构的特殊性，分布在控制棒组件外围的燃料组件数量较多、远近不同，导致冷却剂在堆芯出口的温度有所差异。冷热流体以射流和羽流等形式相互混合，造成该区域流体温度反复变化，即发生热振荡。流体温度波动通过热传导和热对流作用于固体结构表面，从而引起结构的温度波动，最终导致结构的应力波动。由于反应堆的结构特点，这种冷热流体导致的温度波动难以避免。在温度波动区域，固体部件受流体影响产生交变热应力，长期运行过程中存在热疲劳的风险，甚至引发裂纹贯穿，最终导致泄漏事故。

因此，本发明提供一种流体混合测试装置，对于分析流体热振荡的作用机理，研究流体热振荡对固体部件的可靠性影响，对提高核电装备的可靠性，合理设计和安全运行核电装备具有重要意义。

发明内容

本发明提供一种流体混合测试装置及测试方法，用以研究流体热振荡的作用机理及其对固体部件的可靠性影响，以避免应用时导致部件热疲劳的问题。

第一方面，本发明提供一种流体混合测试装置，所述装置包括：

第一流体系统，用于提供第一流体、控制所述第一流体的预设参数并对混合后的流体进行回收；

第二流体系统，用于提供第二流体、控制所述第二流体的预设参数并对混合后的流体进行回收；

混合系统，分别与所述第一流体系统和所述第二流体系统连接，用于提供所述第一流体和所述第二流体的预设混合方式和混合空间；

测试系统，与所述混合系统连接，用于对所述混合空间内的流体和放置于所述混合空间内的固体部件的温度数据进行采集和处理；

其中，所述第一流体的温度与所述第二流体的温度不同。

在本发明的一实施例中，所述第一流体系统包括：

第一进液阀，用于控制流体的流入；

第一电加热恒温水箱，与所述第一进液阀连接，用于控制所述流体的温度参数以得到所述第一流体；

第一阀门，与所述第一电加热恒温水箱连接，用于控制所述第一流体从所述第一电加热恒温水箱流出；

第一增压泵，与所述第一阀门连接，用于提高所述第一流体的流速；

第一流量计，与所述第一增压泵连接，用于计算所述第一流体的流速参数；

第二阀门，其一端与所述第一流量计连接，另一端与所述混合系统连接，用于控制所述第一流体流入所述混合系统的速度；

第一储液箱，与所述混合系统连接，用于存储从所述混合系统流出的液体；

第一排液阀，其一端与所述第一储液箱连接，另一端与所述第一电加热恒温水箱连接，用于控制所述第一储液箱的液体流出；