[实用新型]复合材料加热块和临界热流密度测量或评估装置

说明书

技术领域

本实用新型涉及一种复合材料加热块，其可在核能工程、热能工程和工程热物理等领域中用于临界热流密度（CHF）的精确测量或评估，尤其是用于热导率较低的材料的壁面CHF的精确测量或评估。本实用新型还涉及包括该复合材料加热块的临界热流密度测量或评估装置。 

背景技术

在核电站设计中，核安全是需考虑的首要问题。尤其是1979年美国三哩岛核电厂事故、1986年前苏联切尔诺贝利核电厂事故和2011年日本福岛核电厂事故发生后，严重事故的预防和缓解成为核电站设计必须考虑的因素。严重事故通常指的是堆芯熔化事故。如何降低这种严重事故的发生频率，缓解严重事故的后果，提高核电站的安全水平，已成为各国核工业界和核安全监管当局关注的重点之一。 

核电站发生严重事故时，堆芯由于失去冷却水将导致堆芯裸露并开始升温、过热，燃料元件由于冷却不足而发生熔化，最终堆芯熔融物落入压力容器下腔室，对压力容器的完整性构成威胁。一旦压力容器熔穿，熔融物流入堆腔室后，将可能发生堆外蒸汽爆炸、熔融物与混凝土反应等现象，致使安全壳内升温升压，对安全壳的完整性构成威胁。因此，如何对熔融物进行有效的冷却是严重事故缓解的关键。 

为此，通过从压力容器外部对熔融物进行充分有效的冷却，将堆芯熔融物滞留在压力容器内的技术手段是保证压力容器完整性，进而防止多数可能威胁安全壳完整性的堆外现象发生的重要措施。作为缓解该严重事故的关键措施之一，熔融物堆内滞留（IVR）技术近年来在核工业界获得了实际应用，也逐步成为近年来标志性的严重事故缓解措施之一。 

IVR是通过用水或者水溶液冷却压力容器外壁面而实现的。其中，压力容器外部冷却（ERVC）是实现IVR的重要内容之一。其原理是，利用重力引起的自然循环将水或水溶液等冷却工质注入到压力容器外壁面和压力容器保温层形成的流道，对压力容器下封头进行冷却。当压力容器下封头的热流密度小于压力容器外壁面对应位置的临界热流密度（CHF）时，就可保证压力容器得到充分冷却，达到保证压力容器完整性的目的。 

合适的ERVC方案设计，能够确保压力容器外壁面得到足够的冷却，以保证容器内熔融物热负荷以合理可靠的方式排出，防止压力容器发生热熔穿。可以说，压力容器外壁面的CHF大小决定了ERVC的冷却能力限值，同时也决定了IVR的有效性，是IVR成功的关键之一。 

但是，实际获得严重事故时压力容器外壁面的CHF是不可能的，因此必须引入模拟试验。为了设计合适的ERVC方案或研发合适的IVR技术，很多研究者不得不为此搭建试验台架，以试图模拟严重事故时压力容器外壁面的真实冷却工况，并测量或评估压力容器外壁面不同角度位置处的表面CHF，以试图获得严重事故时压力容器外壁面的真实表面CHF数据。 

这类试验台架主要有两类。一类是二维切片全高度试验，其特点是全尺寸模拟决定自然循环能力的反应堆设计和堆腔淹没工况的高度，典型代表是服务于西屋AP600及AP1000的美国加州大学圣巴巴拉分校的ULPU系列试验台架。另一类是三维缩比试验，其特点是通过比例分析，对整个压力容器进行三维缩比，典型代表是服务于韩国APR1400的美国宾夕法尼亚州立大学的SBLB试验台架。 

这类试验台架的基本原理如图1所示。在图1中，1代表加热块（相应于压力容器下封头），该加热块1的外壁面与侧壁板2一起限定了冷却工质3（比如水）的流动通道，4是用于加热加热块的电加热棒，5是热电偶或热电阻，其顶端从加热块块体一侧接近加热块1的外壁面（即与冷却工质3接触的一侧表面，以下有时称为加热壁面）。根据该图1，加热块1被电加热棒4加热（以模拟掉落的堆芯熔融物所产生的热量），热量被传导至加热块1的外壁面，并不断被冷却工质3带走，而热电偶或热电阻5则用于测量或评估加热块1外壁面此时的温度或热流密度。通过改变电加热棒4的数量或输出功率等，使传导至加热块1外壁面的热流密度不断增加。当该热流密度增加到足够高时，加热块1外壁面的冷却工质3全部汽化，导致该外壁面与水之间被气膜阻隔。由于气膜导热很差，因此该外壁面的温度突然上升，此时测得的热流密度即判定为CHF。当外壁面的热流密度达到CHF（或者称为沸腾危机）时，冷却工质3就失去了对该外壁面进行有效冷却的功能，此时应立即切断加热棒电源，否则加热块1内部不断蓄积的热量无法有效散失而温度升高较多，后果是，电加热棒4过热烧毁，试验无法继续进行。在实际反应堆的IVR过程中，如果压力容器下封头内熔池向壁面传递的热流密度大于压力容器外壁面对应位置的CHF，压力容器可能发生热熔穿。