[发明专利]用于检测核反应堆中间隙流动不稳定现象的装置

说明书

技术领域

本发明涉及的是一种核工业领域的检测装置，具体是一种用于检测核反应堆中间隙流动不稳定现象的装置。

背景技术

随着人类社会的不断发展，对能源的需求越来越大。由于传统的化石燃料带来了巨大的环境污染问题，近年来对能源清洁性的要求越来越高。由于核能的温室气体排放几乎为零，并具有能量密度高、能量输出稳定、技术日益成熟且已得到大规模应用等优点。因此，核能成为了除传统化石能源外的重要能源来源选择之一。在核能利用中，由于其特殊性，安全问题是首先予以考虑的。其中堆芯的热量传输对反应堆的安全有重大影响，为了确保反应堆的安全，要能保证在任何情况下确保堆芯的冷却。在堆芯冷却过程中，正常运行、异常运行或是事故工况下在反应堆内都可能会涉及到两相流动与传热问题。如堆芯冷却剂通道的过冷沸腾，管道破口处的冷却剂两相喷放，两相自然循环，高温熔融物与冷却剂作用下的蒸汽爆炸，蒸汽发生器U型管内的冷凝回流，蒸汽发生器二次侧两相流动传热等等。而在新一代核电厂中所大力倡导的非能动安全设计中，重力、浮力、热对流、蒸发和冷凝是常用的几种非能动系统的驱动力。在失去强迫循环的情况下，通过非能动的安全设计，建立冷却剂在堆内的自然流动，维持热量向热阱的输送过程，可以在很大程度上避免堆芯过热的风险。由此引出的两相自然循环、冷却液体的蒸发和冷凝等也都属于两相流动传热问题，其中仍然有不少问题需要进一步研究。这些两相流动传热问题的研究都对核电厂设计与改进、事故分析和安全有着重要的指导和促进作用。

历史上发生过的三哩岛、切尔诺贝利、福岛等三次较大的核反应堆事故是人们汲取经验教训开展与核反应堆安全问题相关研究的重要依据和出发点。在这些事故中的某一局部或进程中，存在着大量的两相流动传热现象，其中有一种两相自然流动现象在各个事故间具有相似性，值得特别予以关注，即浮力引发的间隙流动不稳定现象。浮力引发的间隙流动不稳定是指在加热系统中，流体在浮力驱动下，发生间歇性的流动，在系统中交替性地呈现单相或两相形态，流动方向会有正反两个方向变化，伴随着周期性的蒸汽喷涌和过冷液体的回流，局部的过冷沸腾可反复地产生或抑制的复杂流动传热过程。这种现象常发生在具有较长上升管路、下端加热的系统中。整个循环的流动过程可分为过冷沸腾，流动振荡，蒸汽喷涌和回流冷却几个阶段。

核反应堆正常运行、异常运行或是事故工况中存在大量的两相流动与传热问题。由于系统结构与系统间的相互作用十分复杂，在一些情况下由于驱动力不足，可能难以建立稳定的两相自然循环，此时便会发生间隙流动不稳定现象。研究表明在沸水堆、CANDU重水堆、液态金属冷却快堆和压水堆核电厂事故工况下均观测到了间隙流动不稳定现象。这些情况下，由于涉及到核反应堆的流动传热问题，间隙流动不稳定性一方面可能会阻止冷却剂注入堆芯，导致不能及时导出堆芯热量，增加了堆芯熔化的风险；另一方面也存在作为一种导出热量的手段的可能性。因此，间隙流动不稳定性会对事故进程和反应堆的安全产生重要影响，有必要进行详细研究。

目前，尽管已有许多研究人员对间隙流动不稳定以及类似的流动现象进行了大量的测试和理论研究，对其产生机理进行了初步分析和探索，但是对无法建立自然循环的流动系统中的间隙流动不稳定性的研究仍然存在不足：对此种情况下间隙流动不稳定性的影响因素、流动特征方面的研究有待进一步完善，对间隙流动不稳定性机理方面的研究还需要进一步加强。从工程的角度来看，目前的研究大多集中在低温输送系统、重力热管、海洋油气输送系统等，在核反应堆领域的研究较少。而其他领域中的结论受限于系统的运行条件（如低温相对于常温或高温）、介质的流动传热特征（如油-气-水相对于汽-水）等，并不能直接加以应用于核反应堆领域中。

经过对现有技术的检索发现，吴鸽平秋穗正苏光辉贾斗南在《环形窄缝通道内流动不稳定性试验研究》（《核动力工程》2007年第6期|江苏大学能源与动力工程学院江苏镇江212013西安交通大学能源与动力工程学院）中公开了一种测试装置，其加热长度为1800mm，间隙尺寸为1．5mm的环形窄缝通道试验段；以去离子水为上质，进行了强迫循环下两相流动不稳定性试验研究。实验压力为1．5～3．0MPa，质量流量为3．0～25kg／h，加热功率为3．0～6．5kW，进口温度为20℃、40℃、60℃。实验发现，在一定加热功率和进口条件下，回路流量低于特定值，会发生不稳定现象。试验研究了进口过冷度、系统压力和质量流量等参数对不稳定性的影响，得到了环形窄缝通道内强迫循环下两相流动不稳定区间。但该技术所涉及的检测方式无法适用于现有第三代非能动安全压水堆核电厂。

发明内容