[发明专利]利用核反应堆容纳建筑物模型的冷却水损失事故实验装置

说明书

技术领域

本发明涉及利用核反应堆容纳建筑物模型的冷却水损失事故实验装置。

背景技术

核电站的安全设备考虑冷却材料丧失事故等的设计基准事故而设计，在发生因冷却材料损失事故（LOCA，Loss Of Coolant Accident）而导致控制棒不工作或者只依靠借助控制棒进行的紧急停止无法镇压的事故的情况下，位于核反应堆内部的紧急堆芯冷却系统（ECCS，Emergency Core Cooling System）将启动，这时，将储存在换料水箱（RWST）的水用作洒水泵的水源来冷却核反应堆，若换料水箱枯竭，则转换为利用再循环集水槽的再循环运转模式，进行使冷却水继续循环的再循环冷却。为此，紧急堆芯冷却系统包括洒水装置、过滤器和水槽等。

但是，即使这种紧急堆芯冷却系统工作，在发生冷却水损失事故时，由于主管道断裂，也有可能由包括形成管道的物质和保温材料等其他物质在内的物质在容纳容器内进行物理反应、化学反应而产生异物，而这种异物妨碍进行再循环冷却的流路，导致无法正常进行冷却，还会向反应堆建筑物的底部移动而阻碍再循环及导致过滤网（filter screen）堵塞的现象，若在包括此处的特定位置异物过度堆积，则还会发生泵损伤的情况。

图1是表示这种冷却材料损失事故（LOCA）状况的图，能够看到，核反应堆容纳容器的内部的管道发生断裂，使得冷却水在容纳容器的底部流动，换料水箱启动，重新使用经由过滤器聚集到水槽的冷却水，由此可知，在异物导致过滤堵塞的情况下，泵受到超负荷，因而无法正常进行再循环冷却。

至于异物所造成的影响，根据发生断裂事故的位置，在异物的分布、移送率等方面可能存在差异，应当考虑异物的移送、在集水槽过滤器的前端的流动时的化学相互作用、在过滤器中的异物的长期相互作用、在再循环的水中的化学粒子的生成及分解现象、水头损失等多种因素，来解释对水头损失造成的影响，但是目前无法可视性地提供与异物的分布、移送速度、移送率等相关的信息。

韩国专利申请号第10-2008-0064121号“适用卡尔曼滤波器或卡尔曼平滑器来计算核电站核反应堆冷却材料系统的未确认泄漏率的核反应堆冷却材料系统断裂前泄漏监测方法”提供了一种利用卡尔曼滤波器或卡尔曼平滑器来监测核反应堆冷却材料系统断裂前泄漏的方法，但这仅仅是将泄漏率作为一个数值来提供，而未能提供与由断裂事故引发的异物的分布、移送率等相关的可视性信息。

发明内容

本发明是为了解决如上所述的问题而提出的，其目的在于，提供一种在发生冷却水损失事故时能够视觉性地了解与流速、异物的分布等相关的信息的实验装置。

为了达成如上所述的目的，提供一种利用核反应堆容纳建筑物模型的冷却水损失事故实验装置，可包括：容纳容器，其顶面开放，侧面和底面透明；内部结构物，其配置于上述容纳容器的内部；注水管，其配置于上述容纳容器的上端，并能够移动；测量装置，其配置于上述容纳容器的底面，用于监视容纳容器的内部的流体和异物的动作。

在上述容纳容器的底面设置水槽部，上述水槽部可与上述注水管相连接。

上述注水管可前后左右上下移动。

上述注水管还可包括加热器和异物储存库，上述加热器用于加热被投入的流体，在实际事故时产生的物理性异物、化学性异物投入到上述异物储存库。

根据如上所述的实验装置，具有能够提供关于核反应堆冷却水损失事故的可视性数据的效果。

附图说明

图1是表示冷却水损失事故状况的图。

图2、图3、图4是表示本发明的实验装置的一实施例的图。

附图标记的说明

11：注水管        12：容纳容器

13：内部结构物    14：侧面

15：水槽部        16：测量装置

17：底面

具体实施方式

以下，参考附图，对本发明进行详细说明。

图2表示本发明的容纳容器模型的一实施例。本发明的容纳容器模型设有具有将核反应堆的容纳容器缩小的形态的容纳容器12，在容纳容器内配置有将实际核反应堆的内部结构缩小而配置的内部结构物13。容纳容器12以及内部结构物13根据核反应堆来进行不同的配置。

并且，在容纳容器12的上端形成有注水管11，注水管11可向前后左右上下6个方向移动，用于使注水管11移动的结构，采用公知的技术能够充分实现，因而省略其详细的说明。注水管11模仿的是在发生冷却水损失事故时冷却水在断裂面排出的情况。