[发明专利]模拟核反应堆堆芯熔化后堆内熔融物滞留的实验装置及方法

说明书

技术领域

本发明属于实验装置技术领域，具体涉及一种模拟核反应堆堆芯熔化后堆内熔融物滞留的实验装置及方法。

背景技术

在反应堆发生堆芯熔化的严重事故后，压力容器成为防止放射性物质外逸的重要屏障。1979年三里岛核电站发生了堆芯熔化的严重事故，在对此次事故的分析中，所有知名的安全分析软件计算结果都表明压力容器下封头会失效从而导致熔融物溢出压力容器。然而，事故中压力容器并未失效，这就表明一种新的冷却机制存在并对反应堆压力容器下封头进行了有效冷却。通过国内外之前的理论与实验研究发现，在熔融物下落至压力容器下封头过程中会由于下封头内水的冷却作用在熔融物表面形成固态硬壳，水持续流经压力容器下封头与硬壳之间的间隙并带走熔融物的部分热量，从而实现对熔融物的长期有效冷却，保证了压力容器的完整性。为了深入了解环形窄缝内的热工水力现象及通过间隙内水沸腾可以带走的最大热量(临界热流密度)，需要进行进一步的实验研究以揭示环形窄缝的冷却机理，为堆内熔融物滞留相关软件提供验证依据。

国外做过一些类似的实验，例如Akihiro UCHIBORI公开发表的一篇文献(Akihiro UCHIBORI,Tatsuya MATSUMOTO,Koji MORITA,et al.Evaluation of Cooling Capability in a Heated Narrow Flow Passage.Journal of Nuclear Science and Technology,Vol.40,No.10,p.796–806)中，采用半球形铜加热段和半球形玻璃之间的间隙模拟压力容器下封头与硬壳之间的窄缝。实验采用电加热模拟熔融物衰变热，加热功率分别为1.05kW、1.40kW。铜加热段和半球形玻璃之间的间隙为5mm。实验装置内置在圆柱筒内，圆柱筒和实验装置底板均采用派热克斯玻璃以实现对实验现象的可视。在内外层玻璃之间抽成真空以保证装置良好的绝热效果。但是，该实验装置的实验段没有入口和出口，做完部分实验工况后必须拆卸实验段重新注水方可进行再次实验，亦不能研究水流量对临界热流密度、两相逆流等现象的影响；该实验装置没有铜加热段升降组件故不能实现铜加热段方便的升降，难以方便调节间隙距离；该实验装置中内部和外部玻璃是彼此独立的，这就要求更复杂的密封方法保证两层玻璃之间的真空度以保证绝热效果，使装置更加复杂的同时降低了装置的可靠性。

又如J.H.Jeong公开发表的一篇文献(J.H.Jeong,R.J.Park,S.B.Kim.Thermal-hydraulic Phenomena Relevant to Global Dryout in a Hemispherical Narrow Gap.Heat and Mass Transfer,34(1998),p.321-328)中，采用VISU-II实验装置进行了环形窄缝内的临界热流密度机理的研究。该装置包括半球形加热器、加热功率控制器、半球形铜球壳、半球形派热克斯玻璃及温度测量和采集系统等。最大加热功率为6kW。该装置采用了4组不同直径的铜球壳研究不同间隙尺寸对热工水力参数的影响。流动工质为去离子水。但是，该装置同样有上例装置的弊端，如不能研究水流量对临界热流密度等现象的影响、不能方便的对半球铜壳进行升降等。

发明内容

本发明的目的在于提供一种模拟核反应堆堆芯熔化后堆内熔融物滞留的实验装置及方法，以克服上述现有实验装置的缺点。

为达到上述目的，本发明采用了如下技术方案：

模拟核反应堆堆芯熔化后堆内熔融物滞留的实验装置，包括石英玻璃筒体、加热装置和数据测量系统；

石英玻璃筒体包括内部半球形实验段和外部竖直玻璃筒，半球形实验段和竖直玻璃筒上部通过焊接成为一体；竖直玻璃筒上部的侧壁上设置有实验段入口，实验段入口相对的竖直玻璃筒壁上设置有实验段出口；实验段入口和实验段出口均贯通内外石英玻璃筒体与半球形实验段相连通，并且，实验段入口在竖直高度上高于实验段出口；在半球形实验段上方设置有上法兰，竖直玻璃筒下方设置有下法兰，上法兰和下法兰通过若干组不锈钢螺纹杆与石英玻璃筒体紧固，实现实验装置的密封；

加热装置包括设置在石英玻璃筒体内的半球形铜球壳、安装在半球形铜球壳上的铜球壳盖板，还包括支承柱和导线接线管；若干个加热丝的形状呈螺旋状并均匀内嵌于半球形铜球壳内；在铜球壳盖板与半球形铜球壳形成的半球形腔体内填充有陶瓷填料；导线接线管穿过上法兰与铜球壳盖板相连；若干个加热丝22的导线通过导线接线管引出；支承柱上设有外螺纹，其与上法兰；