[发明专利]一种基于模拟核反应堆中子反应性反馈过程的热工水力实验装置的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的控制方法

说明书

技术领域

本发明涉及的是实验模拟核反应堆中子反应性反馈过程的热工水力实验装置及控制方法。

背景技术

在核反应堆中，反应性与燃料温度、冷却剂温度、堆芯冷却剂空泡份额之间存在着反馈耦合作用，特别是在自然循环反应堆中，冷却剂循环流量还受到堆芯功率和冷却剂温度的影响，其耦合作用更加复杂。因此，核反应堆反应性反馈过程对于核反应堆的安全运行具有重要工程意义。

目前针对核反应堆反应性反馈过程的研究文献多为理论计算研究，在公开文献中利用实验模拟手段进行的研究较少。在“密度核反馈条件下低压自然循环两相流动稳定性实验”一文中，以实测冷却剂密度作为输入参数、以中子动力学结果对加热功率进行控制，研究了不同工况条件下自然循环两相流动的稳定性，但该文献仅考虑冷却剂密度变化带来的反应性反馈效应，并未考虑反应堆中十分重要的燃料温度反应性反馈等作用；文献“Experimental study of natural circulation instability with void reactivity feedback during startup transients for a BWR-type SMR”和“Start-up transient test simulation with and without void-reactivity feedback for a two-phase natural circulation reactor”中，在自然循环实验回路上考虑了空泡反应性反馈对沸水反应堆启动瞬态过程的影响，但也未考虑燃料温度反应性反馈和冷却剂温度反应性反馈对反应堆热工水力特性的重要影响；文献“Reactivity insertion limits in a typical pool-type research reactor cooled by natural circulation”中，利用中子动力学模型计算了10MW IAEAMTR反应堆的反应性输入限制以及外加反应性输入后反应堆各重要参数的响应，但并未设计实验验证。

发明内容

本发明的目的在于提供一种可以在较大的参数范围内进行实验研究，有利于获得更具普遍性，适用工况广泛的实验规律的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的热工水力实验装置。本发明的目的还在于提供一种模拟核反应堆中子反应性反馈过程的控制方法。

本发明的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的热工水力实验装置包括电加热实验段1、管壳式冷却器2、冷却水塔3、循环泵8、电磁流量计9和循环冷却水系统，电加热实验段1布置于实验回路上升管段下部，电加热实验段加热壁面入口处、出口处均布置有热电偶14，电加热实验段出、入口通过引压管与压差计15相连接，循环工质在流经电加热实验段1时被加热，之后流过上升管段进入管壳式冷却器2的管侧，循环工质被流过壳侧的冷却水冷却， 流出管壳式冷却器的循环工质经过下降管段进入水平管段，水平管段上布置有流量计9和循环泵8，还包括由高频直流电源11、数据采集系统12和控制计算机13组成的功率控制系统，流量计9、热电偶14、压差计15所测得的实时数据由数据采集系统12采集并记录，数据采集系统12将中子动力学计算所需的数据通过网线连接发送给控制计算机13，控制计算机13将计算得到实时功率编码为RS-485通讯信号，并输出发送给高频直流电源11。

本发明的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的热工水力实验装置还可以包括：

1、还包括与循环泵并联的旁通管10，旁通管10上设置阀门。

2、还包括稳压器4，稳压器4是上部为充压气体空间、下部为水空间的圆柱形不锈钢容器，稳压器4下部出口通过管路与下降管段下部相连，稳压器4上部布置有安全阀16和压力表17，稳压器上部气空间与充压氮气瓶5相连。

本发明的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的控制方法包括：

热电偶测量冷却剂平均温度和加热壁面平均温度，以冷却剂平均温度和由加热壁面平均温度推算得到的燃料温度作为温度反应性反馈的基准，以根据测量数据计算得到的平均空泡份额作为空泡反应性反馈的基准，设定冷却剂反应性系数、燃料反应性系数和空泡反应性系数计算出模拟的总中子反应性变化，将总中子反应性变化代入点堆中子动力学方程并利用离散方法实时求解，控制计算机根据计算结果实时输出功率控制信号，高频直流电源根据控制计算机输出的信号实时调整加热实验段的加热功率，实现对核反应堆中子动力学过程的模拟。

本发明的模拟核反应堆中子反应性反馈过程的控制方法还可以包括：