[发明专利]一种核反应堆非能动停堆装置的试验系统及其试验方法

说明书

一种核反应堆非能动停堆装置的试验系统及其试验方法，该系统包括由泵前调节监视模块、主循环回路模块、旁通回路模块、试验系统排放模块及相关管道和仪表组成的水力回路系统，由支撑钢平台、控制棒套管、非能动控制棒模型及其吊装机构组成的非能动停堆装置试验本体，由棒位测量模块、信息监视采集模块、远程控制模块及相关导线和电缆组成的测量控制系统；加热到试验温度值的工质自离心泵出发经过流量调节后进入试验段通过液力维持非能动控制棒模型在控制棒套管内悬浮，之后从试验本体流出再回到水箱，形成闭式循环；本发明提供了该系统的试验方法；本发明采用的整体结构简单易于操作，材料和工质成本低廉，试验段的关键部件和设备都采用了可拆卸设计以便于升级改造。

技术领域

本发明属于核电厂保护系统设备性能验证性试验研究技术领域，具体涉及一种液力悬浮式核反应堆非能动停堆装置动态特性试验系统及其试验方法。

技术背景

在异常情况时能进行应急停堆是保护核反应堆安全的重要前提。常规的停堆系统依靠操作人员在反应堆出现异常或发生事故时通过调控设备达到安全停堆的目的，但这些能动的停堆系统都依赖于外部动力供给和人员正确操作，需要一定的响应时间，并且有可能失效。为了进一步降低发生事故的概率，提高反应堆系统的固有安全性，近年来国际上提出了多种非能动的钠冷快堆应急停堆装置，主要包括以下四种：磁性材料居里点温度控制非能动停堆装置、气体膨胀驱动非能动停堆装置、液力悬浮式非能动停堆装置、控制棒热膨胀强化驱动非能动停堆装置。其中液力悬浮式非能动停堆装置最容易实现，仅受冷却剂流体力和非能动组件重力的影响，而不依赖其它任何外界材料、工质和动力，具有较快的响应速度。液力悬浮式非能动停堆装置针对钠冷快堆最严重的无保护失流事故，其原理是在正常运行工况下控制棒受到冷却剂向上的液力维持悬浮在堆芯上部，在失流事故工况下当流量下降到设计值时控制棒的重力大于流体推力，控制棒下落实现停堆。这种停堆装置类型采用标准组件，能够沿用传统的设计及加工，材料无特殊要求，研发周期短经济性好，并且已在俄罗斯BN800 商用快堆内成功应用。

从工作原理能够看出悬浮式控制棒动作特性是流量敏感的，冷却剂流量、控制棒和套管、导向管的结构和尺寸共同决定了液力悬浮式非能动停堆装置工作的稳定性和落棒时间，进而决定了系统响应时间和反应性引入速率，卡棒、响应时间或反应性引入速率不足都有可能导致冷却剂过热，引起燃料元件融化、放射性物质外泄等灾难性后果。因此对液力悬浮式非能动停堆装置开展堆外水力动态响应特性试验是十分必要和重要的。此外，由于非能动停堆装置在整个反应堆寿期内都安装在堆内，故需要开展多次重复性试验以测试控制棒的动态响应特性以及动作的可靠性。相关研究结果表明，近常压条件下水的流动特性与近常压条件下液钠的流动特性具有极大的相似性，两者的粘度、密度相近，当水加热到78℃时的粘度为3.55×10^‐4Pa·s，与实验快堆典型堆芯进口温度354℃时钠的粘度值3.09×10^‐4Pa·s相当，而密度差异引起的时间常数差异能够通过计算修正。因此出于经济性和工程实施性等方面的考虑，国外的相关研究人员在进行堆外水力试验时都会首先使用去离子水作为替代工质来进行实验研究。

例如，俄罗斯在针对BR-10、BN-600、BN-800型钠冷快堆设计研发液力悬浮式非能动停堆装置的过程中都先采用全尺寸实体模型在水台架上进行过组件性能测试和优化，但其试验装置设计和具体功能都未见公开；印度在针对PFBR型钠冷快堆开发磁性材料居里点温度控制非能动停堆装置时先后在室温空气、70℃热水以及不同温度的钠流体中对全尺寸实体模型进行了落棒性能测试和可靠性研究，但该装置只能对设计好的居里点温度非能动停堆装置进行集成应用测试，不适用于液力悬浮式非能动停堆装置性能试验也难以进行拓展研究。