[发明专利]模拟碎片对燃料组件压降影响的装置及冷段破口模拟方法

说明书

本发明公开了属于核安全领域的一种模拟碎片对燃料组件压降影响的装置及冷段破口模拟方法。本发明采用全尺寸1:1模拟燃料组件，可以较真实的反应核电厂实际工况。装置所使用的纤维碎片经过特定方法处理，使纤维碎片特性参数更接近于核电厂事故后实际情况；与对比国内外同类型试验，通过变频调节离心泵调节稳定流量，流量的波动幅度非常小，在需要改变回路流量的，只需通过数字设定就能实现；且可以分别模拟冷段破口事故和热段破口事故工况。本发明除了可以在水箱里添加碎片外，在试验段入口前增设碎片添加系统，降低了碎片在水箱、离心泵、阀门等处堆积的可能性，提高了试验效益。

专利领域

本发明属于核安全领域，具体涉及一种模拟碎片对燃料组件压降影响的装置及冷段破口模拟方法。

背景技术

一般商用压水堆核电站，其主系统的管道破裂使得主反应堆系统迅速降压。受到压力波动态传播以及接踵而至的蒸汽或水流冲击的影响，管道的隔热材料(如玻璃纤维隔热材料)以及其他位于管道破口处的材料会发生脱离，支离破碎的隔热材料和其他材料(如油漆片、油漆颗粒、以及混凝土尘埃)混合着破口诱发的蒸汽流(水流)，混合着安全壳喷淋的水，最终流向ECCS的地坑。同时，在LOCA后LTCC阶段导致泵的吸入压头可能显著下降，从而威胁到核电厂的安全。根据破口位置的不同事故可分为冷段破口和热段破口事故，如果破裂发生在热管段，通过堆芯的冷却水流量将增大，如果发生在冷管段，流量则减小。在LOCA事故过程中，堆芯内会经历喷放、再灌水、再淹没、长期冷却等过程，冷却剂在堆芯内的流向会因此改变，所以在事故过程中，冷却剂在堆芯内的流动状态、流量大小和流向较复杂。由此在PWR设计基准事故过程中有理由疑虑包括纤维碎片在内的安全壳碎片是否会在燃料组件上堆积，产生类似堵塞地坑滤网而影响应急再循环的现象。这种现象会妨碍或阻止ECCS再循环模式成功运行；同时，碎片在流向燃料组件的过程中，在较窄流道处会由于大的碎片或碎片堆积而堵塞流道，使得泄漏的冷却剂由于流量或流道的改变而对ECCS再循环运行带来不利影响。因此，美国核管会(U.S.NRC)对于电厂对堆芯的长期冷却能力表示疑虑，并确认了电厂为应对长期堆芯冷却(LTCC)的堵塞问题必须采取的行动。NRC的立场是电厂必须能够证明LOCA后传输至燃料组件的碎片不会导致再循环流体不可接受的压头损失。

因此，模拟在失水事故(LOCA)后再循环阶段，安全壳内产生的碎片(纤维碎片、颗粒碎片和化学碎片等)进入到压力容器的情况下，测定不同碎片在不同流量下引起的堆芯燃料组件压降的大小，定性确定碎片种类、数量、分布情况等对压降造成的影响，并定量获得它们之间的关系是必要的。

燃料组件是本发明中的关键装置之一，由安全壳碎片导致的燃料组件压降试验在国际上的类似试验主要有三个来源，均采用局部高度的燃料组件模型：西屋电力公司采用的是1/4高度17*17的燃料组件模型；连续动力公司采用的是1/3高度15*15的燃料组件模型；韩国水力原子株式会社采用的是1/2高度16*16的燃料组件模型。

因此急需一种装置通过模拟压水堆核电厂事故后碎片(纤维碎片、颗粒碎片和化学碎片等)穿过安全壳地坑滤网进入反应堆压力容器引起燃料组件压降增加，研究碎片在燃料组件中的分布、附着和堵塞情况，给出不同工况条件(冷却剂流量大小、流向和温度)不同碎片类型和碎片量对应的燃料组件压降，定量化评估压水堆核电厂LOCA事故后安全壳内碎片对燃料组件压降的影响，为保证压水堆核电厂应急堆芯冷却系统安全功能的可靠执行提供支持。

发明内容

针对背景技术中所提到的问题，本发明公开了一种模拟碎片对燃料组件压降影响的试验装置，其特征在于，试验段的底端、第一四通、热管段第二电动V型球阀、第一三通、碎片添加系统的入出口、第二流量计、第六三通、变频离心泵、主干路电动V型球阀、第五三通、碎片搅混系统的入出口、第四三通、第一流量计、第三三通、热管段第一电动V型球阀、第二三通、第七三通和试验段的顶端顺序串联构成回路；