[发明专利]一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置和方法

说明书

本发明公开了一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置和方法，所述装置包括反应堆堆芯模拟体、一回路模拟管路、蒸汽发生器模拟体、二回路模拟管路，该装置的热工参数可调，所述热工参数包括以下参数中的一种或几种：所述一回路模拟管路的流体阻力、所述一回路模拟管路的压力、所述二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度、所述反应堆堆芯模拟体的功率、所述反应堆堆芯模拟体与蒸汽发生器模拟体的高度差。所述方法为所述装置的使用方法，所述装置和方法可用于实现不同热工参数下核反应堆自然循环特性进行研究，所得结果可用于事故下核反应堆自然循环冷却的安全分析，对事故下的核反应堆的安全性判断具有非常重要的意义。

技术领域

本发明涉及压水堆冷却剂系统热工水力特性研究技术领域，特别是涉及一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置和方法。

背景技术

流体在管道中流动时，壁面或者局部异型结构(三通、弯头等)会对流体产生较大的阻力。泵为管道流体提供驱动力，驱使流体在管道中流动。这种由泵驱动流体在管道中流动的方式为强迫循环流动。相比强迫循环流动，还有一种不依靠泵等能动结构，仅仅依靠流体的密度差产生的驱动力驱使流体在管道中的流动为自然循环流动。

核反应堆正常运行时，考虑经济性的影响，自然循环流动模式运行比较少。当核反应堆发生事故时，若汽轮机发电机组或者备用柴油发动机组不能对泵进行供电，这时侯自然循环流动仍然可以运行，将反应堆系统的储热、设备显热以及堆芯燃料元件的衰变热带出堆芯，防止堆芯燃料元件因温度持续上升发生烧毁而导致放射性气体外泄。

发明内容

如上所述，由于在泵断电的情况下，自然循环流动仍然可运行，可达到避免放射性气体外泄的目的。本发明提供了一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置和方法，所述装置和方法可用于实现不同热工参数下核反应堆自然循环特性进行研究，所得结果可用于事故下核反应堆自然循环冷却的安全分析，对事故下的核反应堆的安全性判断具有非常重要的意义。

本方案的技术手段如下，一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置，包括反应堆堆芯模拟体、连接在反应堆堆芯模拟体上的一回路模拟管路，所述一回路模拟管路上还串联有蒸汽发生器模拟体，所述蒸汽发生器模拟体上还连接有二回路模拟管路，该装置的热工参数可调，所述热工参数包括以下参数中的一种或几种：所述一回路模拟管路的流体阻力、所述一回路模拟管路的压力、所述二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度、所述反应堆堆芯模拟体的功率、所述反应堆堆芯模拟体与蒸汽发生器模拟体的高度差。

如上所述，在事故条件下，由于泵断电停止工作，反应堆系统的储热、设备显热以及堆芯燃料元件的衰变热带出堆芯，防止堆芯燃料元件因温度持续上升发生烧毁而导致放射性气体外泄可依靠核反应堆自然循环冷却加以实现，故考虑核反应堆自然循环能力，对事故下的核反应堆的安全性判断具有非常重要的意义。

本方案提供了一种可用于反映不同热工参数下反应堆自然循环能力的方案，所述反应堆堆芯模拟体用于模拟核反应堆的堆芯，所述一回路模拟管路用于模拟核反应堆一回路，所述蒸汽发生器模拟体用于模拟蒸汽发生器，所述二回路模拟管路用于模拟反应堆二回路，即以上装置模拟核反应堆的真实工况。自然循环流量大小、流动是否稳定直接关系到事故条件下的反应堆堆芯安全。本方案中，考虑到自然循环流量大小以及流动稳定性能受流体温度、一回路中压力、热源和冷源位差、管道阻力等诸多因素的影响，故设置为以上热工参数可调，这样，如在一回路模拟管路上设置用于检测一回路模拟管路上流体流量的流量计，如流量计直接串联在一回路模拟管路上，在以上热工参数改变后，通过流量计的输出值，可得到不同的热工参数对应的核反应堆一回路中流体的自然循环特性，以上自然循环特性即为自然循环能力，通过所述流量计反映具体的流量大小和流动稳定性，可用于研究被模拟对象事故工况下的核反应堆安全。