[发明专利]模拟反应堆热腿段发生夹带的试验装置

说明书

本发明公开了一种模拟反应堆热腿段发生夹带的试验装置，包括：第一管，第一管的第一端与反应堆的压力容器出口相连；第二管；三通管，三通管包括第一端、第二端、第三端，三通管的第一端与第一管的第二端相连，三通管的第二端与第二管的第一端相连，三通管的第三端用于与反应堆的自动泄压系统相连，且三通管管为聚碳酸酯材质；第三管，第三管的第一端与第二管的第二端相连，第三管的第一端与反应堆的蒸发器入口相连，且第三管为弯曲形。根据本发明的模拟反应堆热腿段发生夹带的试验装置，可实现双端进气，且可用于开展常温下的空气‑水以及高温下的蒸汽‑水的夹带实验研究，且便于试验的观察，弯折形的第三管可以模拟反应堆热管段真实结构。

技术领域

本发明属于核实验装置技术领域，具体而言，涉及一种模拟反应堆热腿段发生夹带的试验装置。

背景技术

三通管结构广泛应用于核电站中。以第三代核电站AP1000为例，热管段与第四级自动卸压系统(the forth Automatic Depressurization System，ADS-4)卸压管线呈三通管结构。ADS是AP1000非能动安全系统的重要组成部分，当发生小破口事故后，ADS-4爆破阀的开启能在事故后期有效降低压力容器压力，实现安全壳内置换料水箱(In-ContainmentRefueling Water Storage Tank，IRWST)内冷却水在重力作用下注入堆芯，防止堆芯烧毁，保证反应堆安全。

热管段与ADS-4卸压管线呈三通管结构，且卸压管线直径小于热管段直径。当ADS-4阀门开启后，热管段中液位可能低于ADS-4管线支管高度，热腿段中发生汽液两相流动。当汽相流速超过管内液位对应的临界夹带流速时，部分液相会被蒸汽夹带至ADS-4支管，排至安全壳中，使得堆芯冷却剂装量减少。同时，在ADS-4阀门开启后堆芯压力持续降低，伴随着大量蒸汽的闪蒸，一回路冷却剂装量持续减少，可能导致堆芯发生裸露甚至烧毁等严重事故，三通管的汽液两相夹带的实验研究以单端进气为主，但这与实际情况不符，不能准确模拟原型反应堆。

相关技术中，三通管的硬度大，当管道发生振动时容易发生碎裂，只能用于低流量实验。且无法开展常压下的蒸汽-水夹带实验，因此，无法满足较大流量下ADS-4夹带实验以及蒸汽-水夹带实验要求，且无法较好地模拟原型反应堆的真实结构。

发明内容

本发明旨在至少解决现有技术中存在的技术问题之一。为此，本发明的一个目的在于提出一种模拟反应堆热腿段发生夹带的试验装置，所述模拟反应堆热腿段发生夹带的试验装置用于开展常温下的空气-水以及较高温度下的蒸汽-水ADS-4夹带实验研究，且可实现三通管双端进气的试验模拟。

根据本发明实施例的模拟反应堆热腿段发生夹带的试验装置包括：第一管，所述第一管的第一端与所述反应堆的压力容器出口相连；第二管；三通管，所述三通管包括第一端、第二端、第三端，所述三通管的第一端与所述第一管的第二端相连，所述三通管的第二端与所述第二管的第一端相连，所述三通管的第三端用于与所述反应堆的自动泄压系统相连，且所述三通管为聚碳酸酯材质；第三管，所述第三管的第一端与所述第二管的第二端相连，所述第三管的第二端与所述反应堆的蒸发器入口相连，且所述第三管为弯曲形。

根据本发明的模拟反应堆热腿段发生夹带的试验装置，通过三通管的设置可以采用三通管双端进气的方式模拟真实情况下蒸汽从三通管的两端流入反应堆的自动泄压系统，且将聚碳酸酯作为三通管的材料，使三通管可以用于开展常温下的空气-水以及高温下的蒸汽-水的夹带实验研究，且便于试验的观察，且弯折形的第三管可以模拟反应堆热管段真实结构。

根据本发明一个实施例的模拟反应堆热腿段发生夹带的试验装置，还包括：流量分配板，所述流量分配板上设有多个通孔，所述流量分配板连接在所述第二管与所述第三管之间。

根据本发明一个实施例的模拟反应堆热腿段发生夹带的试验装置，所述流量分配板上的两两相邻的三个通孔呈正三角形分布。