[发明专利]模拟燃料表面沉积物对堆芯热工影响的实验装置及方法

说明书

本发明公开了一种模拟燃料表面沉积物对堆芯热工影响的实验装置及方法，该实验装置包括实验段、水箱、稳压器、冷凝器、高温高压泵、质量流量计、预热器、过滤器、NI数据采集系统、辅助系统、和配电系统；实验段由存在沉积物的锆合金包壳管、外套管、电极、引压管和T热电偶组成；水箱是回路的供水系统，通过注水管与实验主回路相连，连接的位置位于过滤器与冷凝器之间；冷凝器的上游是过滤器，按照冷却剂流通方向，冷凝器依次与高温高压泵、质量流量计、预热器、实验段、稳压器和过滤器相连；稳压器与实验主回路相连；辅助系统接入实验主回路；本发明能有效地模拟燃料元件包壳表面沉积物对于堆芯热工水力特性的影响，为相关研究提供可靠的实验模拟装置。

技术领域

本发明涉及轻水堆堆芯热工水力特性实验领域，具体涉及一种模拟轻水堆燃料元件表面沉积物对堆芯热工水力特性影响的实验装置及方法。

背景技术

核能是国家能源战略的重要支柱，也是能源可持续发展的重要保障，核安全是发展核能的根本保证和基石，是关系到我国能源安全和经济社会发展的根本问题。燃料元件作为核反应堆的核心部件，其内部通过发生链式核裂变反应源源不断释放能量，燃料元件包壳作为防止放射性物质外泄的第一道屏障，保持其在反应堆运行周期内高度可靠性和完整性是反应堆安全的重要前提,对实现“实际消除大量放射性释放的可能性”的核安全目标和提升核动力系统安全性具有重要意义。轻水堆堆芯燃料元件在长期高温、高压和强辐射环境下运行中包壳表面会形成氧化层和沉积物。沉积物存在会严重影响反应堆堆芯中子物理及燃料元件与冷却剂的传热特性，造成堆芯功率偏移、局部传热恶化和局部腐蚀加剧破损等危害，给核反应堆的安全运行带来极大安全隐患。

目前国内外已开展相关研究，但尚无可行的实验方法对燃料元件表面沉积物对堆芯热工水力特性的影响展开研究。目前国内对于燃料元件表面沉积物的研究相对较少，相关研究大多由欧美日韩等国展开。

例如，韩国专利申请号KR2020011277-A和KR2105037-B1公开了一种用于分析燃料元件表面沉积物对核反应堆燃料元件输出功率影响以及测量沉积物生成量及硼浓度的设备。该设备主要集中在测量燃料元件表面沉积物对于反应堆运行效率的影响，并没有关注热工水力问题。

例如，欧洲专利申请号EP2457235-A4、EP2457235-B1、EP2457235-A1、美国专利申请号US2011019790-A1、US9530527-B2以及日本专利申请号 JP2013500472-W JP5645206-B2、等联合公开了一种用于分析两种不同类型的CRUD(燃料元件表面沉积物)的分析方法。该方法主要集中在分析燃料元件表面沉积物的成分及形成机理，并不涉及沉积物对堆芯热工水力特性的影响。

发明说明

为了解决上述技术存在的缺陷，本发明提供了一种模拟燃料元件包壳表面沉积物对堆芯热工水力特性影响的实验装置及方法，能够进行在燃料元件表面沉积物对堆芯热工水力特性的影响机理研究，为分析燃料表面沉积物对反应堆安全运行的影响，降低其运行中对反应堆造成的损害，提供重要的理论依据。

为了达到上述目的，本发明采用如下技术方案：