[发明专利]一种研究快堆旋塞中心柱热振荡的试验台架

说明书

本发明提供了一种研究快堆旋塞中心柱热振荡的试验台架，包括试验段主系统，试验段主系统包括试验水箱、中心测量柱试验件、操作头组件试验件和导流筒，试验水箱由两个不同直径圆筒焊接而成，中心测量柱试验件焊接在试验水箱顶面中心，操作头组件试验件包括三个模拟操作头，且围绕着试验水箱的轴线均匀焊接在试验水箱底面上，导流筒围绕着模拟操作头焊接在试验水箱底面上，通过控制不同给水管道内流体的温度和流量，使从模拟操作头出来的流体沿导流筒向上流动，冲在中心测量柱试验件的下封头后向四周流动，继而从两侧的排水管道流出，以研究不同工况下中心测量柱试验件的下封头表面的温度振荡情况及其造成的疲劳影响。

技术领域

本发明属于核电发电实验技术领域，尤其涉及一种研究快堆旋塞中心柱热振荡的试验台架。

背景技术

中子反应堆堆芯是由不同燃料富集度的燃料组件排列组成，而这些组件由燃料棒、控制棒等不同的棒束组成。受这些棒束发热量不均的影响，流经不同通道的冷却剂温度存在差异，当它们在堆芯上腔室混合后，在中心测量柱附近将产生复杂的高频温度振荡现象。这种现象不仅可能会影响堆芯出口温度的测量精度，而且可能会引起堆芯出口上方的中心测量柱的热疲劳与热老化，进而影响反应堆的控制和保护动作，影响其正常运行。迄今为止，不少核电站发生过由于温度振荡现象引起的热疲劳与热老化事件，例如在美国的一些核电站中，曾发生过安注系统管道阀门泄露，引起该阀门一侧的冷水流入到另一侧的高温水中，这种冷热水的搅混导致流体及固体壁面的温度振荡，对结构产生了疲劳损伤；日本敦贺发电厂2号机的化容系统也是由于泄露引发了流体温度振荡，对相关构件产生了热疲劳损伤。为了保证钠冷快堆在设计寿期内旋塞中心柱能够安全运行不发生损坏，对其下方冷却剂温度振荡现象开展研究具有重要的工程价值。

对于热振荡现象的研究，国外起步较早，法国、日本、美国、韩国、印度等国上已经开展了较多的相关研究工作，主要是对热分层现象、T型管温度振荡现象、平行喷口温度振荡现象、同轴喷口温度振荡现象等做了较多的研究，并取得了一定的成果。例如Hu L-W,Kazimi M S等人基于LES湍流模型利用商业软件CFD研究了混合三通道中的高周温度波动情况。Kimura等对T型管中流体混合引起的温度波动情况进行了实验研究，并分析了该模型下的传热特性。Nobuyuki等基于平行三喷口模型，从液态钠到固体的热传递过程进行了实验研究，得到恒定的独立于温度振荡频率及振幅的对流换热系数。

我国核电起步较晚，对这方面的研究较少，但随着我国核电事业的进一步发展，核工业界对此问题也给予了高度的关注。一般情况下，冷热流体的混合及冷热流体的热分层均能产生流体的温度振荡现象。国内对压水的相关管道和钠冷快堆液钠池等研究较多，主要采用理论、数值模拟及实验的方法对温度振荡现象进行研究。例如许义军等总结了相关快堆热分层现象的研究状况，对全场断电情况下，中国实验快堆热钠池内温度场进行瞬态计算，总结了热分层形成的条件及具体位置。陆道纲等基于粒子图像测速和温度传感器系统研究了冷热流体的同轴喷射现象，对流场的温度振荡及其三维特性进行了探讨。现今，国内外对钠冷快堆堆芯上方的旋塞中心柱由于热剥离现象引起的热应力-应变以及疲劳寿命分析的研究还不够详尽，所以需要在钠冷快堆正常运行工况下对旋塞中心柱所承受的热应力进行分析，同时计算旋塞中心柱的疲劳寿命，从而确定旋塞中心柱保护包层的厚度与层数等参数。

流体的温度振荡以及流-固耦合热分析是一个比较复杂的传热传质过程，快堆正常运行时，堆芯冷却剂的温差最大约为100℃，明显大于压水堆冷却剂的温差；同时液态钠的热导率也很大，约为液态水的100倍左右。因此，快堆堆芯出口温度振荡的破坏性也更严重，堆内构件由于温度振荡产生的疲劳失效、蠕变失效以及蠕变-疲劳相互作用失效等损伤，需要得到重点关注。

综上所述，通过模拟不同工况下旋塞中心柱下封头附近流体区域内的高频温度振荡现象，以探究热振荡现象对旋塞中心柱产生热疲劳的影响，并以此验证CFR600旋塞中心柱40，已经成为亟需解决的问题。

发明内容