[实用新型]铅冷快堆过冷水与熔融铅合金相互作用压力特性实验系统

说明书

本实用新型公开一种铅冷快堆过冷水与熔融铅合金相互作用压力特性实验系统，包括反应容器、水运输模块、加热模块、数据采集模块以及控制模块，所述水运输模块包含有与铅冷快堆蒸汽发生器传热管破口事故中高压过冷水与液态铅合金相互作用的第三阶段和第一阶段分别对应的常压水运输子模块和高压水柱注射子模块；该铅冷快堆过冷水与熔融铅合金相互作用压力特性实验系统通过再现铅冷快堆蒸汽发生器传热管破口事故中二回路水与熔融铅合金的相互作用过程，便于技术人员对相关作用的机理进行研究，对于改进铅冷快堆的安全性评价以及堆内关键安全设施的设计具有重要的意义。

技术领域

本实用新型涉及铅冷快堆领域，具体涉及一种铅冷快堆过冷水与熔融铅合金相互作用压力特性实验系统。

背景技术

相对于前三代核电技术，第四代核电技术具有安全性更好、经济性更高、核废物产生量少以及能有效防止核扩散等优点。2001年成立的“第四代核能系统国际论坛”选定了六种最具发展前景的第四代反应堆堆型，其中铅冷快堆因具备良好的增殖核燃料和嬗变核废料潜力以及拥有突出的经济性和安全性，被认为有望率先实现工业示范化。铅冷快堆是指采用液态铅或铅铋作为冷却剂的快中子反应堆。我国政府高度重视铅冷快堆等先进核能系统的研发。

蒸汽发生器是铅冷快堆系统中最核心的热交换设备，是一、二回路的枢纽。目前，铅冷快堆多采用池式结构设计，蒸汽发生器、主泵等设备与堆芯一起浸没在一回路主容器冷却剂内。这种设计省去了中间回路，简化了反应堆的结构，使得堆芯设计较紧凑，提高了经济性。为便于传热，蒸汽发生器存在大量壁薄、细小的传热管。二回路加压水通过传热管管侧引入主容器与壳侧高温液态铅合金进行热量交换，使得水与液态铅合金只有传热管一壁之隔。由于传热管两侧具有较大的温差和压差，容易产生较大的机械应力和热应力，加上一、二回路流体的振动和腐蚀作用，使得发生蒸汽发生器传热管破裂(Steam GeneratorTube Rupture,SGTR)事故的风险不容忽视。一旦SGTR事故发生，二回路加压水将直接喷射到一回路低压高温液态铅合金中，虽然一回路冷却剂铅或铅铋与水不发生剧烈的化学反应，但是他们之间依然存在着强烈的相互作用，如高压水迅速沸腾、蒸汽爆炸等。

目前，国际上一般认为，铅冷快堆蒸汽发生器传热管破口事故中高压水与液态铅合金相互作用大致可分为四个阶段：第一阶段，由于压力骤然下降，高压水急速沸腾(闪蒸)，产生瞬时压力冲击波；第二阶段，由于接触界面水力不稳定性，水/蒸汽在液态铅合金中破碎，形成弥散的水滴-蒸汽-熔融铅合金混合物，同时液态重金属发生晃动，对堆内构件造成冲击；第三阶段，发生水滴-熔融铅合金相互作用(Coolant-coolant Interaction,CCI)，水滴迅速蒸发，甚至引发蒸汽爆炸；第四阶段，在浮力、流动液态铅合金曳力以及泵吸引力等作用下，蒸汽泡可能向堆芯迁移，带来潜在的正反应性，并可能恶化堆芯换热。铅冷快堆SGTR事故带来的危害包括：迅速沸腾或蒸汽爆炸产生的压力波通过在液态金属中传播可能对反应堆压力容器和堆内构件造成严重冲击；单一传热管破裂可能导致相邻管道发生破损；产生的蒸汽可能进入堆芯引发反应性扰动，并恶化堆芯换热。

因此，对铅冷快堆蒸汽发生器传热管破口事故中二回路过冷水第一阶段高压水柱和第三阶段液滴或液块与熔融铅合金相互作用压力特性进行研究，对于改进铅冷快堆的安全性评价以及堆内关键安全设施的设计具有重要的意义。

实用新型内容

本实用新型为解决上述的技术问题而提供一种铅冷快堆过冷水与熔融铅合金相互作用压力特性实验系统，通过再现铅冷快堆蒸汽发生器传热管破口事故中二回路水与熔融铅合金的相互作用过程，便于技术人员对相关作用的机理进行研究，对于改进铅冷快堆的安全性评价以及堆内关键安全设施的设计具有重要的意义。

为解决上述问题，本实用新型采用如下技术方案：

一种铅冷快堆过冷水与熔融铅合金相互作用压力特性实验系统，包括反应容器、水运输模块、加热模块、数据采集模块以及控制模块，所述水运输模块包含有与铅冷快堆蒸汽发生器传热管破口事故中高压过冷水与液态铅合金相互作用的第三阶段和第一阶段分别对应的常压水运输子模块和高压水柱注射子模块。