[发明专利]一种研究铅铋夹带金属颗粒流动凝固特性的可视化实验段

说明书

一种研究铅铋夹带金属颗粒流动凝固特性的可视化实验段，该实验段包括：进出口连接管道、上下法兰、螺栓、螺帽、铝垫片、氟橡胶、异形滤网、金属颗粒、石英玻璃管、氧化铟锡加热膜；进出口连接管道用于连接铅回路，为实验段提供液态铅铋合金；采用法兰连接石英玻璃管，采用铝垫片和氟橡胶进行密封；异形滤网焊接在入口侧的下法兰位置，用于支撑金属颗粒；石英玻璃管外侧包覆透明的氧化铟锡加热膜，保证透明度的同时实现管道温度控制；本发明能够获得铅铋在恒温壁面边界条件下夹带金属颗粒流动凝固的可视化实验数据，满足铅铋夹带金属颗粒流动凝固特性研究需求，密封性能优良，可视化程度高，控温精度高，拆卸方便，同时满足目前的加工工艺要求。

技术领域

本发明涉及铅基反应堆热工水力技术领域，具体涉及一种研究铅铋夹带金属颗粒流动凝固特性的可视化实验段。

背景技术

铅基反应堆具有良好的固有安全性、热工水力特性以及中子物理性能，同时在小型化、可持续性和经济性方面具有突出优势，已经成为第四代先进核反应堆的主要候选堆型之一。我国自1999年，开展了加速器驱动次临界系统(ADS)研究，中国科学院于2011年开始“ADS专项”，展开嬗变技术研究，选择铅基堆作为主要发展方向，并提出CLEAR系列铅基反应堆概念。

作为第四代核能系统，铅基反应堆的安全性和可靠性，特别是在严重事故下的响应能力受到了广泛关注。历史上的三大核事故已证实了反应堆发生严重堆芯损坏和放射性物质大规模释放的可能性，这也引起了核监管当局对反应堆严重事故安全分析的高度重视。铅基反应堆虽然具有较高安全性，但其在无保护瞬态超功率或无保护欠冷等始发事件触发下，堆芯仍有可能发生大面积燃料元件失效熔化的严重事故，且在燃料元件失效后，燃料颗粒在堆内迁徙过程中，理论上存在燃料积聚导致反应堆重返临界的可能性，由此导致的严重后果是反应堆功率骤增，最终可能导致堆芯解体事故的发生，引起放射性物质大规模释放。目前，铅铋夹带燃料颗粒在堆内迁徙过程的机理现象尚不明确，亟需对其流动凝固特性开展机理实验研究。

针对上述问题，现有的国内外关于铅铋夹带金属颗粒流动凝固特性的实验段设计方案存在以下不足：1)由于铅铋合金的不透明性，可视化的铅铋夹带金属颗粒流动凝固实验往往需要借助中子照相等昂贵的测量设备，这些测量设备及其使用资质的获取难度较大；2)石英玻璃管的连接、固定和密封技术方案不成熟，液态铅铋极易溢出，石英玻璃管极易破裂；3)可视化实验段的壁面温度边界控制难度大，精度低；4)实验段安装复杂。以上不足限制了对铅铋夹带金属颗粒流动凝固特性的深入研究，阻碍了铅基反应堆的发展。

发明内容

为了克服上述现有技术存在的问题，本发明的目的在于提供一种研究铅铋夹带金属颗粒流动凝固特性的可视化实验段，获取铅铋夹带金属颗粒流动凝固可视化影像数据，为铅铋夹带金属颗粒流动凝固的可视化实验提供基础。

为了达到上述目的，本发明采用如下技术方案：

一种研究铅铋夹带金属颗粒流动凝固特性的可视化实验段，该可视化实验段包括：入口连接管道1、出口连接管道2、螺帽3、螺栓4、下法兰5、上法兰6、铝垫片7、氟橡胶8、异形滤网9、金属颗粒10、石英玻璃管11、氧化铟锡加热膜12；所述入口连接管道1和液态铅铋源连接，为实验段提供液态铅铋合金；入口处和出口处的下法兰5和上法兰6实现石英玻璃管11与入口连接管道1和出口连接管道2的连接，采用铝垫片7和氟橡胶8密封，采用螺帽3和螺栓4固定；入口处的下法兰5底端与异形滤网9焊接固定，再与入口连接管道1焊接固定，出口处的下法兰直接与出口连接管道2焊接固定；异形滤网9直接穿入石英玻璃管11，紧贴石英玻璃管11内壁面，异形滤网9顶部用于支撑置于石英玻璃管11 内的金属颗粒10；氧化铟锡加热膜12包覆在石英玻璃管11外壁面，控制石英玻璃管11外壁面温度；液态铅铋由入口连接管道1流入，穿过异形滤网9，夹带金属颗粒10向上流动，由于石英玻璃管11和氧化铟锡加热膜12的透明性，可获得铅铋夹带金属颗粒10向上运动的可视化数据。