[發明專利]基于外置噴淋的核反應堆安全殼冷卻模擬系統及方法有效
| 申請號: | 201610165092.8 | 申請日: | 2016-03-22 |
| 公開(公告)號: | CN105788682B | 公開(公告)日: | 2017-07-18 |
| 發明(設計)人: | 曹學武;彭程;佟立麗 | 申請(專利權)人: | 上海交通大學 |
| 主分類號: | G21C17/003 | 分類號: | G21C17/003;G21D3/04 |
| 代理公司: | 上海交達專利事務所31201 | 代理人: | 王毓理,王錫麟 |
| 地址: | 200240 *** | 國省代碼: | 上海;31 |
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| 摘要: | |||
| 搜索關鍵詞: | 基于 外置 噴淋 核反應堆 安全 冷卻 模擬 系統 方法 | ||
技術領域
本發明涉及的是一種核工業領域的技術,具體是一種基于外置噴淋的核反應堆安全殼冷卻模擬系統及方法。
背景技術
核能是現有技術水平下可大規模發展的替代能源,在我國的能源結構中具有重要地位。但是由于核電廠潛在的輻射安全風險,安全性問題是大規模發展核電必須解決的關鍵問題。
根據目前核電發展形勢和相關政策要求,對壓水堆核電廠設計和安全分析工作提出了新的要求。安全殼是核電廠縱深防御體系中包容放射性物質的最后屏障,在核電廠的事故工況下,能否及時有效地冷卻安全殼,將直接影響到安全殼完整性和其他專設安全設施的功能,最終影響放射性物質向環境的釋放。因此,為從設計上實際消除大量放射性物質釋放的可能性,必須保障事故下安全殼冷卻系統的功能。
非能動安全殼冷卻系統(PCS)是三代壓水堆核電廠非能動安全性的重要體現,用于直接從鋼制安全殼容器向環境傳遞熱量,在事故工況下將堆芯衰變熱移除安全殼的傳輸通道,用以防止安全殼壓力在設計基準事故以及嚴重事故后超過安全壓力限值,并且在較長時期內持續降低安全殼的壓力和溫度,直接決定了三代壓水堆核電廠事故下安全殼的完整性和冷卻效果。對于非能動安全殼冷卻,國內外開展了實驗與模擬分析研究。然而,作為一種創新設計,非能動安全殼的冷卻在目前的實際工程應用經驗并不豐富,特別是對安全殼換熱性能的研究、對安全殼內部氫氣行為的影響研究等都存在很大程度的不足,這些不足都嚴重制約了非能動安全殼冷卻措施的實施和發展,因此有必要針對非能動安全殼冷卻功能開展實驗研究。
為了模擬實際工況,各國先后建立了眾多實驗裝置以模擬非能動安全殼冷卻功能。在工程建設方面,在第三代反應堆AP1000的非能動安全殼冷卻系統設計階段由美國西屋公司主導,開展了單項效應實驗和整體性實驗,包括水膜形成、流動及眾多換熱實驗,實驗多基于原型安全殼結構和大型實驗裝置LST開展,對于我國自主研發的先進核反應堆的特殊結構,已有的實驗結論將可能出現較大的偏差。在國內外研究方面,典型的實驗裝置包括:Anderson等人在”Experimental analysis of heat transfer within the AP600 containment under postulated accident conditions”(Nuclear Engineering and Design,1998,185:153-172)中提到使用14塊鋁板通過不同放置角度得到的AP600安全殼切片模型裝置,但由于AP600反應堆安全殼本身同我國先進的非能動壓水堆安全殼結構的區別,加之鋁板等效造成的材料性能偏差,其實驗結論尚不足以應用至先進非能動壓水堆的安全分析中。OECD在名為”OECD/SETH-2 PROJECT PANDA AND MISTRA EXPERIMENTS FINAL SUMMARY REPORT”報告中提到PANDA實驗裝置中研究了內部噴淋對安全殼內氣體混合,特別是對氫氣分層現象的影響,但第三代核電技術采用的安全殼外部冷卻并不僅僅是將噴淋頭從安全殼內部移到外部,更多的是需要考慮噴淋水流量、流道尺寸、冷凝水流動及對流換熱等產生的影響。
綜上,針對我國先進非能動反應堆設計研發需要,需要建立一套能夠模擬非能動安全殼冷卻功能的實驗裝置,以便開展針對非能動安全殼冷卻性能及安全殼內氫氣行為的實驗研究,最終實現對先進核反應堆示范工程的驗證和改造。
經過對現有技術的檢索發現,中國專利文獻號CN104269195A,公布日2015.1.7,公開了一種模擬核電安全殼基準事故工況的實驗系統及其實現方法,包括用于裝載非能動氫氣復合器整機的實驗容器,設置在實驗容器內、用于檢測實驗容器內部壓力的第一壓力傳感器,數據采集系統,以及均與實驗容器連接的排氣管道、空氣供應系統、氫氣供應系統和至少為四個的取樣管道;所述實驗容器通過多點熱電偶與數據采集系統連接。但該技術結構復雜,并且需要用于裝載非能動氫氣復合器整機的實驗容器,空間占用率高,不利于頻繁和大量的數據采集和模擬工作。
發明內容
本發明針對現有技術存在的上述不足,提出一種基于外置噴淋的核反應堆安全殼冷卻模擬系統及方法,通過外置噴淋噴頭對按比例縮小的安全殼模型進行噴淋冷卻,安全殼內部的數據采集裝置和質譜儀進行數據采集和采樣點分析,得到安全殼的換熱特性與安全殼內復雜的氫氣流動行為之間的作用關系。
本發明是通過以下技術方案實現的:
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