[發(fā)明專利]模擬碎片對燃料組件壓降影響的裝置及冷段破口模擬方法

有效

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• 申請日: 2018-06-01
• 公開（公告）號: CN108538407B
• 公開（公告）日: 2020-02-14
• 發(fā)明（設(shè)計(jì)）人: 牛風(fēng)雷;王達(dá);郭張鵬;卓衛(wèi)乾;任婧雯;劉軍;梁瑞仙;譚占鰲;王祥科
• 申請（專利權(quán)）人: 華北電力大學(xué)
• 主分類號: G21C3/00
• 分類號: G21C3/00;G21C1/03;G21C17/00
• 代理公司: 11246 北京眾合誠成知識產(chǎn)權(quán)代理有限公司
• 代理人: 黃家俊

本發(fā)明公開了屬于核安全領(lǐng)域的一種模擬碎片對燃料組件壓降影響的裝置及冷段破口模擬方法。本發(fā)明采用全尺寸1:1模擬燃料組件，可以較真實(shí)的反應(yīng)核電廠實(shí)際工況。裝置所使用的纖維碎片經(jīng)過特定方法處理，使纖維碎片特性參數(shù)更接近于核電廠事故后實(shí)際情況；與對比國內(nèi)外同類型試驗(yàn)，通過變頻調(diào)節(jié)離心泵調(diào)節(jié)穩(wěn)定流量，流量的波動(dòng)幅度非常小，在需要改變回路流量的，只需通過數(shù)字設(shè)定就能實(shí)現(xiàn)；且可以分別模擬冷段破口事故和熱段破口事故工況。本發(fā)明除了可以在水箱里添加碎片外，在試驗(yàn)段入口前增設(shè)碎片添加系統(tǒng)，降低了碎片在水箱、離心泵、閥門等處堆積的可能性，提高了試驗(yàn)效益。

專利領(lǐng)域

本發(fā)明屬于核安全領(lǐng)域，具體涉及一種模擬碎片對燃料組件壓降影響的裝置及冷段破口模擬方法。

背景技術(shù)

一般商用壓水堆核電站，其主系統(tǒng)的管道破裂使得主反應(yīng)堆系統(tǒng)迅速降壓。受到壓力波動(dòng)態(tài)傳播以及接踵而至的蒸汽或水流沖擊的影響，管道的隔熱材料(如玻璃纖維隔熱材料)以及其他位于管道破口處的材料會(huì)發(fā)生脫離，支離破碎的隔熱材料和其他材料(如油漆片、油漆顆粒、以及混凝土塵埃)混合著破口誘發(fā)的蒸汽流(水流)，混合著安全殼噴淋的水，最終流向ECCS的地坑。同時(shí)，在LOCA后LTCC階段導(dǎo)致泵的吸入壓頭可能顯著下降，從而威脅到核電廠的安全。根據(jù)破口位置的不同事故可分為冷段破口和熱段破口事故，如果破裂發(fā)生在熱管段，通過堆芯的冷卻水流量將增大，如果發(fā)生在冷管段，流量則減小。在LOCA事故過程中，堆芯內(nèi)會(huì)經(jīng)歷噴放、再灌水、再淹沒、長期冷卻等過程，冷卻劑在堆芯內(nèi)的流向會(huì)因此改變，所以在事故過程中，冷卻劑在堆芯內(nèi)的流動(dòng)狀態(tài)、流量大小和流向較復(fù)雜。由此在PWR設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故過程中有理由疑慮包括纖維碎片在內(nèi)的安全殼碎片是否會(huì)在燃料組件上堆積，產(chǎn)生類似堵塞地坑濾網(wǎng)而影響應(yīng)急再循環(huán)的現(xiàn)象。這種現(xiàn)象會(huì)妨礙或阻止ECCS再循環(huán)模式成功運(yùn)行；同時(shí)，碎片在流向燃料組件的過程中，在較窄流道處會(huì)由于大的碎片或碎片堆積而堵塞流道，使得泄漏的冷卻劑由于流量或流道的改變而對ECCS再循環(huán)運(yùn)行帶來不利影響。因此，美國核管會(huì)(U.S.NRC)對于電廠對堆芯的長期冷卻能力表示疑慮，并確認(rèn)了電廠為應(yīng)對長期堆芯冷卻(LTCC)的堵塞問題必須采取的行動(dòng)。NRC的立場是電廠必須能夠證明LOCA后傳輸至燃料組件的碎片不會(huì)導(dǎo)致再循環(huán)流體不可接受的壓頭損失。

因此，模擬在失水事故(LOCA)后再循環(huán)階段，安全殼內(nèi)產(chǎn)生的碎片(纖維碎片、顆粒碎片和化學(xué)碎片等)進(jìn)入到壓力容器的情況下，測定不同碎片在不同流量下引起的堆芯燃料組件壓降的大小，定性確定碎片種類、數(shù)量、分布情況等對壓降造成的影響，并定量獲得它們之間的關(guān)系是必要的。

燃料組件是本發(fā)明中的關(guān)鍵裝置之一，由安全殼碎片導(dǎo)致的燃料組件壓降試驗(yàn)在國際上的類似試驗(yàn)主要有三個(gè)來源，均采用局部高度的燃料組件模型：西屋電力公司采用的是1/4高度17*17的燃料組件模型；連續(xù)動(dòng)力公司采用的是1/3高度15*15的燃料組件模型；韓國水力原子株式會(huì)社采用的是1/2高度16*16的燃料組件模型。

因此急需一種裝置通過模擬壓水堆核電廠事故后碎片(纖維碎片、顆粒碎片和化學(xué)碎片等)穿過安全殼地坑濾網(wǎng)進(jìn)入反應(yīng)堆壓力容器引起燃料組件壓降增加，研究碎片在燃料組件中的分布、附著和堵塞情況，給出不同工況條件(冷卻劑流量大小、流向和溫度)不同碎片類型和碎片量對應(yīng)的燃料組件壓降，定量化評估壓水堆核電廠LOCA事故后安全殼內(nèi)碎片對燃料組件壓降的影響，為保證壓水堆核電廠應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)安全功能的可靠執(zhí)行提供支持。

發(fā)明內(nèi)容

針對背景技術(shù)中所提到的問題，本發(fā)明公開了一種模擬碎片對燃料組件壓降影響的試驗(yàn)裝置，其特征在于，試驗(yàn)段的底端、第一四通、熱管段第二電動(dòng)V型球閥、第一三通、碎片添加系統(tǒng)的入出口、第二流量計(jì)、第六三通、變頻離心泵、主干路電動(dòng)V型球閥、第五三通、碎片攪混系統(tǒng)的入出口、第四三通、第一流量計(jì)、第三三通、熱管段第一電動(dòng)V型球閥、第二三通、第七三通和試驗(yàn)段的頂端順序串聯(lián)構(gòu)成回路；