[發明專利]一種研究快堆旋塞中心柱熱振蕩的試驗臺架

有效

• 申請號: 202110306175.5
• 申請日: 2021-03-23
• 公開（公告）號: CN113063816B
• 公開（公告）日: 2022-07-26
• 發明（設計）人: 陸道綱;黑寶平;司宇
• 申請（專利權）人: 華北電力大學;中國原子能科學研究院
• 主分類號: G01N25/20
• 分類號: G01N25/20
• 代理公司: 北京眾合誠成知識產權代理有限公司 11246
• 代理人: 李全旺

本發明提供了一種研究快堆旋塞中心柱熱振蕩的試驗臺架，包括試驗段主系統，試驗段主系統包括試驗水箱、中心測量柱試驗件、操作頭組件試驗件和導流筒，試驗水箱由兩個不同直徑圓筒焊接而成，中心測量柱試驗件焊接在試驗水箱頂面中心，操作頭組件試驗件包括三個模擬操作頭，且圍繞著試驗水箱的軸線均勻焊接在試驗水箱底面上，導流筒圍繞著模擬操作頭焊接在試驗水箱底面上，通過控制不同給水管道內流體的溫度和流量，使從模擬操作頭出來的流體沿導流筒向上流動，沖在中心測量柱試驗件的下封頭后向四周流動，繼而從兩側的排水管道流出，以研究不同工況下中心測量柱試驗件的下封頭表面的溫度振蕩情況及其造成的疲勞影響。

技術領域

本發明屬于核電發電實驗技術領域，尤其涉及一種研究快堆旋塞中心柱熱振蕩的試驗臺架。

背景技術

中子反應堆堆芯是由不同燃料富集度的燃料組件排列組成，而這些組件由燃料棒、控制棒等不同的棒束組成。受這些棒束發熱量不均的影響，流經不同通道的冷卻劑溫度存在差異，當它們在堆芯上腔室混合后，在中心測量柱附近將產生復雜的高頻溫度振蕩現象。這種現象不僅可能會影響堆芯出口溫度的測量精度，而且可能會引起堆芯出口上方的中心測量柱的熱疲勞與熱老化，進而影響反應堆的控制和保護動作，影響其正常運行。迄今為止，不少核電站發生過由于溫度振蕩現象引起的熱疲勞與熱老化事件，例如在美國的一些核電站中，曾發生過安注系統管道閥門泄露，引起該閥門一側的冷水流入到另一側的高溫水中，這種冷熱水的攪混導致流體及固體壁面的溫度振蕩，對結構產生了疲勞損傷；日本敦賀發電廠2號機的化容系統也是由于泄露引發了流體溫度振蕩，對相關構件產生了熱疲勞損傷。為了保證鈉冷快堆在設計壽期內旋塞中心柱能夠安全運行不發生損壞，對其下方冷卻劑溫度振蕩現象開展研究具有重要的工程價值。

對于熱振蕩現象的研究，國外起步較早，法國、日本、美國、韓國、印度等國上已經開展了較多的相關研究工作，主要是對熱分層現象、T型管溫度振蕩現象、平行噴口溫度振蕩現象、同軸噴口溫度振蕩現象等做了較多的研究，并取得了一定的成果。例如Hu L-W,Kazimi M S等人基于LES湍流模型利用商業軟件CFD研究了混合三通道中的高周溫度波動情況。Kimura等對T型管中流體混合引起的溫度波動情況進行了實驗研究，并分析了該模型下的傳熱特性。Nobuyuki等基于平行三噴口模型，從液態鈉到固體的熱傳遞過程進行了實驗研究，得到恒定的獨立于溫度振蕩頻率及振幅的對流換熱系數。

我國核電起步較晚，對這方面的研究較少，但隨著我國核電事業的進一步發展，核工業界對此問題也給予了高度的關注。一般情況下，冷熱流體的混合及冷熱流體的熱分層均能產生流體的溫度振蕩現象。國內對壓水的相關管道和鈉冷快堆液鈉池等研究較多，主要采用理論、數值模擬及實驗的方法對溫度振蕩現象進行研究。例如許義軍等總結了相關快堆熱分層現象的研究狀況，對全場斷電情況下，中國實驗快堆熱鈉池內溫度場進行瞬態計算，總結了熱分層形成的條件及具體位置。陸道綱等基于粒子圖像測速和溫度傳感器系統研究了冷熱流體的同軸噴射現象，對流場的溫度振蕩及其三維特性進行了探討?，F今，國內外對鈉冷快堆堆芯上方的旋塞中心柱由于熱剝離現象引起的熱應力-應變以及疲勞壽命分析的研究還不夠詳盡，所以需要在鈉冷快堆正常運行工況下對旋塞中心柱所承受的熱應力進行分析，同時計算旋塞中心柱的疲勞壽命，從而確定旋塞中心柱保護包層的厚度與層數等參數。

流體的溫度振蕩以及流-固耦合熱分析是一個比較復雜的傳熱傳質過程，快堆正常運行時，堆芯冷卻劑的溫差最大約為100℃，明顯大于壓水堆冷卻劑的溫差；同時液態鈉的熱導率也很大，約為液態水的100倍左右。因此，快堆堆芯出口溫度振蕩的破壞性也更嚴重，堆內構件由于溫度振蕩產生的疲勞失效、蠕變失效以及蠕變-疲勞相互作用失效等損傷，需要得到重點關注。

綜上所述，通過模擬不同工況下旋塞中心柱下封頭附近流體區域內的高頻溫度振蕩現象，以探究熱振蕩現象對旋塞中心柱產生熱疲勞的影響，并以此驗證CFR600旋塞中心柱40，已經成為亟需解決的問題。

發明內容