基于外置喷淋的核反应堆安全壳冷却模拟系统及方法技术方案

一种基于外置喷淋的核反应堆安全壳冷却模拟系统及方法，包括：安全壳、实验气体喷口、依次相连的原水高位水箱、变频喷淋水泵、喷淋喷头和储液箱，其中：喷淋喷头位于安全壳外正上方，实验气体喷口位于安全壳内；安全壳外设有数据采集装置和质谱仪，变频喷淋水泵与喷淋喷头之间依次串联设有入口流量计、进口热电偶、进口压力传感器和实验闸阀；喷淋喷头与储液箱之间依次串联设有出口热电偶和出口流量计；通过注水闸阀和实验闸阀的开闭进行注水，喷淋喷头进行喷淋，根据得到的数据反映安全壳外部喷淋后的内部热工水力现象的特性和规律；本发明专利技术设计合理，应用广泛，为我国先进核反应堆工程建设和设计改造提供技术和数据支持。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及的是一种核工业领域的技术，具体是一种基于外置喷淋的核反应堆安全壳冷却模拟系统及方法。
技术介绍
核能是现有技术水平下可大规模发展的替代能源，在我国的能源结构中具有重要地位。但是由于核电厂潜在的辐射安全风险，安全性问题是大规模发展核电必须解决的关键问题。根据目前核电发展形势和相关政策要求，对压水堆核电厂设计和安全分析工作提出了新的要求。安全壳是核电厂纵深防御体系中包容放射性物质的最后屏障，在核电厂的事故工况下，能否及时有效地冷却安全壳，将直接影响到安全壳完整性和其他专设安全设施的功能，最终影响放射性物质向环境的释放。因此，为从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性，必须保障事故下安全壳冷却系统的功能。非能动安全壳冷却系统(PCS)是三代压水堆核电厂非能动安全性的重要体现，用于直接从钢制安全壳容器向环境传递热量，在事故工况下将堆芯衰变热移除安全壳的传输通道，用以防止安全壳压力在设计基准事故以及严重事故后超过安全压力限值，并且在较长时期内持续降低安全壳的压力和温度，直接决定了三代压水堆核电厂事故下安全壳的完整性和冷却效果。对于非能动安全壳冷却，国内外开展了实验与模拟分析研究。然而，作为一种创新设计，非能动安全壳的冷却在目前的实际工程应用经验并不丰富，特别是对安全壳换热性能的研究、对安全壳内部氢气行为的影响研究等都存在很大程度的不足，这些不足都严重制约了非能动安全壳冷却措施的实施和发展，因此有必要针对非能动安全壳冷却功能开展实验研究。为了模拟实际工况，各国先后建立了众多实验装置以模拟非能动安全壳冷却功能。在工程建设方面，在第三代反应堆AP1000的非能动安全壳冷却系统设计阶段由美国西屋公司主导，开展了单项效应实验和整体性实验，包括水膜形成、流动及众多换热实验，实验多基于原型安全壳结构和大型实验装置LST开展，对于我国自主研发的先进核反应堆的特殊结构，已有的实验结论将可能出现较大的偏差。在国内外研究方面，典型的实验装置包括：Anderson等人在”ExperimentalanalysisofheattransferwithintheAP600containmentunderpostulatedaccidentconditions”(NuclearEngineeringandDesign，1998，185：153-172)中提到使用14块铝板通过不同放置角度得到的AP600安全壳切片模型装置，但由于AP600反应堆安全壳本身同我国先进的非能动压水堆安全壳结构的区别，加之铝板等效造成的材料性能偏差，其实验结论尚不足以应用至先进非能动压水堆的安全分析中。OECD在名为”OECD/SETH-2PROJECTPANDAANDMISTRAEXPERIMENTSFINALSUMMARYREPORT”报告中提到PANDA实验装置中研究了内部喷淋对安全壳内气体混合，特别是对氢气分层现象的影响，但第三代核电技术采用的安全壳外部冷却并不仅仅是将喷淋头从安全壳内部移到外部，更多的是需要考虑喷淋水流量、流道尺寸、冷凝水流动及对流换热等产生的影响。综上，针对我国先进非能动反应堆设计研发需要，需要建立一套能够模拟非能动安全壳冷却功能的实验装置，以便开展针对非能动安全壳冷却性能及安全壳内氢气行为的实验研究，最终实现对先进核反应堆示范工程的验证和改造。经过对现有技术的检索发现，中国专利文献号CN104269195A，公布日2015.1.7，公开了一种模拟核电安全壳基准事故工况的实验系统及其实现方法，包括用于装载非能动氢气复合器整机的实验容器，设置在实验容器内、用于检测实验容器内部压力的第一压力传感器，数据采集系统，以及均与实验容器连接的排气管道、空气供应系统、氢气供应系统和至少为四个的取样管道；所述实验容器通过多点热电偶与数据采集系统连接。但该技术结构复杂，并且需要用于装载非能动氢气复合器整机的实验容器，空间占用率高，不利于频繁和大量的数据采集和模拟工作。
技术实现思路
本专利技术针对现有技术存在的上述不足，提出一种基于外置喷淋的核反应堆安全壳冷却模拟系统及方法，通过外置喷淋喷头对按比例缩小的安全壳模型进行喷淋冷却，安全壳内部的数据采集装置和质谱仪进行数据采集和采样点分析，得到安全壳的换热特性与安全壳内复杂的氢气流动行为之间的作用关系。本专利技术是通过以下技术方案实现的：本专利技术涉及一种基于外置喷淋的核反应堆安全壳冷却模拟系统，包括：安全壳、质谱仪、数据采集装置、实验气体喷口、依次相连的原水高位水箱、变频喷淋水泵、喷淋喷头和储液箱，其中：喷淋喷头位于安全壳外正上方，实验气体喷口位于安全壳内；数据采集装置和质谱仪位于安全壳外，并采集安全壳内的信息数据和样品数据。所述的信息数据包括：温度、压力和流量数据。所述的原水高位水箱与变频喷淋水泵之间设有电磁球阀。所述的变频喷淋水泵与喷淋喷头之间依次串联设有电磁球阀、入口流量计、进口热电偶、进口压力传感器和实验闸阀。所述的喷淋喷头与储液箱之间依次串联设有出口热电偶、出口流量计和电磁球阀。所述的进口压力传感器与储液箱之间并联设有注水闸阀。所述的实验气体喷口通过实验气体供应管线向安全壳提供初始实验气体。所述的安全壳外设有上部保温层和下部保温层。所述的上部保温层与安全壳壁面间的间隙形成喷淋水的流道。所述的出口热电偶位于流道的出口。所述的安全壳内设有与质谱仪相连的浓度采样点。本专利技术涉及上述系统的模拟方法，包括以下步骤：步骤1、在原水高位水箱中注入略多于一次实验用喷淋水量，关闭实验闸阀，打开注水闸阀，根据实验工况表调控变频喷淋水泵进行初次供水，直至入口流量计测得的变频喷淋水泵泵出的喷淋水的流量达到实验工况要求。步骤2、关闭注水闸阀，打开实验闸阀，变频喷淋水泵泵出的喷淋水经过喷淋喷头后回收至储液箱；喷淋喷头对安全壳进行喷淋，安全壳内的数据采集装置开始记录入口流量计、进口热电偶、进口压力传感器、出口热电偶和出口流量计的读数，记录自出口水流量稳定后至出口流量计不再计数所经历的时间；同时，安全壳内部各浓度采样点开始采样，并将样品送入质谱仪分析记录。步骤3、达到喷淋持续时间后，关闭入口流量计与变频喷淋水泵之间的电磁球阀、实验闸阀和变频喷淋水泵，进行后续数据处理。所述的后续数据处理是指：根据数据采集装置采集到的信息数据，整合安全壳外的温度信号、压力信号和入口流量计的信号，得到基于平均换热性能的安全壳内各点氢气浓度分布变化图，以解明介入不同安全壳外部冷却措施时，对安全壳内氢气流动分布及氢气风险的影响。...

【技术保护点】
一种基于外置喷淋的核反应堆安全壳冷却模拟系统，其特征在于，包括：安全壳、质谱仪、数据采集装置、实验气体喷口、依次相连的原水高位水箱、变频喷淋水泵、喷淋喷头和储液箱，其中：喷淋喷头位于安全壳外正上方，实验气体喷口位于安全壳内；数据采集装置和质谱仪位于安全壳外，并采集安全壳内的信息数据和样品数据；所述的信息数据包括：温度、压力和流量数据。

【技术特征摘要】
1.一种基于外置喷淋的核反应堆安全壳冷却模拟系统，其特征在于，包括：安全壳、质谱
仪、数据采集装置、实验气体喷口、依次相连的原水高位水箱、变频喷淋水泵、喷淋喷头和储
液箱，其中：喷淋喷头位于安全壳外正上方，实验气体喷口位于安全壳内；数据采集装置和质
谱仪位于安全壳外，并采集安全壳内的信息数据和样品数据；
所述的信息数据包括：温度、压力和流量数据。
2.根据权利要求1所述的核反应堆安全壳冷却模拟系统，其特征是，所述的变频喷淋水
泵与喷淋喷头之间依次串联设有电磁球阀、入口流量计、进口热电偶、进口压力传感器和实验
闸阀；所述的喷淋喷头与储液箱之间依次串联设有出口热电偶、出口流量计和电磁球阀，其中：
出口热电偶位于流道的出口。
3.根据权利要求1所述的核反应堆安全壳冷却模拟系统，其特征是，所述的原水高位水
箱与变频喷淋水泵之间设有电磁球阀。
4.根据权利要求1所述的核反应堆安全壳冷却模拟系统，其特征是，所述的安全壳外设
有上部保温层和下部保温层；安全壳内设有与质谱仪相连的浓度采样点；所述的上部保温层与
安全壳壁面间的间隙形成喷淋水的流道。
5.根据权利要求1所述的核反应堆安全壳冷却模拟系统，其特征是，所述的喷淋喷头为
喷淋角度大于110°的扇形喷嘴，喷出的额定流量为3m3/h，扬程大于25m。
6.根据权利要求1所述的核反应堆安全壳冷却模拟系统，其特征是，所述的原水...

【专利技术属性】
技术研发人员：曹学武，彭程，佟立丽，
申请(专利权)人：上海交通大学，
类型：发明
国别省市：上海;31