核反应堆安全壳碎片迁移特性试验系统及其试验方法技术方案

一种核反应堆安全壳碎片迁移特性试验系统及其试验方法，该系统包括由水槽、整流栅、过滤网及相关设备组成的试验段模块，由水箱、主水泵、电动阀门及相关管道和仪表组成的流速调节模块，由冷却水泵、换热器、冷却塔及相关管道和仪表组成的冷却模块，由流量计、温度传感器、压力传感器、液位计组成的热工水力参数测量模块，由高速摄影仪、局域网计算机及相关图像处理软件组成的影像采集模块，由PIV设备、局域网计算机及相关流场处理软件组成的流场信息采集模块，由可编程逻辑控制器将水泵、电动阀门及相关设备组成的远程控制模块；本发明专利技术实现了失水事故后安全壳地面水流速度场的准确模拟，获得了不同碎片在水中迁移时的特性参数。

【技术实现步骤摘要】
核反应堆安全壳碎片迁移特性试验系统及其试验方法
本专利技术属于核动力设备性能验证性试验研究
，具体涉及一种核反应堆安全壳碎片迁移特性试验系统及其试验方法。
技术介绍
当压水堆核电厂发生失水事故(LOCA)时，冷却剂系统一回路管道外部包裹的保温隔热材料以及破口附近的其他材料因受到破口处高能射流的冲击而损坏脱落。产生的碎片会分散在安全壳内各处，并随着破口喷出的水流迁移到安全壳地坑，可能导致地坑滤网堵塞，进一步引发再循环冷却失效。上世纪90年代，世界上一些在运行的核电厂曾经发生过地坑滤网堵塞事故，并造成了严重的经济损失和安全隐患。因此，开展核反应堆安全壳碎片迁移特性分离效应试验，获得碎片在不同工况下的特性参数是十分必要和重要的。开展核反应堆安全壳碎片迁移特性试验，主要研究的是不同流型和流速下碎片在试验段内的运动特性。由于试验段尺寸较大，且流速范围较广(0.3m/s～3m/s)，为了便于观察碎片的运动特性，整个试验对回路的流量调节、参数测量及可视化能力提出了较高的要求。在运用传统测量手段的同时，充分结合高速摄像技术和PIV流场分析方法，安全壳碎片迁移特性试验具备了较强的实时监测能力，能够对碎片的运动特性以及试验段内的流场分布进行全方位的研究。中国专利申请公开号CN107195341A公开了一种核电站安全壳碎片对燃料组件压降影响的在线监控装置。虽然该装置的测量对象是安全壳碎片，但是它更为关注的是碎片在穿过地坑滤网进入一回路系统后，对堆芯燃料组件的压降影响，无法获得碎片随水流迁移的运动特性参数。又如中国专利授权公告号CN206557242U公开了一种实验用水流流速模拟及测量装置。虽然该装置能够准确模拟水流速度场，同时利用粒子图像测试技术进行了流速测量，但其流速范围较窄，不适用于模拟大流量下的核反应堆真实工况，也无法获得试验段内碎片的运动特性参数，因而该检测系统和方法不适用于核反应堆安全壳碎片迁移特性试验。
技术实现思路
本专利技术的目的是针对上述试验装置或试验系统不适用或不满足核工程领域对安全壳碎片迁移特性试验研究的需求，提供一种核反应堆安全壳碎片迁移特性试验系统及其试验方法，本专利技术所述装置及系统能够实现试验段碎片迁移特性的可视化研究，同时又可以做到系统参数简便快速的调节，能够获得流量、压力、温度等试验参数，并利用PIV技术给出试验段内详细的流场信息，以便对碎片迁移特性进行深入研究。为了达到上述目的，本专利技术采用如下技术方案：一种核反应堆安全壳碎片迁移特性试验系统及其试验方法，包括由水箱1、第一阀门1101、Y型过滤器1201、第一软接头1301、主水泵2、第二软接头1302、流量计3、换热器4、第一电动调节阀1601、试验段5、第二电动调节阀1602及其管道组成的主循环回路；由水箱1、第一阀门1101、Y型过滤器1201、第一软接头1301、主水泵2、第二软接头1302、第二阀门1102及其管道组成的旁通回路；由第三阀门2101、冷却塔11、第二Y型过滤器2201、冷却水泵12、第四阀门2102、换热器4及其管道组成的冷却回路；第一Y型过滤器1201设置在主水泵2入口，用于过滤主水泵2入口流体；主水泵2上下游管道分别连接有第一软接头1301和第二软接头1302，用于减缓主水泵进出口流体造成的管路振动；第二软接头1302下游管道上安装有三通接头，三通的两个出口分别连接主循环回路和旁通回路；旁通回路通过第二阀门1102与水箱1相连，实现主循环回路的流量辅助调节；水箱1、控制主循环回路流量的第一阀门1101、控制旁通回路流量的第二阀门1102、主水泵2、用于调节试验段5中水流速度的第一电动阀门1601、用于控制试验段5中液位高度的第二电动阀门1602，以上部件和设备构成了主循环回路的流速调节模块；第二软接头1302下游的主循环回路上依次安装有用于测量主循环回路流量的流量计3、第一温度传感器1401、第二温度传感器1402、第一压力传感器1501、第三温度传感器1403和第二压力传感器1502，第一温度传感器1401和第二温度传感器1402分别设置在换热器4主循环回路侧的上下游，分别用于监测换热器4主循环回路侧上下游的水温变化，第三温度传感器1403设置在试验段5下游，用于测量试验段5下游的水温；第一压力传感器1501和第二压力传感器1502分别设置在试验段5进出口处，分别用于监测试验段进出口处的压力变化；在试验段5内还安装了液位计1901，能够对试验段5的液位高度进行实时监控，以上管道部件和设备仪表组成了主循环回路的热工水力参数测量模块；冷却回路的循环水在冷却水泵12的作用下，依次流经第四阀门2102、换热器4、第三阀门2101、冷却塔11和第二Y型过滤器2201，对主循环回路水进行冷却，防止主水泵2长期运行后导致主循环回路水温过高；其中，第四温度传感器2401和第五温度传感器2402分别设置在换热器4冷却回路侧上下游，分别用于测量换热器4冷却回路侧上下游的水温变化，以上共同组成试验系统的冷却模块；第一电动阀门1601下游主回路管道末端安装有喷头1701，通过改变喷头1701类型，能够为试验提供不同的流型选择；试验段5依次布置了第一过滤网1801、整流栅6和第二过滤网1802，以上部件共同组成了试验段模块；水箱1上方布置的补水阀1103能够实现自动补水功能；试验结束后，水箱1能通过下方的排污阀1104将循环水排出；激光源7设置在试验段5的上方，与PIV专用跨帧CCD相机8、局域网计算机10共同组成系统的流场信息采集模块，能够监测并观察流体流经整流栅后的流场信息，方便分析流场分布对碎片迁移特性产生的影响；相连接的高速摄像机9和局域网计算机10组成系统的影像采集模块。所述试验段5为长方形水槽，材质为有机玻璃，用钢架进行加固，总长6000mm，宽1000mm，高1200mm，从左往右依次分为进口区A、试验区B和出口区C；进口区A长1800mm，试验区B长3000mm，两者间布置有整流栅6,整流栅6上游安装有第一过滤网1801，防止试验时产生的碎片进入试验段上游区域；出口区C长1200mm，试验区B与出口区C之间布置有第二过滤网1802，可用于研究碎片在迁移过程中对滤网的附着特性。所述高速摄像机9能够方便的移动位置和调整拍摄角度，清晰地记录碎片在试验段5内的运动过程以及碎片在第二滤网1802处的附着特性。所述试验系统上布置的所有温度传感器、压力传感器、流量计、液位计均通过信号采集系统连接到局域网计算机10上，组成系统的热工水力参数测量模块。所述试验系统中的主水泵2、冷却水泵12以及所有电动调节阀的控制均通过可编程逻辑控制器实现远程调控，组成了系统的远程控制模块。所述试验系统对应的试验方法，试验开始前对回路进行充水检漏、抗震检查，确保回路在大流量下无泄漏，系统控制模块响应及时，热工水力参数测量、影像采集和流场信息采集模块准确无误；启动主循环回路时，保持第一阀门1101、第一电动阀门1601、第二电动阀门1602和补水阀1103处于开启状态，保持排污阀1104处于关闭状态，开启主水泵2；启动冷却回路时，打开第三阀门2101和第四阀门2102，开启冷却水泵12；调节主循环回路流量时，缓慢增加或减小主水泵2频率，根据流量计3示本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种核反应堆安全壳碎片迁移特性试验系统，其特征在于：包括由水箱(1)、第一阀门(1101)、第一Y型过滤器(1201)、第一软接头(1301)、主水泵(2)、第二软接头(1302)、流量计(3)、换热器(4)、第一电动调节阀(1601)、试验段(5)、第二电动调节阀(1602)及其管道组成的主循环回路；由水箱(1)、第一阀门(1101)、Y型过滤器(1201)、第一软接头(1301)、主水泵(2)、第二软接头(1302)、第二阀门(1102)及其管道组成的旁通回路；由冷却塔(11)、第二Y型过滤器(2201)、冷却水泵(12)、第四阀门(2102)、换热器(4)、和第三阀门(2101)及其管道组成的冷却回路；第一Y型过滤器(1201)设置在主水泵(2)入口，用于过滤主水泵(2)入口流体；主水泵(2)上下游管道分别连接有第一软接头(1301)和第二软接头(1302)，用于减缓主水泵进出口流体造成的管路振动；第二软接头(1302)下游管道上安装有三通接头，三通的两个出口分别连接主循环回路和旁通回路；旁通回路通过第二阀门(1102)与水箱(1)相连，实现主循环回路的流量辅助调节；水箱(1)、控制主循环回路流量的第一阀门(1101)、控制旁通回路流量的第二阀门(1102)、主水泵(2)、用于调节试验段(5)中水流速度的第一电动阀门(1601)、用于控制试验段(5)中液位高度的第二电动阀门(1602)，以上部件和设备构成了主循环回路的流速调节模块；第二软接头(1302)下游的主循环回路上依次安装有用于测量主循环回路流量的流量计(3)、第一温度传感器(1401)、第二温度传感器(1402)、第一压力传感器(1501)、第三温度传感器(1403)和第二压力传感器(1502)，第一温度传感器(1401)和第二温度传感器(1402)分别设置在换热器(4)主循环回路侧的上下游，分别用于监测换热器(4)主循环回路侧上下游的水温变化，第三温度传感器(1403)设置在试验段(5)下游，用于测量试验段(5)下游的水温；第一压力传感器(1501)和第二压力传感器(1502)分别设置在试验段(5)进出口处，分别用于监测试验段进出口处的压力变化；在试验段(5)内还安装了液位计(1901)，能够对试验段(5)的液位高度进行实时监控，以上管道部件和设备仪表组成了主循环回路的热工水力参数测量模块；冷却回路的循环水在冷却水泵(12)的作用下，依次流经第四阀门(2102)、换热器(4)、第三阀门(2101)、冷却塔(11)和第二Y型过滤器(2201)，对主循环回路水进行冷却，防止主水泵(2)长期运行后导致主循环回路水温过高；其中，第四温度传感器(2401)和第五温度传感器(2402)分别设置在换热器(4)冷却回路侧上下游，分别用于测量换热器(4)冷却回路侧上下游的水温变化，以上共同组成试验系统的冷却模块；第一电动阀门(1601)下游主回路管道末端安装有喷头(1701)，通过改变喷头(1701)类型，能够为试验提供不同的流型选择；试验段(5)依次布置了第一过滤网(1801)、整流栅(6)和第二过滤网(1802)，以上部件共同组成了试验段模块；水箱(1)上方布置的补水阀(1103)能够实现自动补水功能；试验结束后，水箱(1)能通过下方的排污阀(1104)将循环水排出；激光源(7)设置在试验段(5)的上方，与PIV专用跨帧CCD相机(8)、局域网计算机(10)共同组成系统的流场信息采集模块，能够监测并观察流体流经整流栅后的流场信息，方便分析流场分布对碎片迁移特性产生的影响；相连接的高速摄像机(9)和局域网计算机(10)组成系统的影像采集模块。...

【技术特征摘要】
1.一种核反应堆安全壳碎片迁移特性试验系统，其特征在于：包括由水箱(1)、第一阀门(1101)、第一Y型过滤器(1201)、第一软接头(1301)、主水泵(2)、第二软接头(1302)、流量计(3)、换热器(4)、第一电动调节阀(1601)、试验段(5)、第二电动调节阀(1602)及其管道组成的主循环回路；由水箱(1)、第一阀门(1101)、Y型过滤器(1201)、第一软接头(1301)、主水泵(2)、第二软接头(1302)、第二阀门(1102)及其管道组成的旁通回路；由冷却塔(11)、第二Y型过滤器(2201)、冷却水泵(12)、第四阀门(2102)、换热器(4)、和第三阀门(2101)及其管道组成的冷却回路；第一Y型过滤器(1201)设置在主水泵(2)入口，用于过滤主水泵(2)入口流体；主水泵(2)上下游管道分别连接有第一软接头(1301)和第二软接头(1302)，用于减缓主水泵进出口流体造成的管路振动；第二软接头(1302)下游管道上安装有三通接头，三通的两个出口分别连接主循环回路和旁通回路；旁通回路通过第二阀门(1102)与水箱(1)相连，实现主循环回路的流量辅助调节；水箱(1)、控制主循环回路流量的第一阀门(1101)、控制旁通回路流量的第二阀门(1102)、主水泵(2)、用于调节试验段(5)中水流速度的第一电动阀门(1601)、用于控制试验段(5)中液位高度的第二电动阀门(1602)，以上部件和设备构成了主循环回路的流速调节模块；第二软接头(1302)下游的主循环回路上依次安装有用于测量主循环回路流量的流量计(3)、第一温度传感器(1401)、第二温度传感器(1402)、第一压力传感器(1501)、第三温度传感器(1403)和第二压力传感器(1502)，第一温度传感器(1401)和第二温度传感器(1402)分别设置在换热器(4)主循环回路侧的上下游，分别用于监测换热器(4)主循环回路侧上下游的水温变化，第三温度传感器(1403)设置在试验段(5)下游，用于测量试验段(5)下游的水温；第一压力传感器(1501)和第二压力传感器(1502)分别设置在试验段(5)进出口处，分别用于监测试验段进出口处的压力变化；在试验段(5)内还安装了液位计(1901)，能够对试验段(5)的液位高度进行实时监控，以上管道部件和设备仪表组成了主循环回路的热工水力参数测量模块；冷却回路的循环水在冷却水泵(12)的作用下，依次流经第四阀门(2102)、换热器(4)、第三阀门(2101)、冷却塔(11)和第二Y型过滤器(2201)，对主循环回路水进行冷却，防止主水泵(2)长期运行后导致主循环回路水温过高；其中，第四温度传感器(2401)和第五温度传感器(2402)分别设置在换热器(4)冷却回路侧上下游，分别用于测量换热器(4)冷却回路侧上下游的水温变化，以上共同组成试验系统的冷却模块；第一电动阀门(1601)下游主回路管道末端安装有喷头(1701)，通过改变喷头(1701)类型，能够为试验提供不同的流型选择；试验段(5)依次布置了第一过滤网(1801)、整流栅(6)和第二过滤网(1802)，以上部件共同组成了试验段模块；水箱(1)上方布置的补水阀(1103)能够实现自动补水功能；试验结束后，水箱(1)能通过下方的排污阀(1104)将循环水排出；激光源(7)设置在试验段(5)的上方，与PIV专用跨帧CCD相机(8)、局域网计算机(10)共同组成系统的流场信息采集模块，能够监测并观察流体流经整流栅后的流场信息，方便分析流场分布对碎片迁移特性产生的影响；相连接的高速摄像机(9)和局域网计算机(10)组成系统的影像采集模块。2.根据权利要求1所述的核反应堆安全壳碎片迁移特性试验系统，其特征在于：所...

【专利技术属性】
技术研发人员：张亚培，周瑜琨，巫英伟，苏光辉，田文喜，秋穗正，
申请(专利权)人：西安交通大学，
类型：发明
国别省市：陕西,61