一种乏燃料池式沸腾试验台架制造技术

本发明专利技术公开了属于核电站安全技术领域的一种乏燃料池式沸腾试验台架。乏燃料池式沸腾试验台架总体由六部分组成，分别为：乏燃料水池沸腾试验段，净水系统，储水及输水系统，温度控制系统，数据采集系统和排水系统；试验段是在不锈钢套筒内由定位格架固定按照9х9排布成正方形的81根不锈钢加热棒管组成，在不锈钢加热管内部沿竖直方向上均匀布置测温K型热电偶，通过调整不同的加热功率来模拟不同乏燃料衰变余热；试验期间采用数据采集系统实现对各温度测点温度的自动测量、采集、传输与保存，同时利用高速摄像机拍摄加热管管束间汽泡流型。研究由于衰变余热而引起的池内沸腾换热特性；试验研究内容包括水池内温度场、垂直管束间沸腾换热特性。

A Pool Boiling Test Bench for Spent Fuel

The invention discloses a spent fuel pool boiling test bench belonging to the field of nuclear power plant safety technology. The spent fuel pool boiling test bench is composed of six parts: spent fuel pool boiling test section, water purification system, water storage and delivery system, temperature control system, data acquisition system and drainage system; the test section is composed of 81 stainless steel heating rod tubes fixed in the stainless steel sleeve and arranged in square according to 9 9 rows. K-type thermocouples are arranged evenly along the vertical direction to simulate waste heat from decay of spent fuel by adjusting different heating power. During the experiment, data acquisition system is used to realize automatic measurement, acquisition, transmission and preservation of temperature at each measuring point. Meanwhile, high-speed camera is used to photograph bubble flow patterns between heating tube bundles. The boiling heat transfer characteristics in the pool caused by decaying waste heat are studied, including the temperature field in the pool and the boiling heat transfer characteristics between vertical tube bundles.

【技术实现步骤摘要】
一种乏燃料池式沸腾试验台架
本专利技术属于核电站安全
，特别涉及一种乏燃料池式沸腾试验台架。
技术介绍
核电站发生全场断电或者地震等事故工况下，乏燃料水池正常冷却系统或将长期失效。在乏燃料水池冷却系统失效期间，乏燃料水池内部会建立一个大的自然循环场，池水沿着乏燃料贮存格架与池壁之间的通道向下流动，流经贮存格架底板与池底之间的空间，再依次通过贮存格架底板上的流水孔进入乏燃料组件，最后在乏燃料组件以上的水空间中交混。池水因与乏燃料组件传热而升温，由此产生的密度差是自然循环的驱动力[4]。乏燃料水池通过池内水的蒸发来带走乏燃料不断产生的衰变热，池内水位随着池水蒸发而下降。在此过程中乏燃料水池会出现池式沸腾现象，乏燃料水池内的换热特性也随之发生转变，由初始阶段的单相传热发展到沸腾传热。随着池内水位不断下降，如果核电站没有进行有效的乏燃料水池补水措施，甚至会出现乏燃料组件裸露这一危险信号。在乏燃料组件裸露阶段，水位下降至乏燃料组件高度以下，池内换热特性又将发生转变，由两相传热变成乏燃料组件裸露部分与水池底部蒸发出的水蒸气发生单相对流换热。这个阶段中乏燃料水池内的换热性对乏燃料组件的完整性有直接的影响，决定了乏燃料组件对内部放射性物质的包容性。如果乏燃料组件包壳温度升高到一定值会导致包壳组件破裂，放射性物质外泄，将对核电站安全性产生巨大影响。从结构方面而言，乏燃料组件内部的垂直管束间通道是一种特殊几何截面，这种狭窄细长的通道在两相流沸腾传热中影响着气泡的流型和运动特性。因此针对乏燃料组件垂直通道的沸腾传热的研究，将对乏燃料水池安全性有重要的意义，同时也对工程应用有重要的试验参考价值。国内外针对乏燃料水池的安全性研究主要集中在理论分析和数值计算方面上，针对乏燃料水池的试验研究比较少。王明路为研究非能动冷却热管对乏燃料水池的冷却效应，搭建分离式热管实验平台研究其冷却能力，分析冷却热管的换热特性。同时利用CFD计算乏燃料水池的温度场与流场，并与试验结果进行对比分析。韩一丹等人针对乏燃料水池冷却系统失效，乏燃料水池内的乏燃料组件由于水位蒸发下降而发生棒束裸露情况下，研究喷淋系统对裸露乏燃料组件的喷淋冷却效果。试验采用5×5的电加热棒模拟乏燃料组件，设置了不同试验工况，包括不同加热棒功率，不同喷淋流量密度来研究乏燃料组件在喷淋冷却下的温度变化趋势。最后通过试验得出加热棒束在不同喷淋工况下的温度分布以及乏燃料棒自身衰功率对于其安全性的影响。综上所述，着眼乏燃料池式沸腾以及垂直管束通道内换热特性研究还不够充分，针对性不够强。主要表现在以下三个方面：(1)乏燃料水池安全性研究主要集中在理论分析和数值计算方面，针对乏燃料水池的试验研究比较少；(2)垂直管束间换热特性实验研究中对流动换热研究较多，对于乏燃料水池池式沸腾传热的试验研究方面较少；(3)垂直管束通道的模型尺寸不够广泛，实验管束通道普遍较短，对细长狭窄通道内的沸腾传热研究较少。
技术实现思路
本专利技术的目的是提出一种乏燃料池式沸腾试验台架，该试验台架以核电站乏燃料水池在冷却系统失效情况为背景，研究乏燃料水池内的乏燃料棒束由于衰变余热而引起的池内沸腾换热特性；实验研究内容包括水池内温度场、垂直管束间沸腾换热系数、垂直管束间气泡流型及流动特性；其特征在于，具体包括：(1)试验装置试验装置总体由六部分组成，分别为：乏燃料水池沸腾试验段1，净水系统2，储水及输水系统3，温度控制系统4，数据采集系5和排水系统6；所述乏燃料水池沸腾试验段1是在不锈钢套筒11内由定位格架20固定按照9х9排布成正方形的81根不锈钢加热棒管10，81根不锈钢加热棒管10穿过底板22上9х9排布成正方形的相应的孔，，套上硅胶垫片9和压盖23，通过螺拴21，将硅胶垫片9压在底板22的槽内，实现不锈钢加热棒管10与底板22的密封连接；不锈钢套筒11与底板22焊接密封连接；(2)热电偶布置乏燃料水池沸腾试验温度测量的主要对象为不锈钢加热棒管管壁面温度和相邻水域的水温；对于9×9排布的垂直管束，考虑到一定的对称性原则，取9×9排布的正方形左上角细实线围成的三角形区域作为本试验的测温区域；在三角形测温区域内，每根不锈钢加热管内部沿竖直方向上均匀布置6个测温K型热电偶25。所述净水系统2由净水器15和净水泵16连接组成，并通过控制阀与储水及输水系统3的储水箱14进水口连接；所述储水及输水系统3为在储水箱14底出水口与控制阀、过滤器13及输水泵12串联；再通过控制阀与不锈钢套筒11进水口连接；所述温度控制系统4由控制箱8和配电箱7组成，控制箱8的输出端与不锈钢加热棒管10的引线24连接；所述数据采集系5由显示器17和数据采集模块18组成，数据采集模块18连接乏燃料水池沸腾试验段1内的温度传感器和安装在视窗19附近的高速摄像机；所述排水系统6由排水阀和排水地坑组成。所述81根不锈钢加热棒管10在轴向方向上共设置七组定位格架20，防止不锈钢加热棒管10在试验工质流动过程中出现晃动，实现不锈钢加热棒管的横向固定，并在加热过程中加强试验工质流体搅浑。所述试验工质为净水器15制备的去离子水，其电导率小于0.5μs/cm，满足试验水质要求。所述控温系统控制试验温度调节，通过调整不同的加热功率来模拟不同乏燃料衰变余热；试验期间采用数据采集系统实现对各温度测点温度的自动测量、采集、传输与保存，同时利用高速摄像机拍摄加热管管束间汽泡流型。所述乏燃料水池沸腾试验段的设计为常压，开式回路与大气连通。所述不锈钢加热管内部沿竖直方向上均匀布置6个测温K型热电偶，在纵向分布的6个测温高度上，每个高度在管束通道中心处与管束边处均布置2个水温热电偶，用于测量靠近管壁附近的水域温度。本专利技术的有益效果：本试验台架可以实现：(1)以乏燃料水池冷却剂失效事故为背景，针对乏燃料组件的壁温和相邻水域流体温度变化进行研究分析，得到乏燃料棒束垂直管束间的换热特性。(2)通过设置不同加热功率、不同初始温度和干烧等多工况试验，研究乏燃料棒束的池式沸腾换热特性。(3)在沸腾传热阶段，利用高速摄像机对垂直管束狭窄通道内流型及流动特性进行研究。(4)评价整个乏燃料水池出现池式沸腾时的安全性问题。附图说明图1为乏燃料棒管束喷淋冷却试验系统示意图。图2为燃料棒管束结构示意图图3为图2的A-A视图及热电偶测温三角形区域图4为内置热电偶加热管布置示意图。图5为实验段整体测温热电偶布置具体实施方式本专利技术提出一种乏燃料池式沸腾试验台架，该试验台架以核电站乏燃料水池在冷却系统失效情况为背景，研究乏燃料水池内的乏燃料棒束由于衰变余热而引起的池内沸腾换热特性；试验研究内容包括水池内温度场、垂直管束间沸腾换热系数、垂直管束间气泡流型及流动特性；下面结合附图和实施例予以说明。图1所示为乏燃料棒管束喷淋冷却试验系统示意图。图中包括：(1)试验装置试验装置总体由六部分组成，分别为：乏燃料水池沸腾试验段1，净水系统2，储水及输水系统3，温度控制系统4，数据采集系5和由排水阀和排水地坑组成的排水系统6；所述乏燃料水池沸腾试验段1是在不锈钢套筒11内由定位格架20固定按照9х9排布成正方形的81根不锈钢加热棒管10，81根不锈钢加热棒管10穿过底板22上9х9排布成正方形的相应的孔，套上硅胶垫片9和本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种乏燃料池式沸腾试验台架，该试验台架以核电站乏燃料水池在冷却系统失效情况为背景，研究乏燃料水池内的乏燃料棒束由于衰变余热而引起的池内沸腾换热特性；试验研究内容包括水池内温度场、垂直管束间沸腾换热系数、垂直管束间气泡流型及流动特性；其特征在于，具体包括：(1)试验装置试验装置总体由六部分组成，分别为：乏燃料水池沸腾试验段(1)，净水系统(2)，储水及输水系统(3)，温度控制系统(4)，数据采集系(5)和排水系统(6)；所述乏燃料水池沸腾试验段(1)的设计为常压，开式回路与大气连通；乏燃料水池沸腾试验段是在不锈钢套筒(11)内由定位格架(20)固定按照9х9排布成正方形的81根不锈钢加热棒管(10)，81根不锈钢加热棒管(10)穿过底板(22)上9х9排布成正方形的相应的孔，套上硅胶垫片(9)和压盖(23)，通过螺拴(21)，将硅胶垫片(9)压在底板(22)的槽内，实现不锈钢加热棒管(10)与底板(22)的密封连接；不锈钢套筒(11)与底板(22)焊接密封连接；(2)热电偶布置乏燃料水池沸腾试验温度测量的主要对象为不锈钢加热棒管管壁面温度和相邻水域的水温；对于9×9排布的垂直管束，考虑到一定的对称性原则，取9×9排布的正方形左上角细实线围成的三角形区域作为本试验的测温区域；在三角形测温区域内，每根不锈钢加热管内部沿竖直方向上均匀布置6个测温K型热电偶(25)。...

【技术特征摘要】
1.一种乏燃料池式沸腾试验台架，该试验台架以核电站乏燃料水池在冷却系统失效情况为背景，研究乏燃料水池内的乏燃料棒束由于衰变余热而引起的池内沸腾换热特性；试验研究内容包括水池内温度场、垂直管束间沸腾换热系数、垂直管束间气泡流型及流动特性；其特征在于，具体包括：(1)试验装置试验装置总体由六部分组成，分别为：乏燃料水池沸腾试验段(1)，净水系统(2)，储水及输水系统(3)，温度控制系统(4)，数据采集系(5)和排水系统(6)；所述乏燃料水池沸腾试验段(1)的设计为常压，开式回路与大气连通；乏燃料水池沸腾试验段是在不锈钢套筒(11)内由定位格架(20)固定按照9х9排布成正方形的81根不锈钢加热棒管(10)，81根不锈钢加热棒管(10)穿过底板(22)上9х9排布成正方形的相应的孔，套上硅胶垫片(9)和压盖(23)，通过螺拴(21)，将硅胶垫片(9)压在底板(22)的槽内，实现不锈钢加热棒管(10)与底板(22)的密封连接；不锈钢套筒(11)与底板(22)焊接密封连接；(2)热电偶布置乏燃料水池沸腾试验温度测量的主要对象为不锈钢加热棒管管壁面温度和相邻水域的水温；对于9×9排布的垂直管束，考虑到一定的对称性原则，取9×9排布的正方形左上角细实线围成的三角形区域作为本试验的测温区域；在三角形测温区域内，每根不锈钢加热管内部沿竖直方向上均匀布置6个测温K型热电偶(25)。2.根据权利要求1所述一种乏燃料池式沸腾试验台架，其特征在于，所述净水系统(2)由净水器(15)和净水泵(16)连接组成，并通过控制阀与储水及输水系统(3)的储水箱(14)进水口连接。3.根据权利要求1所述一种乏燃料池式沸腾试验台架，其特征在于，所述储水及输水系统(3)为在储水箱(14)底出水口与控制阀、过滤器(...

【专利技术属性】
技术研发人员：陆道纲，秦亥琦，钟宇航，曹琼，王汉，
申请(专利权)人：华北电力大学，
类型：发明
国别省市：北京,11