【技术实现步骤摘要】
一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却试验台架
本技术涉及核电发电实验
，特别是涉及熔融物堆内滞留压力容器外部冷却三维试验段。
技术介绍
在核电发展历程中，核安全一直是人们所关心的重点问题。目前世界范围内已经有400多个在役核电站，绝大部分按照二代核电技术建造。虽然核电厂已经采取了一系列的措施来避免严重事故的发生，但是极端条件下仍可能发生超设计基准的严重事故，如三里岛事故，切尔诺贝利事故和福岛事故。一旦严重事故发生，很有可能造成蒸汽爆炸，放射性物质大量释放等严重后果。调查表明，核电厂一旦发生事故，只要保证压力容器和安全壳的完整性，就能大量减少放射性物质的释放。自此之后，国际上逐渐形成了熔融物堆内滞留(In-VesselRetention,IVR)的压力容器外部冷却(ExternalReactorVesselCooling,ERVC)严重事故缓解策略。即冷却水流过压力容器外壁与保温层之间形成的流道，将通过压力容器下封头壁面导出的熔融物的热量带出，从而防止压力容器下封头表面发生沸腾临界，保证下封头的完整性。目前，IVR-ERV...
【技术保护点】
1.一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却试验台架，其特征在于所述试验台架包括：二维试验段、三维试验段、上升段、上水箱、流量计、下降段、阀门、下水箱、加热系统、温度检测系统、预热系统和冷却系统；所述二维试验段顶端连接所述上升段的底端，所述上升段的顶端连接所述上水箱的一侧，所述上水箱的底端连接所述流量计的顶端，所述流量计的底端连接所述下降段的顶端，所述下降段的底端连接所述阀门，所述阀门连接所述下水箱的顶端一侧，所述下水箱的顶端另一侧连接所述二维试验段的底端；所述三维试验段顶端连接另一个所述上升段的底端，另一个所述上升段的顶端连接所述上水箱的另一侧，所述上水箱的底端连接另一个所述流...
【技术特征摘要】
1.一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却试验台架，其特征在于所述试验台架包括：二维试验段、三维试验段、上升段、上水箱、流量计、下降段、阀门、下水箱、加热系统、温度检测系统、预热系统和冷却系统；所述二维试验段顶端连接所述上升段的底端，所述上升段的顶端连接所述上水箱的一侧，所述上水箱的底端连接所述流量计的顶端，所述流量计的底端连接所述下降段的顶端，所述下降段的底端连接所述阀门，所述阀门连接所述下水箱的顶端一侧，所述下水箱的顶端另一侧连接所述二维试验段的底端；所述三维试验段顶端连接另一个所述上升段的底端，另一个所述上升段的顶端连接所述上水箱的另一侧，所述上水箱的底端连接另一个所述流量计的顶端，另一个所述流量计的底端连接另一个所述下降段的顶端，另一个所述下降段的底端连接另一个所述阀门，另一个所述阀门连接另一个所述下水箱的顶端一侧，另一个所述下水箱的顶端另一侧连接所述三维试验段的底端；所述二维试验段和三维试验段上均设置有加热系统，用于加热所述二维试验段和三维试验段；所述温度检测系统设置在上水箱出口端附近以及所述二维试验段和三维试验段的进口端和出口端附近，以检测相应位置冷却水的温度；所述预热系统和冷却系统连接所述上水箱，用于控制上水箱中的冷却水的温度；通过加热系统控制所述二维试验段和三维试验段的热流密度分布，使其大致模拟严重事故下的热流密度分布，利用温度检测系统测量在此热流密度下的温度以及冷却水的温度，得到传热系数的规律；整体升高加热功率，直至温度出现飞升，此时的热流密度即为临界热流密度；通过分析不同区域的CHF值，得到下二维试验段的下封头二维切片和三维试验段的下封头三维切片曲面加热条件下的CHF分布规律，建立可靠的CHF预测模型。
2.根据权利要求1所述熔融物堆内滞留压力容器外部冷却试验台架，其特征在于：所述二维试验段和三维试验段均由U型流道和数块加热铜块组成，所述二维试验段为宽度为18.5CM的弧形切片，所述三维试验段为开角为15度的球状切片；所述加热系统包括加热棒，用于加热所...
【专利技术属性】
技术研发人员：陆道纲，王汉，张泽皓，高尚，刘少华，靳愚，
申请(专利权)人：华北电力大学，
类型：新型
国别省市：北京;11
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