一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法制造方法及图纸

本发明专利技术提供了一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法，包括：气体供应单元、测量单元、夹具单元、可视化记录单元和碎片收集单元；气体供应单元包括多个级联的承压容器，每个承压容器的顶端与排气管线连通，排气管线末端设有喷嘴；测量单元包括传感器和处理器，传感器安装在承压容器内和排气管线上；夹具单元夹持待测材料；可视化记录单元对待测材料在喷嘴的高速气流冲击下产生材料碎片的过程进行记录；碎片收集单元收集高速气流冲击下产生的材料碎片；研究在不同压力参数、不同喷射时间、不同喷射位置下高能气体对安全壳内不同种类材料冲击产生的碎片影响，解明高压气体喷射对核电厂安全壳内材料碎片化的影响。喷射对核电厂安全壳内材料碎片化的影响。喷射对核电厂安全壳内材料碎片化的影响。

【技术实现步骤摘要】
一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法


[0001]本专利技术属于核工业安全
，具体涉及一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法。

技术介绍

[0002]随着我国经济的快速发展，对能源需求越来越大，核能是现有技术水平下可大规模发展的清洁能源，在我国的能源结构中具有重要地位。为了更好地利用核能，我国引入了第三代核电技术，在消化、吸收、全面掌握第三代核电技术的基础上，通过再创新开发出了具有自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水对核电机组。三代及四代核电技术的发展极大提升了核电厂的安全性能，但是不置可否核电在使用过程中仍然面临安全挑战。
[0003]非能动堆芯冷却系统(PXS)是第三代大型先进压水堆的非能动安全系统的重要组成部分，通过非能动设计理念进行安全注射、带走堆芯热量以及调节再循环溶液pH值，保证反应堆的完整性，最终防止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，必须保证事故下非能动堆芯冷却系统的功能。
[0004]核电厂LOCA事故情况下，高能管道破裂导致大量高温、高压气体喷射进入安全壳内，高压气体对安全壳内的各种设备、材料进行冲击可能导致大量碎片产生，碎片会堵塞安全壳内非能动堆芯冷却系统中的过滤器，使冷却剂流动阻力增大，降低了堆芯热量的排出能力，增大了反应堆过热和放射性物质的泄露风险。对于严重事故情况下高能气体喷射导致的安全壳内碎片源项材料，国外开展了部分实验分析研究。美国NRC针对沸水堆开展了AIJT空气喷射实验，使用311.5m3的压缩空气罐(压力为17.2MPa)研究了4种材料铝制反射金属保温、不锈钢反射金属保温、纤维保温和铅屏蔽包括的碎片情况。然而，对于我国的新型先进非能动压水堆反应堆，安全壳内的材料种类、设备与管道布置方式以及高能管道内的气体压力等与沸水堆以及传统压水堆堆型相比已发生变化，已有实验结论可能出现较大的偏差，特别是针对不同压力参数、不同喷射时间、不同喷射位置对源项碎片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堆芯热量的排出。
[0005]因此，如何对先进非能动安全壳内碎片源项材料开展实验研究，以及如何模拟严重事故情况下非能动压水对安全壳内多种类复合高压气体喷射导致的碎片源项材料的实验环境是需要解决的难题，以便开展碎片源项材料的实验研究，最终实现对先进核反应堆示范工程的技术支持。
[0006]此外，现有的研究技术中采用单一组分气体进行喷射，无法模拟多种类复合气体对碎片源项的影响，而且为了保证气体的喷射时间和喷射流量满足要求，通常需要配置体积巨大的储气罐(几百立方)，使实研究成本非常巨大，而且实验种类及实验参数较为单一，不利于频繁和大量的数据采集和模拟工作。

技术实现思路

[0007]本专利技术为了解决上述问题，提出了一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置
及方法。
[0008]根据一些实施例，本专利技术采用如下技术方案：
[0009]第一方面，本专利技术提供了一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置，包括：气体供应单元、测量单元、夹具单元、可视化记录单元和碎片收集单元；
[0010]所述气体供应单元包括多个级联的承压容器，每个承压容器的顶端与排气管线连通，排气管线末端设有喷嘴；
[0011]所述测量单元包括传感器和处理器，传感器安装在承压容器内和排气管线上，传感器用于采集温度和压力数据并传输至处理器；
[0012]所述夹具单元安装在距离喷嘴设定距离处，用于夹持待测材料；
[0013]所述可视化记录单元距离夹具单元设定距离，用于对待测材料在喷嘴的高速气流冲击下产生材料碎片的过程进行记录；
[0014]所述碎片收集单元包括收集网，收集网包络夹具单元设置，用于收集高速气流冲击下产生的材料碎片。
[0015]进一步的，所述碎片收集单元还包括导流板，导流板设置于夹具单元后方，导流板为弧状弯曲型，用于减小实验气体穿过夹具单元后的气体压力。
[0016]进一步的，所述收集网为球型、矩形或桶形，作为优选的一种实施方式，所述收集网为桶形收集网。
[0017]进一步的，所述承压容器的侧面与进气管线连通，承压容器的底端与排水管线连通。
[0018]进一步的，所述承压容器的壳体上安装有加热保温机构，加热保温机构包括电加热丝和加热控制模块，电加热丝缠绕在承压容器的壳体上，电加热丝与加热控制模块连接，加热控制模块用于控制电加热丝加热。
[0019]进一步的，所述供气管线上依次安装有气动调节阀、气体流量计和喷嘴；气动调节阀用于快速开关供气管线，气体流量计位于气动调节阀后方用于测量气体喷射流量。
[0020]进一步的，所述传感器包括容器温度传感器、容器压力传感器、出口温度传感器和出口热电阻，承压容器内安装容器温度传感器和容器压力传感器，气体流量计与喷嘴之间安装有出口压力传感器和出口热电阻。
[0021]进一步的，所述的喷嘴为可旋转角度喷射喷嘴，与供气管道通过螺纹连接。
[0022]进一步的，所述夹具单元包括夹板和驱动机构，驱动机构带动夹板运动对待测试材料进行夹持，可夹持的待测试材料包括屏蔽材料、金属转接箱、金属软管、电缆和保温材料。
[0023]进一步的，夹具单元距离喷嘴的距离L与供气管线的直径D的比值L/D的范围为4～13。
[0024]第二方面，本专利技术提供了一种如第一方面所述的核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置的实验方法，包括：
[0025]向承压容器内注入额定质量的实验气体，对承压容器内的实验气体进行加热，通过测试单元实时监控承压容器内的气体温度以及压力等参数，直至达到实验要求；
[0026]打开电动调节阀使实验气体进入供气管线；
[0027]调整喷嘴的喷射角度以及夹具单元与喷嘴之间的距离至实验要求值并固定夹具
单元，夹具单元上夹持待测材料；
[0028]开启供气管线上的气动调节阀，供气管线内的实验气体通过喷嘴对夹具单元上的待测材料喷射高速气流；
[0029]利用可视化记录单元对待测材料在喷嘴的高速气流冲击下产生材料碎片的过程进行记录；
[0030]通过碎片收集单元收集高速气流冲击下产生的材料碎片。
[0031]与现有技术相比，本专利技术的有益效果为：
[0032]1、本专利技术采用多个级联的承压容器构成的气体供应单元，能够模拟多种类复合气体对碎片源项的影响，利用碎片收集单元设置的导流板和桶形收集网，能够有效减小实验气体穿过夹具单元后的气体压力，捕捉收集高压气体冲击试验材料产生的碎片，且配合可视化记录单元的高速摄像仪对过程进行记录，通过测量单元检测内部温度、压力和气体流量信息，研究在不同压力参数、不同喷射时间、不同喷射位置下高能气体对安全壳内不同种类材料冲击产生的碎片影响，解明高压气体喷射对核电厂安全壳内材料碎片化的影响，最终实现对先进核反应堆示范工程的技术支持，以进行新型先进非能动压水堆安全壳内事故情况下高能气体冲击设备材料产本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置，其特征在于，包括：气体供应单元、测量单元、夹具单元、可视化记录单元和碎片收集单元；所述气体供应单元包括多个级联的承压容器，每个承压容器的顶端与排气管线连通，排气管线末端设有喷嘴；所述测量单元包括传感器和处理器，传感器安装在承压容器内和排气管线上，传感器用于采集温度和压力数据并传输至处理器；所述夹具单元安装在距离喷嘴设定距离处，用于夹持待测材料；所述可视化记录单元距离夹具单元设定距离，用于对待测材料在喷嘴的高速气流冲击下产生材料碎片的过程进行记录；所述碎片收集单元包括收集网，收集网包络夹具单元设置，用于收集高速气流冲击下产生的材料碎片。2.如权利要求1所述的核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置，其特征在于，所述碎片收集单元还包括导流板，导流板设置于夹具单元后方，导流板为弧状弯曲型，用于减小实验气体穿过夹具单元后的气体压力。3.如权利要求1所述的核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置，其特征在于，所述承压容器的侧面与进气管线连通，承压容器的底端与排水管线连通。4.如权利要求1所述的核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置，其特征在于，所述承压容器的壳体上安装有加热保温机构，加热保温机构包括电加热丝和加热控制模块，电加热丝缠绕在承压容器的壳体上，电加热丝与加热控制模块连接，加热控制模块用于控制电加热丝加热。5.如权利要求1所述的核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置，其特征在于，所述供气管线上依次安装有气动调节阀、气体流量计和喷嘴；气动调节阀用于快速开关供气管线，气体流量计位于气动调节阀后方用于测量气体喷射流量。6.如权利要...

【专利技术属性】
技术研发人员：向文娟，刘汉臣，郭丹丹，夏栓，武心壮，宋春景，邱健，吴辉平，刘洁，杨小杰，
申请(专利权)人：上海核工程研究设计院有限公司，
类型：发明
国别省市：