反应堆压力容器流动换热性能测试系统技术方案

本发明专利技术公开了一种反应堆压力容器流动换热性能测试系统，包括过冷水注入模块、两相汽液混合物注入模块和试验模块，试验模块包括压力容器堆芯模拟体和下降段模拟体；过冷水注入模块与试验模块相连，用于向试验模块注入过冷水，两相汽液混合物注入模块与试验模块相连，用于向试验模块注入饱和汽液混合物以模拟事故工况。本发明专利技术提出的反应堆压力容器流动换热性能测试系统填补了相关技术中测试系统无法开展大破口事故中低压喷放及再灌水阶段堆芯换热性能试验研究的空白，主要用于大破口事故中低压喷放和再灌水阶段堆芯换热性能研究，还可以开展高压喷放、再淹没及长期冷却等阶段反应堆堆芯内流动换热行为研究。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及核反应堆，尤其是涉及一种反应堆压力容器内流动换热性能测试系统。

技术介绍

1、核能作为一种清洁能源，在减少温室气体排放、改善环境污染方面具有重要作用。随着核电发展，对核反应堆堆芯的热工水力及结构优化设计提出了更高的要求。燃料组件是反应堆堆芯的主要组成部分，冷却剂流经燃料组件棒束区，对燃料棒进行冷却，带走衰变热。棒束通道的热工水力性能直接影响核电厂的安全性、可靠性和经济性。棒束通道几何上的复杂性、棒束子通道之间的热质传递现象以及格架的存在使冷却剂在棒束通道中流动和传热特性比简单通道内的流动传热特性复杂得多。

2、因此如何确保即使在主冷却剂系统发生破口失水事故的情况下仍然能使燃料包壳温度低于安全限值，是反应堆热工水力安全设计的主要任务之一，因此有必要对事故下堆芯换热性能开展研究，进而支持设计改进以及安全分析软件的验证。鉴于此类研究很难在原型反应堆上开展，开发针对事故下堆芯换热性能研究的试验系统成为现实且有效的手段。

技术实现思路

1、核反应堆大破口失水事故是指反应堆冷却剂系统主管道发生大本文档来自技高网...

【技术保护点】

1.一种反应堆压力容器流动换热性能测试系统，其特征在于，包括：过冷水注入模块、两相汽液混合物注入模块和试验模块，

2.根据权利要求1所述的反应堆压力容器流动换热性能测试系统，其特征在于，所述下降段模拟体内设有环形的下降段模拟流道。

3.根据权利要求1所述的反应堆压力容器流动换热性能测试系统，其特征在于，所述过冷水注入模块用于模拟堆芯补水箱CMT、蓄压安注箱ACC或内置换料水箱IRWST的冷却水注入。

4.根据权利要求1或3所述的反应堆压力容器流动换热性能测试系统，其特征在于，所述过冷水注入模块包括储水箱、第一驱动泵、加热器和注水管路，所述储水箱用于储存...

【技术特征摘要】

1.一种反应堆压力容器流动换热性能测试系统，其特征在于，包括：过冷水注入模块、两相汽液混合物注入模块和试验模块，

2.根据权利要求1所述的反应堆压力容器流动换热性能测试系统，其特征在于，所述下降段模拟体内设有环形的下降段模拟流道。

3.根据权利要求1所述的反应堆压力容器流动换热性能测试系统，其特征在于，所述过冷水注入模块用于模拟堆芯补水箱cmt、蓄压安注箱acc或内置换料水箱irwst的冷却水注入。

4.根据权利要求1或3所述的反应堆压力容器流动换热性能测试系统，其特征在于，所述过冷水注入模块包括储水箱、第一驱动泵、加热器和注水管路，所述储水箱用于储存冷却水，所述第一驱动泵设在所述储水箱出口侧用于为向所述试验模块注水提供动力，所述加热器设在所述注水管路上。

5.根据权利要求4所述的反应堆压力容器流动换热性能测试系统，其特征在于，所述下降段模拟体具有下降段安注接口，所述压力容器堆芯模拟体的上封头设有上封头安注接口，所述过冷水注入模块与所述下降段安注接口与所述上封头安注接口中的每一者相连。

6.根据权利要求1所述的反应堆压力容器流动换热性能测试系统，其特征在于，所述过冷水注入模块向所述试验模块注水的压力为0.3mpa-12mpa。

【专利技术属性】
技术研发人员：杨福明，范普成，杜连越，费立凯，苑皓伟，王虎升，郑琳，孟召灿，黄挺，沙会娥，全国萍，
申请(专利权)人：国家电投集团科学技术研究院有限公司，
类型：发明
国别省市：

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