【技术实现步骤摘要】
本专利技术涉及核能试验设备，具体地，涉及一种核反应堆热工特性试验验证系统和试验方法。
技术介绍
1、核能也称原子能，是人类最有希望广泛应用的未来能源之一。热管堆作为核反应堆的一种，其具有结构简单、系统紧凑等特点。但是现有的热管堆绝大多数采用固态基底，即燃料棒与热管交错插入一个固体结构中。
2、在应用过程中，燃料棒产生的热量是通过固态结构进行传热，由于燃料棒温度较高，且会产生较大的应力，特别是燃料棒与基底间、热管与基底间，在一些严重情况下，会导致结构失效等问题。
3、为了解决上述难题，一些研发机构提出了采用液态基底取代固态基底的方案。但是现有技术中缺乏专门用于对液态基底进行试验验证的系统，使得采用液态基底的热管堆的诸多模型只能止步于理论，不利于现场应用的普及。
技术实现思路
1、本专利技术旨在至少在一定程度上解决相关技术中的技术问题之一。
2、为此，本专利技术实施例提出一种核反应堆热工特性试验验证系统，该核反应堆热工特性试验验证系统能够避免固态基底热应力较...
【技术保护点】
1.一种核反应堆热工特性试验验证系统，其特征在于，包括：
2.根据权利要求1所述的核反应堆热工特性试验验证系统，其特征在于，包括绝热模块，所述绝热模块设于所述外管段并位于所述试验容器和所述热电转化模块之间，所述绝热模块用于抑制所述热管内的热量流失。
3.根据权利要求1所述的核反应堆热工特性试验验证系统，其特征在于，包括介质管，所述介质管的一端伸入所述储料容器内，所述介质管的另一端与所述试验容器的底部相连，且所述储料容器的高度低于所述试验容器以使所述导热介质在重力的作用下可自行回流至所述试验容器内。
4.根据权利要求3所述的核反应堆热...
【技术特征摘要】
1.一种核反应堆热工特性试验验证系统，其特征在于，包括：
2.根据权利要求1所述的核反应堆热工特性试验验证系统，其特征在于，包括绝热模块，所述绝热模块设于所述外管段并位于所述试验容器和所述热电转化模块之间，所述绝热模块用于抑制所述热管内的热量流失。
3.根据权利要求1所述的核反应堆热工特性试验验证系统，其特征在于，包括介质管，所述介质管的一端伸入所述储料容器内，所述介质管的另一端与所述试验容器的底部相连，且所述储料容器的高度低于所述试验容器以使所述导热介质在重力的作用下可自行回流至所述试验容器内。
4.根据权利要求3所述的核反应堆热工特性试验验证系统，其特征在于，包括气管，所述气管包括主管段、第一支管段和第二支管段，所述主管段的一端与所述气源相连，所述主管段的另一端与所述第一支管段的一端和所述第二支管段的一端相连，所述第一支管段的另一端与所述试验容器的顶部相连，所述第二支管段的另一端与所述储料容器的顶部相连。
5.根据权利要求4所述的核反应堆热工特性试验验证系统，其特征在于，所述介质管上设有第一阀，所述第一阀用于控制所述试验容器和所述储料容器的连通或切断；
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【专利技术属性】
技术研发人员：柳春源，沈峰，邢勉，余慧，孙培栋，郑罡，张曙明，王立广，陈笑松，吴曼霞，郭家丰，罗震，范普成，李林森，
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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