阅读说明：本技术 模拟燃料表面沉积物对堆芯热工影响的实验装置及方法 (Experimental device and method for simulating thermal influence of fuel surface sediments on reactor core ) 是由 王明军 王幸君 王莹杰 侯延栋 巫英伟 田文喜 秋穗正 苏光辉 于 2020-07-07 设计创作，主要内容包括：本发明公开了一种模拟燃料表面沉积物对堆芯热工影响的实验装置及方法,该实验装置包括实验段、水箱、稳压器、冷凝器、高温高压泵、质量流量计、预热器、过滤器、NI数据采集系统、辅助系统、和配电系统；实验段由存在沉积物的锆合金包壳管、外套管、电极、引压管和T热电偶组成；水箱是回路的供水系统,通过注水管与实验主回路相连,连接的位置位于过滤器与冷凝器之间；冷凝器的上游是过滤器,按照冷却剂流通方向,冷凝器依次与高温高压泵、质量流量计、预热器、实验段、稳压器和过滤器相连；稳压器与实验主回路相连；辅助系统接入实验主回路；本发明能有效地模拟燃料元件包壳表面沉积物对于堆芯热工水力特性的影响,为相关研究提供可靠的实验模拟装置。(The invention discloses an experimental device and a method for simulating thermal influence of fuel surface sediments on a reactor core, wherein the experimental device comprises an experimental section, a water tank, a voltage stabilizer, a condenser, a high-temperature high-pressure pump, a mass flow meter, a preheater, a filter, an NI data acquisition system, an auxiliary system and a power distribution system; the experimental section consists of a zirconium alloy cladding tube with sediments, an outer sleeve, an electrode, a pressure guiding tube and a T thermocouple; the water tank is a water supply system of the loop, is connected with the experiment main loop through a water injection pipe, and is positioned between the filter and the condenser; the filter is arranged at the upstream of the condenser, and the condenser is sequentially connected with the high-temperature high-pressure pump, the mass flow meter, the preheater, the experimental section, the voltage stabilizer and the filter according to the flow direction of the coolant; the voltage stabilizer is connected with the experiment main loop; the auxiliary system is accessed to the experiment main loop; the invention can effectively simulate the influence of the surface deposits of the cladding of the fuel element on the thermohydraulic characteristics of the reactor core, and provides a reliable experimental simulation device for related research.)

模拟燃料表面沉积物对堆芯热工影响的实验装置及方法

技术领域

本发明涉及轻水堆堆芯热工水力特性实验领域，具体涉及一种模拟轻水堆燃料元件表面沉积物对堆芯热工水力特性影响的实验装置及方法。

背景技术

核能是国家能源战略的重要支柱，也是能源可持续发展的重要保障，核安全是发展核能的根本保证和基石，是关系到我国能源安全和经济社会发展的根本问题。燃料元件作为核反应堆的核心部件，其内部通过发生链式核裂变反应源源不断释放能量，燃料元件包壳作为防止放射性物质外泄的第一道屏障，保持其在反应堆运行周期内高度可靠性和完整性是反应堆安全的重要前提,对实现“实际消除大量放射性释放的可能性”的核安全目标和提升核动力系统安全性具有重要意义。轻水堆堆芯燃料元件在长期高温、高压和强辐射环境下运行中包壳表面会形成氧化层和沉积物。沉积物存在会严重影响反应堆堆芯中子物理及燃料元件与冷却剂的传热特性，造成堆芯功率偏移、局部传热恶化和局部腐蚀加剧破损等危害，给核反应堆的安全运行带来极大安全隐患。

目前国内外已开展相关研究，但尚无可行的实验方法对燃料元件表面沉积物对堆芯热工水力特性的影响展开研究。目前国内对于燃料元件表面沉积物的研究相对较少，相关研究大多由欧美日韩等国展开。

例如，韩国专利申请号KR2020011277-A和KR2105037-B1公开了一种用于分析燃料元件表面沉积物对核反应堆燃料元件输出功率影响以及测量沉积物生成量及硼浓度的设备。该设备主要集中在测量燃料元件表面沉积物对于反应堆运行效率的影响，并没有关注热工水力问题。

例如，欧洲专利申请号EP2457235-A4、EP2457235-B1、EP2457235-A1、美国专利申请号US2011019790-A1、US9530527-B2以及日本专利申请号 JP2013500472-W JP5645206-B2、等联合公开了一种用于分析两种不同类型的CRUD(燃料元件表面沉积物)的分析方法。该方法主要集中在分析燃料元件表面沉积物的成分及形成机理，并不涉及沉积物对堆芯热工水力特性的影响。

发明说明

为了解决上述技术存在的缺陷，本发明提供了一种模拟燃料元件包壳表面沉积物对堆芯热工水力特性影响的实验装置及方法，能够进行在燃料元件表面沉积物对堆芯热工水力特性的影响机理研究，为分析燃料表面沉积物对反应堆安全运行的影响，降低其运行中对反应堆造成的损害，提供重要的理论依据。

为了达到上述目的，本发明采用如下技术方案：

一种模拟燃料表面沉积物对堆芯热工影响的实验装置，包括实验段 10、水箱1、稳压器12、冷凝器3、高温高压泵4、质量流量计6、预热器 7、过滤器14、NI数据采集系统8、辅助系统11和配电系统；实验段10 两端焊接有电极，与直流电源9相连，通过电加热模拟实际燃料元件表面发热；NI数据采集系统8通过实验段测量系统17与实验段10相连，测量实验段10的温度、压力参数；高温高压泵4依次与质量流量计6、预热器 7相连，构成实验段10的上游环境，再通过预热器7与实验段10相连，实验段10的出口与过滤器14相连，过滤器14再与冷凝器3相连，最后连接至高温高压泵4，构成闭合的实验主回路；稳压器12通过接入实验段10与过滤器14之间的管段接入实验主回路，稳压器12入口管道引出一条分支管段与辅助系统11相连，通过辅助系统11与稳压器12调控实验主回路压力；稳压器12顶端连有氩气瓶13，用于实验主回路抽真空与保养；水箱1通过管道连接至过滤器14与冷凝器3之间的管段，以向实验主回路注水，水箱1中布置有电加热器2，用于加热水箱中的去离子水以除去不凝结性气体；同时高温高压泵4与质量流量计6之间、实验段10入口处管段与出口处管段上均布置有温度计15和压力计16，用于监控实验主回路温度及压力。

所述的实验段10由存在沉积物的锆合金包壳管10-1、T热电偶10-2、外套管10-3、电极10-4和引压管10-5组成，用于模拟压水堆堆芯内的流动换热过程；试验段10通过将锆合金样品置于模拟压水堆环境的高压釜内腐蚀沉积的方式制备存在沉积物的锆合金包壳管10-1与外套管10-3之间构成冷却剂的环形流道10-8，环形流道10-8通过外套管10-3一侧面开孔形成的流道入口10-7与流道出口10-6与实验主回路管道相连；存在沉积物的锆合金包壳管10-1的两端焊接有电极，与直流电源9连接提供加热功率；存在沉积物的锆合金包壳管10-1的内壁面布置有多根T热电偶10-2，用以测量壁面温度；通过两根引压管10-5测量实验段10进出口的压力和压差；在环形流道10-8加热段上游留有长度超过60倍水力直径的入口段 10-9，保证能够建立起充分发展的湍流。

所述水箱1通过注水管段连接至过滤器14与冷凝器3之间的管段，水箱中含有去离子水，实验前通过水箱1中的电加热器2加热去离子水至沸腾，除去去离子水中的凝结气体；实验开始前，水箱1通过注水管段向实验主回路中注水，实验过程中停止注水。

通过所述辅助系统11与稳压器12调节实验主回路内的压力，使得压力最高不超过15.5MPa。

通过所述预热器7将实验主回路内的去离子水加热至实验要求的入口温度350K左右，通过过滤器14除去水中的污垢杂质，通过冷凝器3带走经由实验段10加热后的水的热量，完成实验循环。

所述的一种模拟燃料表面沉积物对堆芯热工影响的实验装置的实验方法，实验开始之前，利用水箱1内电加热器2将去离子水加热至沸腾状态，除掉去离子水中的不凝结性气体，排除不凝结性气体对实验结果的干扰；然后通过注水管段向实验主回路内注入去离子水，利用辅助系统11 调节回路内的压力至要求压力；开启高温高压泵4，驱动去离子水依次流经流量计6、预热器7、实验段10、稳压器12、过滤器14和冷凝器3；接下来启动预热器7的电源并调节预热器的功率将实验主回路内的去离子水加热至实验要求的入口温度，启动冷凝器3带走去离子水的热量；最后，调节实验段的进口过冷度、实验主回路压力、实验段10的加热功率、流量，通过实验段10模拟堆芯，完成包壳表面沉积物存在条件下不同工况单相及沸腾两相流动传热实验，同时利用NI数据采集系统8采集流量、温度、压力、压差数据；改换不同条件下制备的实验段10，重复以上过程，得到不同沉积物条件下的实验数据；通过分析流动压降及换热系数特性，研究运行参数即实验主回路压力、质量流速和热流密度以及表面沉积物粗糙度对单相及沸腾两相流动传热特性的影响规律。

和现有技术相比，本发明具有以下有益的结果：

1、本发明针对的是燃料元件表面沉积物对于堆芯热工水力特性的影响的相关研究。目前国内外的对于沉积物的研究主要针对是形成机理和腐蚀机理，对于热工水力影响的研究很少。本发明有助于弥补这一领域的空白。

2、本发明实验装置为针对轻水堆燃料元件表面沉积物对堆芯热工水力特性影响而发明的实验装置，采用将锆合金样品置于模拟压水堆环境的高压釜腐蚀沉积制备实验段，能够合理、有效的模拟轻水堆堆芯燃料元件的传热及其周围流动，整体结构简单，容易加工，成本低廉，可操作性强。

3、本发明可以通过调整入口过冷度、实验主回路压力、发热功率等诸多实验条件参数、改换实验段等方式，合理有效地模拟出燃料表面沉积物在不同条件下对于堆芯热工水力特性的影响。

具体实施方式

下面结合附图和实施例对本发明作详细的说明：

如图1所示，本发明一种模拟燃料表面沉积物对堆芯热工影响的实验装置，包括实验段10、水箱1、稳压器12、冷凝器3、高温高压泵4、质量流量计6、预热器7、过滤器14、NI数据采集系统8、辅助系统11和配电系统；实验段10两端焊接有电极，与直流电源9相连，通过电加热模拟实际燃料元件表面发热；NI数据采集系统8通过实验段测量系统17与实验段10相连，测量实验段10的温度、压力参数；高温高压泵4依次与质量流量计6、预热器7相连，构成实验段10的上游环境，再通过预热器 7与实验段10相连，实验段10的出口与过滤器14相连，过滤器14再与冷凝器3相连，最后连接至高温高压泵4，构成闭合的实验主回路；稳压器12通过接入实验段10与过滤器14之间的管段接入实验主回路，稳压器12入口管道引出一条分支管段与辅助系统11相连，通过辅助系统11 与稳压器12调控实验主回路压力；稳压器12顶端连有氩气瓶13，用于实验主回路抽真空与保养；水箱1通过管道连接至过滤器14与冷凝器3之间的管段，以向实验主回路注水，水箱1中布置有电加热器2，用于加热水箱中的去离子水以除去不凝结性气体；同时高温高压泵4与质量流量计 6之间、实验段10入口处管段与出口处管段上均布置有温度计15和压力计16，用于监控实验主回路温度及压力。

如图2所示，所述的实验段10由存在沉积物的锆合金包壳管10-1、T 热电偶10-2、外套管10-3、电极10-4和引压管10-5组成，用于模拟压水堆堆芯内的流动换热过程；试验段10通过将锆合金样品置于模拟压水堆环境的高压釜内腐蚀沉积的方式制备存在沉积物的锆合金包壳管10-1与外套管10-3之间构成冷却剂的环形流道10-8，环形流道10-8通过外套管 10-3一侧面开孔形成的流道入口10-7与流道出口10-6与实验主回路管道相连；存在沉积物的锆合金包壳管10-1的两端焊接有电极，与直流电源9 连接提供加热功率；存在沉积物的锆合金包壳管10-1的内壁面布置有多根 T热电偶10-2，用以测量壁面温度；通过两根引压管10-5测量实验段10 进出口的压力和压差；在环形流道10-8加热段上游留有长度超过60倍水力直径的入口段10-9，保证能够建立起充分发展的湍流。

本发明所述的一种模拟燃料表面沉积物对堆芯热工影响的实验装置的实验方法，实验开始之前，利用水箱1内电加热器2将去离子水加热至沸腾状态，除掉去离子水中的不凝结性气体，排除不凝结性气体对实验结果的干扰；然后通过注水管段向实验主回路内注入去离子水，利用辅助系统11调节回路内的压力至要求压力；开启高温高压泵4，驱动去离子水依次流经流量计6、预热器7、实验段10、稳压器12、过滤器14和冷凝器3；接下来启动预热器7的电源并调节预热器的功率将实验主回路内的去离子水加热至实验要求的入口温度，启动冷凝器3带走去离子水的热量；最后，调节实验段的进口过冷度、实验主回路压力、实验段10的加热功率、流量，通过实验段10模拟堆芯，完成包壳表面沉积物存在条件下不同工况单相及沸腾两相流动传热实验，同时利用NI数据采集系统8采集流量、温度、压力、压差数据；改换不同条件下制备的实验段10，重复以上过程，得到不同沉积物条件下的实验数据；通过分析流动压降及换热系数特性，研究运行参数即实验主回路压力、质量流速和热流密度以及表面沉积物粗糙度对单相及沸腾两相流动传热特性的影响规律。

以上内容仅用来说明本发明，不能认定本发明的具体实施方式仅限于此，对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，还可以做出若干简单的推演或替换，都应当视为属于本发明由所提交的权利要求书确定专利保护范围。