专利摘要

一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统及方法，该系统包括大型熔融池自然对流换热试验件，提供高温熔融物的熔盐加热炉，与试验件和熔盐炉连接的氮气源，以及冷却水回路；试验系统还包括配套的配电设备、仪控设备和数据测量采集设备；冷却水回路中，离心水泵驱动冷却水箱里的水通过试验件的冷却通道带走衰变热源，被加热的冷却水通过板式换热器和冷却塔恢复到初始水温后再回到冷却水箱；直至熔融池温度达到稳态时试验结束，将试验件里的废液排入到废液池；本发明还提供了试验方法；本发明通过开展大型核反应堆熔融池自然对流换热试验，获得反应堆严重事故条件下的熔融池换热数据进行安全设计。

权利要求

1.一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统，其特征在于：包括大型熔融池自然对流换热试验件(1)，试验件(1)包括内部加热系统和冷却通道，在试验件(1)内安装第一热电偶(101)和第一压力表(111)，用于监测试验件(1)内的温度和压力变化；高温熔融物的熔盐加热炉(2)依次通过高温熔盐液下泵(501)、第一高温球阀(901)和相应熔盐管道与试验件(1)相连，管道上安装第二热电偶(102)和高温电磁流量计(121)，用于测量试验件(1)熔盐注入口处的熔盐温度和流量；在熔盐加热炉(2)上安装第一温度表(103)和第二压力表(112)，用于监测熔盐加热炉(2)内的温度和压力变化；在使用熔盐作熔融物时补充氮气进行高温防氧化保护，氮气源(3)分别通过第一氮气减压阀(902)和第二氮气减压阀(903)以及相应氮气管道与试验件(1)和熔盐加热炉(2)相连，管道上分别安装第一涡街流量计(122)和第二涡街流量计(123)，用于测量氮气流量；废液池(13)通过熔盐管道和第二高温球阀(911)与试验件(1)的排污口相连，试验结束后排出试验件(1)内的熔盐；在熔盐进口管道和排污管道外缠绕加热丝用于试验前后对熔盐管道预热；

冷却水回路中，冷却水箱(4)依次通过第一球阀(904)、第一过滤器(601)、第一离心泵(502)和相应管道与试验件(1)的下部进水口连通；水箱上安装第二温度表(104)用于监测水箱内水温变化；第一离心泵(502)的下游管道上有一个三通，三通的垂直分支通过管道与第二球阀(905)连通到冷却水箱(4)构成一个旁通回路，用于协助调节冷却水的流量；在三通的下游管道上依次安装第三压力表(113)、第一电磁流量计(124)和第三热电偶(105)，分别获得管道压力、冷却水流量和入口温度；

被试验件(1)加热的冷却水经过板式换热器(7)和冷却塔(8)的冷却恢复到初始水温后再回到冷却水箱(4)；在板式换热器(7)的一次侧进水口，通过管道和第三球阀(906)与试验件(1)上部的冷却水出口相连，在管道上安装第四热电偶(106)获得冷却水出口温度；在板式换热器(7)的一次侧出水口，通过管道和第四球阀(907)与冷却水箱(4)相连，形成一次侧闭合回路；板式换热器(7)的二次侧水流方向与一次侧流向为逆流，二次侧出水口依次通过第五球阀(908)和第二电磁流量计(125)连接到冷却塔(8)的进水口；冷却塔(8)的出水口依次通过第二过滤器(602)、第二离心泵(503)、第六球阀(909)和相应管道，与板式换热器(7)二次侧进水口相连，形成二次侧闭合回路；在二回路管道上安装第五热电偶(107)、第二电磁流量计(125)和第四压力表(114)分别获得二回路冷却水温度、流量和管道压力；此外在第三球阀(906)的下游管道上有一个三通，三通的垂直分支通过管道与第七球阀(910)连接到第四球阀(907)上游构成一个旁通回路，用于协助调节冷却水的流量；

试验系统还包括配套的配电设备(14)、仪控设备(15)和数据测量与采集设备(16)。

2.根据权利要求1所述的一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统，其特征在于：所述熔盐加热炉(2)采用电加热方式将熔融物模拟物硝酸盐加热熔化至350℃熔融态，然后通过高温熔盐液下泵(501)注入到试验件(1)内。

3.根据权利要求1所述的一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统，其特征在于：所述冷却水系统设计了多处的阀门和旁通管线，方便进行水流量调节，保证试验件(1)处的冷却水进口水温测量第三热电偶(105)的温度保持恒定，减少冷却水温度波动对熔融池换热特性的影响。

4.根据权利要求1所述的一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统，其特征在于：所述试验系统的高温试验件(1)、熔盐加热炉(2)和熔融物的进出口管道表面都包覆有保温层；所述保温层包括用细铁丝固定的硅酸铝板包覆层，缠绕在硅酸铝板包覆层外的玻璃丝布，以及粘贴玻璃丝布外的铝箔纸；包覆层的平均厚度大于150mm。

5.根据权利要求1所述的一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统，其特征在于：所述配电设备(14)主要包括依次连接的配电柜、输电线和用电设备，供电源容量满足试验系统全部的用电需求；所述仪控设备(15)主要包括试验回路各个部位的显示仪表、熔盐炉启动控制平台、熔盐泵离心泵启动控制平台和加热系统启动控制平台；所述数据测量与采集设备(16)主要包括热电偶、流量计和压力传感器、接线盒、采集卡、测量模块、信号调理器、计算机的驱动软件和数据采集软件。

6.权利要求1所述的一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统的试验方法，其特征在于：试验开始前，需要提前将熔盐加热熔化至所需温度并保温；依次打开数据测量与采集系统(16)、熔盐管道预热、第一离心泵(502)、第二离心泵(503)以及试验件(1)的内部加热系统，之后再注入熔盐开始试验；当冷却水带走的热量与试验件(1)加热棒产生的热量相平衡，熔融池温度不再发生明显变化，换热试验达到稳态，然后切换加热功率或者结束试验；在熔盐加热炉(2)加热过程和试验件(1)试验过程中，都需要氮气源(3)补充氮气进行空气隔绝；试验结束前需要先对熔盐排污管道进行预热，再打开第二高温球阀(911)将试验件(1)里的废液排入到废液池(13)中，然后关闭试验件(1)的内部加热系统；试验件(1)需要继续进行冷却直至温度降至100℃以下才能够关闭第一离心泵(502)和第二离心泵(503)。

说明书

技术领域

本发明涉及反应堆严重事故条件下的熔融池自然对流换热特性研究技术领域，具体涉及一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统及方法。

背景技术

如果核电厂反应堆堆芯在发生严重事故条件下得不到足够的冷却，衰变热的不断累积会导致堆芯急剧升温发生熔化，熔化后的堆芯熔融物逐渐向下迁移，熔穿支撑板掉落到下封头内形成碎片床熔融池结构。对应于全堆芯熔化的极端条件，下封头内的熔融池在内热源的作用下发生高瑞利数的自然对流，向下封头壁面传递热量。如果下封头外壁面的强迫冷却不能够带走熔融池传递来的衰变热，下封头壁面会逐渐升温发生高温蠕变直至熔穿失效，引起大量放射性物质外泄。

熔融池内出现的热分层和自然循环等换热现象直接决定了压力容器壁面的热负荷，这在很大程度上对能否成功实现压力容器完整性发挥了至关重要的作用。因此，通过开展大型熔融池自然对流换热特性试验研究，可以确定熔融池对压力容器壁面热负荷的分布，对压力容器设计安全性分析具有重要的意义。

针对熔融池自然对流换热特性，不同的试验采用不同试验设计、不同的熔融物模拟物、不同的边界条件，因此也得到了不同的试验结果。瑞利数作为对流换热问题的关键参数，对熔融池内的对流换热特性具有重要的影响。熔融物材料的选择是决定能否准确模拟真实熔融物换热过程的关键因素。由于直接采用原型材料开展熔融池换热特性试验的成本很高，同时试验设计也要复杂的多，因此目前国际上已开展的熔融池换热特性试验都采用替代材料来进行。所选取的材料应当是非共晶混合物，并且具有明显的固相线温度和液相线温度差，具有与堆芯氧化熔融物相似的凝固特性，不应对不锈钢压力容器产生腐蚀和破坏，由于在技术操作以及熔融物加热系统和加热炉的选择上存在一定限制，熔融物的温度不应该超过1000℃。

例如，文献(Theofanous TG,Maguire M,Angelini S,et al.The first results from the ACOPO experiment[J].Nuclear Engineering and Design,1997,169(1-3):49-57)和文献(Asfia FJ,Dhir VK.An experimental study of natural convection in a volumetrically heated spherical pool bounded on top with a rigid wall[J].Nuclear Engineering and Design,1996,163(3):333-348)公开的熔融池换热试验回路，试验分别采用水和氟利昂作为熔融物模拟物，下封头外壁面用低温水作为冷却剂。但是这两种试验系统都不能够开展高温熔融池自然对流换热特性的研究，不能反映真实熔融物高温非共晶特点的凝固特性。

又例如，文献(Gaus-Liu X,Mjasoedov A,Cron T,et al.Test and Simulation Results of LIVE-L4+LIVE-L5L[M].KIT Scientific Publishing,2011)公开了一种熔融池换热试验回路，采用高温NaNO₃和KNO₃的二元混合物作为真实反应堆中熔融物的替代材料，采用水作为冷却剂。但是由于试验段体积较小，熔融池瑞利数相比于反应堆量级偏小，熔盐炉采用倾倒方式将高温熔盐倒入试验件内，此种方式在进行大尺寸量级的高温试验中具备一定的危险性，并不可行。

发明内容

为了克服上述现有技术存在的问题，本发明的目的在于提供一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统及方法，开展大型核反应堆熔融池自然对流换热试验，获得反应堆严重事故条件下的熔融池换热数据。

为了达到上述目的，本发明采用如下技术方案：

一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统，包括大型核反应堆熔融池自然对流换热试验件1，试验件1包括内部加热系统和冷却通道，在试验件1内安装第一热电偶101和第一压力表111用于监测试验件1内的温度和压力变化；高温熔融物的熔盐加热炉2依次通过高温熔盐液下泵501、第一高温球阀901和相应熔盐管道与试验件1相连，管道上安装第二热电偶102和高温电磁流量计121用于测量试验件1熔盐注入口处的熔盐温度和流量；在使用熔盐作熔融物时补充氮气进行高温防氧化保护，氮气源3分别通过第一氮气减压阀902和第二氮气减压阀903以及相应氮气管道与试验件1和熔盐加热炉2相连，管道上分别安装第一涡街流量计122和第二涡街流量计123，用于测量氮气流量；废液池13通过熔盐管道和第二高温球阀911与试验件1的排污口相连，试验结束后排出试验件1内的熔盐；在熔盐进口管道和排污管道外缠绕加热丝用于试验前后对熔盐管道预热；

冷却水回路中，冷却水箱4依次通过第一球阀904、第一过滤器601、第一离心泵502和相应管道与试验件1的下部进水口连通；水箱上安装第二温度表104，用于监测水箱内水温变化；第一离心泵502的下游管道上有一个三通，三通的垂直分支通过管道与第二球阀905连通到冷却水箱4构成一个旁通回路，用于协助调节冷却水的流量；在三通的下游管道上依次安装第三压力表113、第一电磁流量计124和第三热电偶105分别获得管道压力、冷却水流量和入口温度；

被试验件1加热的冷却水经过板式换热器7和冷却塔8的冷却恢复到初始水温后再回到冷却水箱4；在板式换热器7的一次侧进水口，通过管道和第三球阀906与试验件1上部的冷却水出口相连，在管道上安装第四热电偶106获得冷却水出口温度；在板式换热器7的一次侧出水口，通过管道和第四球阀907与冷却水箱4相连，形成一次侧闭合回路；板式换热器7的二次侧水流方向与一次侧流向为逆流，二次侧出水口依次通过第五球阀908和第二电磁流量计125连接到冷却塔8的进水口；冷却塔8的出水口依次通过第二过滤器602、第二离心泵503、第六球阀909和相应管道与板式换热器7二次侧进水口相连，形成二次侧闭合回路；在二回路管道上安装第五热电偶107、第二电磁流量计125和第四压力表114分别获得二回路冷却水温度、流量和管道压力；此外在第三球阀906的下游管道上有一个三通，三通的垂直分支通过管道与第七球阀910连接到第四球阀907上游构成一个旁通回路，用于协助调节冷却水的流量；

试验系统还包括配套的配电设备14、仪控设备15和数据测量采集设备16。

所述熔盐加热炉2采用电加热方式将熔融物模拟物硝酸盐加热熔化至350℃熔融态，然后通过高温熔盐液下泵501注入到试验件1内；熔盐加热炉2上的第一温度表103和第二压力表112用于监测熔盐加热炉2内的温度和压力变化。

所述冷却水系统设计了多处的阀门和旁通管线，方便进行水流量调节，保证试验件1处的冷却水进口水温测量第三热电偶105的温度保持恒定，减少冷却水温度波动对熔融池换热特性的影响。

所述试验系统的高温试验件1、熔盐加热炉2和熔融物的进出口管道表面都包覆有保温层；所述保温层包括用细铁丝固定的硅酸铝板包覆层，缠绕在硅酸铝板包覆层外的玻璃丝布，以及粘贴玻璃丝布外的铝箔纸；包覆层的平均厚度大于150mm。

所述配电设备14主要包括依次连接的配电柜、输电线和用电设备，供电源容量满足试验系统全部的用电需求；所述仪控设备15主要包括试验回路各个部位的显示仪表、熔盐炉启动控制平台、熔盐泵离心泵启动控制平台和加热系统启动控制平台；所述数据测量与采集设备16主要包括热电偶、流量计和压力传感器、接线盒、采集卡、测量模块、信号调理器、计算机的驱动软件和数据采集软件。

上述所述的一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统的试验方法，试验开始前，需要提前将熔盐加热熔化至所需温度并保温；依次打开数据测量与采集系统16、熔盐管道预热、第一离心泵502、第二离心泵503以及试验件1的内部加热系统，之后再注入熔盐开始试验；当冷却水带走的热量与试验件1加热棒产生的热量相平衡，熔融池温度不再发生明显变化，换热试验达到稳态，然后切换加热功率或者结束试验；在高温熔盐炉2加热过程和试验件1试验过程中，都需要氮气源3补充氮气进行空气隔绝；试验结束前需要先对熔盐排污管道进行预热，再打开第二高温球阀911将试验件1里的废液排入到废液池13中，然后关闭试验件1的内部加热系统；试验件1需要继续进行冷却直至温度降至100℃以下才能够关闭第一离心泵502和第二离心泵503。

和现有技术相比较，本发明具备如下优点：

本发明所述的一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统及方法，是针对压水堆核电厂反应堆严重事故条件下的下封头内熔融池自然对流换热的特点而发明的试验系统，本发明的试验系统采用高温熔融物开展试验，能够实现反应堆量级的高瑞利数条件，试验结果能较大限度的应用于工程实际中；

本发明所述的一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统及方法，采用高温熔盐炉制备350℃的熔融态硝酸盐作为真实反应堆熔融物的替代材料，尽可能与真实反应堆中熔融物的原型材料行为相近。通过高温熔盐液下泵向试验件注入熔盐，可以保证安全性又不存在熔盐堵塞管道的问题。

本发明所述的一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统及方法，冷却水系统可以通过冷却水箱、板式换热器和冷却塔带走试验件中的衰变热，直至熔融池达到稳态。冷却水箱和板式换热器均设置有旁通管线，方便进行流量调节，保证试验件入口水温稳定，减少对熔融池换热特性的影响。

附图说明

图1为本发明一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统示意图。

图2为本发明一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统模块结构图。

图3为本发明一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统配电设备示意图。

图4为本发明一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统仪控设备示意图。

图5为本发明一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统数据测量与采集设备示意图。

具体实施方式

下面结合附图和具体实施方式对本发明作详细的说明：

如图1和图2所示，本发明是一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统及方法，所述试验系统包括大型核反应堆熔融池自然对流换热试验件1，提供高温熔融物的熔盐加热炉2，与试验件和熔盐炉连接的氮气源3，以及冷却水系统；第一离心泵502驱动冷却水箱4里的水通过试验件1的冷却通道带走衰变热源，被加热的冷却水经过板式换热器7和冷却塔8的冷却恢复到初始水温后再回到冷却水箱4；直至熔融池温度达到稳态时试验结束，将试验件1里的废液排入到废液池13；试验系统还包括配套的配电设备14、仪控设备15和数据测量采集设备16。

所述大型核反应堆熔融池自然对流换热试验件1包括内部加热系统和冷却通道，在试验件1内安装第一热电偶101和第一压力表111用于监测试验件1内的温度和压力变化。所述高温熔融物的熔盐加热炉2依次通过高温熔盐液下泵501、第一高温球阀901和相应熔盐管道与试验件1相连，管道上安装第二热电偶102和高温电磁流量计121用于测量试验件1熔盐注入口处的熔盐温度和流量。在使用熔盐作熔融物时补充氮气进行高温防氧化保护，氮气源3分别通过第一氮气减压阀902和第二氮气减压阀903以及相应氮气管道与试验件1和熔盐加热炉2相连，管道上分部安装第一涡街流量计122和第二涡街流量计123用于测量氮气流量。

冷却水回路中，冷却水箱4依次通过第一球阀904、第一过滤器601、第一离心泵502和相应管道与试验件1的下部进水口连通，水箱上安装第二温度表104用于监测水箱内水温变化。第一离心泵502的下游管道上有一个三通，三通的垂直分支通过管道与第二球阀905连通到冷却水箱4构成一个旁通回路，用于协助调节冷却水的流量；在三通的下游管道上依次安装第三压力表113、第一电磁流量计124和第三热电偶105分别获得管道压力、冷却水流量和入口温度。被试验件1加热的冷却水经过板式换热器7和冷却塔8的冷却恢复到初始水温后再回到冷却水箱4。在板式换热器7的一次侧进水口，通过管道和第三球阀906与试验件1上部的冷却水出口相连，在管道上安装第四热电偶106获得冷却水出口温度；在板式换热器7的一次侧出水口，通过管道和第四球阀907与冷却水箱4相连，形成一次侧闭合回路。板式换热器7的二次侧水流方向与一次侧流向为逆流，二次侧出水口依次通过第五球阀908和第二电磁流量计125连接到冷却塔8的进水口；冷却塔8的出水口依次通过第二过滤器602、第二离心泵503、第六球阀909和相应管道与板式换热器7二次侧进水口相连，形成二次侧闭合回路。在二回路管道上安装第五热电偶107、第二电磁流量计125和第四压力表114分别获得二回路冷却水温度、流量和管道压力。此外在第三球阀906的下游管道上有一个三通，三通的垂直分支通过管道与第七球阀910连接到第四球阀907上游构成一个旁通回路，用于协助调节冷却水的流量。

作为本发明的优选实施方式，所述冷却水系统设计了多处的阀门和旁通管线，方便进行水流量调节，保证试验件1处的冷却水进口水温测量第三热电偶105的温度保持恒定，减少冷却水温度波动对熔融池换热特性的影响。

作为本发明的优选实施方式，所述试验系统的高温试验件、熔盐炉和熔融物的进出口管道表面都包覆有保温层。所述保温层包括用细铁丝固定的硅酸铝板包覆层，缠绕在硅酸铝板包覆层外的玻璃丝布，以及粘贴玻璃丝布外的铝箔纸。细铁丝的作用是固定和压紧硅酸铝板，玻璃丝布的作用是减少人与硅酸铝板的接触，铝箔纸的作用是粘贴玻璃丝布进一步包覆硅酸铝板并提升试验现场的整洁度。本试验系统的最高温度可达到350℃，硅酸铝板包覆层厚度应大于150mm。在熔盐进口管道和排污管道外缠绕加热丝在用于试验前后对管道预热，加热丝包覆在保温棉内。

如图3所示，作为本发明的优选实施方式，所述配电设备14主要包括依次连接的配电柜、输电线和用电设备。配电设备14的供电源容量满足试验系统需求，为试验系统提供加热棒的加热电源、熔盐炉的加热电源、管道预热丝的加热电源、熔盐液下泵和离心泵的动力电源、仪控设备和数据采集设备的工作电源、照明设备的工作电源等。

如图4所示，作为本发明的优选实施方式，所述仪控设备15主要包括试验回路各个部位的显示仪表、熔盐炉启动控制平台、熔盐泵离心泵启动控制平台和加热系统启动控制平台，具体部件包括调压器、温度表、压力表、流量计和阀门控制器。通过调压器调整电加热功率，通过温度表和压力表显示熔融池和冷却水的状态，通过流量计显示熔盐、氮气和冷却水的流量，通过阀门控制器调整阀门开度。

如图5所示，所述数据测量与采集设备16主要包括热电偶、流量计和压力传感器、接线盒、采集卡、测量模块、信号调理器、计算机的驱动软件和数据采集软件。热电偶、流量计和压力传感器将物理参数转化为电信号，经过接线盒，传输到信号调理器进行过滤整定，由测量模块和数据采集卡将电信号转化成数字信号，提供给计算机的驱动软件和数据采集软件，然后由LabView编译的专用程序对所有传感器的信号进行处理和显示。

本发明大型核反应堆熔融池自然对流换热试验方法，具体的试验操作流程如下：熔盐加热炉2将硝酸盐加热熔化保温在350℃，熔盐液位达到加料口位置，加热过程中开启氮气保护，开启高温熔盐液下泵501的电机的冷却。实际加热过程中，需要逐次向熔盐炉加料，待固态盐熔化体积减小后再加入新料。另外，由于导热效率不高，升温初期阶段先采取小功率，逐步提升功率，避免加热棒中心温度过高。熔盐炉加热过程和试验过程中，应保证足够的氮气供应，可以选择多个氮气瓶联合进行氮气供应，使用第一氮气减压阀902和第二氮气减压阀903来控制氮气流量。开启数据测量与采集系统16开始记录数据；熔盐制备好后，检查所有阀门的开闭，打开第一离心泵502和第二离心泵503，运转冷却水回路达到稳态，直至进出口水温恒定；开启熔盐加料管道预热直至250℃；调节调压器，开启试验件1的加热系统至所需功率，开启试验段的氮气保护；开启高温熔盐液下泵501，向试验件1注入熔盐，监测采集系统显示的熔融池温度变化，当熔盐到达指定高度后关闭熔盐液下泵501和预热加热丝；实时监测数据采集，调整加热功率和冷却水流量直至系统达到稳态；切换加热功率至下一工况，调整冷却水流量直至稳态；所述排污管道起点连接在试验件1底部，出口直接通入废液池13，试验结束前，开启排污管道预热至250℃，开启排污第二高温球阀911，试验件1内熔盐依靠重力作用直接排入废液池13；之后关闭试验件1的加热系统，但是试验件1需要继续进行冷却直至温度降至100℃以下才可以关闭第一离心泵502和第二离心泵503。

一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统及方法专利购买费用说明

Q：办理专利转让的流程及所需资料

A：专利权人变更需要办理著录项目变更手续，有代理机构的，变更手续应当由代理机构办理。

1：专利变更应当使用专利局统一制作的“著录项目变更申报书”提出。

2：按规定缴纳著录项目变更手续费。

3：同时提交相关证明文件原件。

4：专利权转移的，变更后的专利权人委托新专利代理机构的，应当提交变更后的全体专利申请人签字或者盖章的委托书。

Q:专利著录项目变更费用如何缴交

A：（1）直接到国家知识产权局受理大厅收费窗口缴纳,（2）通过代办处缴纳，（3）通过邮局或者银行汇款,更多缴纳方式

Q：专利转让变更，多久能出结果

A：著录项目变更请求书递交后，一般1-2个月左右就会收到通知，国家知识产权局会下达《转让手续合格通知书》。