反应堆专设安全系统热工水力综合性能模拟器

摘要

本发明公开了反应堆专设安全系统热工水力综合性能模拟器，包括用于冷却剂的模拟实验的冷却剂实验系统、蒸汽冷凝系统、非能动安注及余热排出实验系统、再循环实验系统、卸压实验系统、失水事故实验系统、供电系统、以及热工参数采集控制系统。本发明实现了从高功率正常运行状态、全压破口喷放、高压注入、系统卸压、中压安注、低压注入至建立低压下的长期自然循环共七个阶段全过程的连续实验研究，实现了从高功率正常运行状态进入全厂断电阶段建立非能动余热排出系统直至事故后72小时的连续实验研究，具有设计参数高、参数范围广，全面涵盖了目前新型反应堆的非能动专设安全系统，装置的调节性和控制性好，模拟事故序列的可调性、可控性优良。

说明书

技术领域

本发明涉及新型反应堆在失水事故状态和全厂断电事故状态下的非能动稳态特征、瞬时特性等现象的新型反应堆专设安全系统热工水力综合性能实验领域，具体涉及反应堆专设安全系统热工水力综合性能模拟器。

背景技术

随着反应堆研发技术的不断进步，对其安全性的要求越来越高，新型反应堆在专设安全系统设计中引入非能动技术，对于发生失水事故或全厂断电事故时，非能动专设安全系统能够立即响应，避免了人为干预，提高了反应堆的固有安全性。这种非能动技术用于反应堆安全系统设计中，是通过发生事故后，堆芯和安全系统注入设备间的高度差以及安全系统中流体的密度差形成的自然力，来驱动流体进入反应堆实现对堆芯的冷却，从而有效缓解事故进程。对于失水事故而言，这种非能动安全系统对堆芯的冷却能力和自然驱动能力均与破口位置、破口尺寸、系统触发时间和运行方式等密切相关，特别是失水事故下的破口临界流量、系统降压速率会耦合影响非能动安全系统的注入冷却效果，从而可能会出现堆芯坍塌甚至包壳温度持续上升的情况，不利于对事故进展的可控性。目前，对于失水事故后非能动专设安全系统的运行特性及其对堆芯的冷却效果尚未进行过深入的实验研究。为了深入了解制约非能动专设安全系统热工水力性能的因素，提高其在失水事故下的冷却效果，迫切需要了解非能动专设安全系统热工水力综合性能、运行特性和规律，建立失水事故条件下非能动专设安全系统热工水力综合性能实验装置和方法，以此模拟失水事故中的三代反应堆在非能动安全系统运行工况下的冷却效果，从而掌握和了解不同失水事故条件下非能动专设安全系统的运行特点和规律，以此为依据采取相应的运行操作方式和安全应对措施，尽可能地提高对堆芯的冷却能力，保证事故初期堆芯的安全性和完整性。

失水事故涉及复杂的热工水力过程，包括破口临界喷放、高压注入系统蒸汽-水两相循环和水-水单相循环、反应堆卸压、堆芯汽液两相流动、再循环建立等流动状态，是破口系统、卸压系统、安注系统、再循环系统和冷却剂系统等分阶段共同作用的结果，各系统、设备和事故进程存在相互影响和耦合，特别是小破口发生初期，堆芯上部闪蒸而后进入汽液两相流动状态时，堆芯出现液位坍塌可能造成包壳温度持续上升，是判断堆芯安全的关键实验过程，从饱和压力起始点开始实验往往会跳过这一阶段不能保守反映出失水事故下堆芯的安全性。因此，相对于新型反应堆的非能动专设安全系统实验研究，目前已有的实验装置和实验手段较为简易，不具备开展失水事故条件下从破口喷放到建立稳定再循环全过程的系统热工水力综合特性研究的能力。部分研究人员采用采用数值计算的方法对失水事故过程进行模拟计算和分析，模拟分析的过程中进行了大量的假设和简化，其模拟分析计算的可靠性还有待于在失水事故条件下非能动专设安全系统热工水力综合性能实验装置上进行验证。

发明内容

本发明的目的在于提供反应堆专设安全系统热工水力综合性能模拟器，解决现有技术中的实验设备功能单一，通过简化计算得到的数据不准确的问题。

本发明通过下述技术方案实现：

反应堆专设安全系统热工水力综合性能模拟器，包括用于冷却剂的模拟实验的冷却剂实验系统、蒸汽冷凝系统、非能动安注及余热排出实验系统、再循环实验系统、卸压实验系统、失水事故实验系统、供电系统、以及热工参数采集控制系统，其中所述的冷却剂实验系统包括反应堆模拟体，反应堆模拟的主泵进口接管经过主泵进口管道进入主泵升压后，通过主泵出口管道流入反应堆模拟体主泵出口接管，反应堆模拟体通过波动管道与稳压器连接。本发明的反应堆专设安全系统热工水力综合性能模拟器由热工参数采集控制系统向供电系统输出事故信号，模拟失水事故状态还应同时触发失水事故实验系统，而后向冷却剂实验系统和蒸汽冷凝系统输出主泵和循环泵的停转信号，继而向非能动安注及余热排出实验系统输出高压注入、中压注入、低压注入和非能动余热排出系统触发信号，通过输出自动卸压信号和再循环信号分别触发卸压实验系统和再循环实验系统，实现了堆芯电加热功率从额定正常工况按照指定功率衰变曲线变化，实现了对正常运行到进入事故状态的序列自动触发控制，实现了从高功率正常运行状态、全压破口喷放、高压注入、系统卸压、中压安注、低压注入至建立低压下的长期自然循环共七个阶段全过程的连续实验研究，实现了从高功率正常运行状态进入全厂断电阶段建立非能动余热排出系统直至事故后72小时的连续实验研究。该实验装置设计参数高、参数范围广，全面涵盖了目前新型反应堆的非能动专设安全系统，装置的调节性和控制性好，模拟事故序列的可调性、可控性优良。

所述的应堆模拟体包括压力容器模拟件，在压力容器模拟件内设置有吊篮模拟件，在吊篮模拟件内安装有堆芯模拟件，在吊篮模拟件上方安装有堆内构件模拟件，在堆内构件模拟件外侧设置有直流蒸汽发生器模拟件，实验流体从吊篮模拟件下方进入吊篮模拟件内，然后向上依次经过堆芯模拟件、堆内构件模拟件到达顶部然后进入堆内构件模拟件与压力容器模拟件之间的空腔，并从上至下经过直流蒸汽发生器模拟件、吊篮模拟件与压力容器模拟件之间的空腔，从压力容器模拟件的下方流出。

所述的蒸汽冷凝系统包括循环水泵，反应堆模拟体的水接管通过给水管线连接至循环水泵，循环水泵通过循环泵进水管线连接至稳压水箱，稳压水箱通过管线连接至蒸汽冷凝设备，蒸汽冷凝设备通过蒸汽管线与反应堆模拟体的蒸汽接管连接，蒸汽冷凝设备的二次侧通过管道与冷却水循环泵连通。

所述的非能动安注及余热排出实验系统包括高压注入箱模拟体、中压注入箱模拟体、低压注入箱模拟体、以及余热排出热交换器，其中高压注入箱模拟体的一侧通过管线307与反应堆模拟体压力平衡接管相连，另一侧通过直接注入管线与反应堆模拟体直接注入接管相连，中压注入箱模拟体通过中压注入管线308与直接注入管线相连，中压注入箱模拟体通过氮气管线与充氮装置相连；低压注入箱模拟体通过低压注入管线与直接注入管线相连，余热排出热交换器淹没在低压注入箱模拟体中，一侧通过管线312与反应堆模拟体余排出口接管相连，另一侧通过管线313与主泵进口管道相连。

所述的再循环实验系统包括模拟大空间容器和地坑模拟体，其中地坑模拟体一侧通过管线404和模拟大空间容器相连，另一侧通过再循环管线接入低压注入管线上。

所述的卸压实验系统包括第一卸压装置、第二卸压装置，第一卸压装置一侧通过管线503与安全管线相连，另一侧通过管线504接入低压注入箱模拟体，第二卸压装置一侧通过管线506与波动管线相连，另一侧通过管线507接入模拟大空间容器。

所述的失水事故实验系统包括破口模拟装置，破口模拟装置两侧分别连接进口快拆管线和出口快拆管线。

所述的供电系统采用直流电源供电。

所述的热工参数采集控制系统包括主机，通过主机发出控制指令进入控制模块控制综合性能模拟器，通过采集模块获得综合性能模拟器实验数据进入主机存储记录数据，发生失水事故和全厂断电事故后的冷却剂系统和非能动专设安全系统触发动作通过主机设置对应实验系统的触发条件和触发方式，再进入控制模块执行对应条件的触发动作。

本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：

本发明反应堆专设安全系统热工水力综合性能模拟器，由热工参数采集控制系统向供电系统输出事故信号，模拟失水事故状态还应同时触发失水事故实验系统，而后向冷却剂实验系统和蒸汽冷凝系统输出主泵和循环泵的停转信号，继而向非能动安注及余热排出实验系统输出高压注入、中压注入、低压注入和非能动余热排出系统触发信号，通过输出自动卸压信号和再循环信号分别触发卸压实验系统和再循环实验系统，实现了堆芯电加热功率从额定正常工况按照指定功率衰变曲线变化，实现了对正常运行到进入事故状态的序列自动触发控制，实现了从高功率正常运行状态、全压破口喷放、高压注入、系统卸压、中压安注、低压注入至建立低压下的长期自然循环共七个阶段全过程的连续实验研究，实现了从高功率正常运行状态进入全厂断电阶段建立非能动余热排出系统直至事故后72小时的连续实验研究。该实验装置设计参数高、参数范围广，全面涵盖了目前新型反应堆的非能动专设安全系统，装置的调节性和控制性好，模拟事故序列的可调性、可控性优良。

附图说明

此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：

图1为本发明结构的原理示意图；

图2为本发明反应堆模拟体的结构示意图。

附图中标记及对应的零部件名称：

103-反应堆模拟体，104-堆芯模拟件，105-吊篮模拟件，106-堆内构件模拟件，107-直流蒸汽发生器模拟件，108-压力容器模拟件，110-主泵进口管道，111-主泵出口管道，112-波动管道，113-波动管接管，114-稳压器，115-安全管线，116-安全保护装置，117-反应堆模拟体压力平衡接管，118-直接注入接管，119-余排出口接管，120-主泵进口接管，121-主泵出口接管，202-循环水泵，203-给水管线，204-蒸汽管线，205-蒸汽冷凝设备，206-稳压水箱，207-蒸汽发生器二次侧给水接管，208-蒸汽发生器二次侧蒸汽接管，209-管线，210-循环泵进水管线，302-直接注入管线，303-高压注入箱模拟体，304-中压注入箱模拟体，305-低压注入箱模拟体，306-余热排出热交换器，307-管线，308-管线，309-氮气管线，310-充氮装置，311-低压注入管线，312-管线，313-管线，402-模拟大空间容器，403-地坑模拟体，404-管线，405-再循环管线，502-第一卸压装置，503-管线，504-管线，505-第二卸压装置，506-507-管线，602-进口快拆管线，603-破口模拟装置，604-出口快拆管线，605-破损侧直接注入管线606-管线，607-608-管线，702-直流电源，802-主机，803-控制模块，804-采集模块，805-触发方式。

具体实施方式

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。

实施例

如图1至2所示，本发明反应堆专设安全系统热工水力综合性能模拟器，包括用于冷却剂的模拟实验的冷却剂实验系统、蒸汽冷凝系统、非能动安注及余热排出实验系统、再循环实验系统、卸压实验系统、失水事故实验系统、供电系统、以及热工参数采集控制系统，冷却剂实验系统、蒸汽冷凝系统、直流供电系统和热工参数采集控制系统共同完成模拟反应堆正常运行时的核释热过程、冷却剂强迫循环流动、压力控制调节以及蒸汽产出；非能动安注及余热排出实验系统、冷却剂实验系统、蒸汽冷凝系统、直流供电系统和热工参数采集控制系统共同完成模拟反应堆发生全厂断电事故瞬态时的主泵断电过程、功率衰变过程、非能动余热排出系统循环流动和冷却剂实验系统的压力变化。由热工参数采集控制系统输出全厂断电事故控制信号，控制直流供电系统按照衰变热曲线变化，主泵109按惰转情形逐步停止运转，冷却剂经堆芯模拟件104加热升温后进入堆内构件模拟件106，而后从堆内构件模拟件106出口进入与压力容器模拟件108内壁之间的环形通道，通过反应堆模拟体余排出口接管119流经管线312进入余热排出热交换器306中，和低压注入箱305中的流体交换热量后，冷却降温流入管线313，经主泵进口管线110流经已经停止运转的主泵109后，通过主泵出口管线111进入反应堆模拟体103中，沿着压力容器模拟体108内壁和吊篮模拟件105外壁构成的环形流道向下流动，重新进入堆芯模拟件104，形成全厂断电瞬态事故下非能动余热排出系统的自然循环流动。

非能动安注及余热排出实验系统、失水事故实验系统、卸压实验系统、再循环实验系统、冷却剂实验系统、蒸汽冷凝系统、直流供电系统和热工参数采集控制系统共同完成模拟反应堆发生失水事故时的破口临界喷放、非能动高压注入、非能动中压注入、非能动低压注入、自动卸压喷放、非能动长期再循环流动和功率衰变过程及反应堆模拟体103内的压力、温度等热工参数的变化。主要有两种实施方式：

第一种：通过失水事故实验系统中进口快拆管线602和出口快拆管线603分别连接管线605和管线606实现对直接注入管线发生失水事故时瞬态全部过程的实验模拟。

首先由冷却剂实验系统、蒸汽冷凝系统、直流供电系统和热工参数采集控制系统共同完成模拟反应堆正常运行时的核释热过程、冷却剂强迫循环流动、压力控制调节以及蒸汽产出。

然后由热工参数采集控制系统输出失水事故控制信号，控制直流供电系统按照衰变热曲线变化，主泵109按紧急停堆情形逐步停止运转，冷却剂由反应堆模拟体103中吊篮模拟件105外壁和压力容器模拟件108内壁之间的环形通道，通过反应堆模拟体直接注入接管118经破损侧直接注入管线605进入失水事故实验系统，依次经管线605和管线606进入模拟大空间容器402，经壁面冷凝成液体后汇集落入地坑模拟件403，与此同时，由热工参数采集控制系统801输出失水事故后高压注入触发信号，完整侧高压注入箱模拟体303内的冷却流体通过直接注入管线302经反应堆模拟体直接注入接管118进入堆芯模拟件104，经堆芯衰变热升温后的流体经吊篮模拟件105外壁和压力容器模拟件108内壁之间的环形通道再通过反应堆模拟体压力平衡接管117经管线307重新回到完整侧高压注入箱模拟体303，形成完整侧高压注入箱的水-水自然循环阶段，当由反应堆模拟体压力平衡接管117进入高压注入箱模拟体303的流体介质成为气液两相后，逐渐形成完整侧高压注入箱的蒸汽-水自然循环阶段。

同样地，由热工参数采集控制系统输出中压注入和低压注入触发信号，完整侧中压注入箱模拟体304和低压注入箱模拟体305分别经过管线308和管线311进入直接注入管线302经反应堆模拟体直接注入接管118进入堆芯模拟件104进行冷却注入，再经堆芯模拟件104加热升温后进入堆内构件模拟件106，而后从堆内构件模拟件106出口进入与压力容器模拟件108内壁之间的环形通道，沿此环形流道向下进入直流蒸汽发生器模拟件107，而后继续沿着吊篮模拟件105外壁与压力容器模拟件108下段内壁之间的环形空腔向下流动，经破损侧直接注入管线605进入失水事故实验系统。

由热工参数采集控制系统输出卸压实验系统触发信号，一方面冷却剂沿着压力安全系统安全管线115，依次通过管线503、第一卸压装置502和管线504由压力高的一侧喷放进入低压注入箱模拟体305，另一方面冷却剂沿着压力安全系统波动管线112，依次通过管线506、第二卸压装置505和管线507由压力高的一侧喷放进入模拟大空间容器402。

由热工参数采集控制系统输出再循环实验系统触发信号，经失水实验系统汇集到地坑模拟件403中的流体依靠密度差和高度差形成的驱动力，经管线405进入直接注入管线302经反应堆模拟体直接注入接管118进入堆芯模拟件104进行冷却注入，在反应堆模拟体103中流动，通过反应堆模拟体直接注入接管118经破损侧直接注入管线605再次进入失水事故实验系统，重新回到地坑模拟件403中，形成长期再循环的闭合流动。

第二种方式：通过失水事故实验系统中进口快拆管线602和出口快拆管线603分别连接管线607和管线608实现对波动管管线发生失水事故时瞬态全部过程的实验模拟。

首先由冷却剂实验系统、蒸汽冷凝系统、直流供电系统和热工参数采集控制系统共同完成模拟反应堆正常运行时的核释热过程、冷却剂强迫循环流动、压力控制调节以及蒸汽产出。

然后由热工参数采集控制系统根据判断条件输出失水事故控制信号，控制直流供电系统按照衰变热曲线变化，主泵109按紧急停堆情形逐步停止运转，冷却剂由反应堆模拟体103中堆内构件模拟件106外壁和压力容器模拟件108内壁之间的环形通道，通过反应堆模拟体波动管接管113经波动管管线112进入失水事故实验系统，依次经管线607和管线608进入模拟大空间容器402，经壁面冷凝成液体后汇集落入地坑模拟件403。

由热工参数采集控制系统根据判断条件分别输出高压/中压/低压注入触发信号、自动卸压触发信号和再循环实验系统触发信号，失水事故实验系统通过进口快拆管线602、出口快拆管线603与波动管管线或直接注入管管线相连，实现不同破口位置的失水事故状态模拟。失水事故实验系统和非能动安注及余热排出实验系统都和冷却剂实验系统连通，在同一装置上既可实现失水事故状态模拟，也可实现全厂断电事故状态模拟。失水事故实验系统、非能动安注及余热排出实验系统、卸压实验系统、再循环实验系统都和冷却剂实验系统连通，实现从反应堆正常运行到发生失水事故后破口喷放、非能动注入直至形成稳定的长期再循环的事故完整过程的模拟。

以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。