一种核反应堆热工特性试验验证系统和试验方法与流程

本发明涉及核能试验设备，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。

背景技术：

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、本发明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，本发明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大的情况，保证了实验的安全性和可行性，其次，也能够实现对核反应堆多种不同工况下的试验验证，方便了核反应堆在系统启动、正常运行、变工况、事故工况等条件下系统传热特性的研究。

3、本发明实施例还提出一种基于上述验证系统的试验方法。

4、本发明实施例的核反应堆热工特性试验验证系统包括：

5、试验容器和储料容器，所述试验容器用于容置液态的导热介质，所述储料容器与所述试验容器相连并用于存储经由所述试验容器排出的所述导热介质；

6、热管，所述热管设于所述试验容器，所述热管包括内管段和外管段，所述内管段位于所述试验容器内，所述外管段位于所述试验容器外侧；

7、热电转化模块，所述热电转化模块设于所述外管段，所述热电转化模块用于对所述热管内的热量进行利用或转化；

8、加热元件，所述加热元件设于所述试验容器，至少部分所述加热元件伸入所述试验容器内，所述加热元件用于产生热量并通过所述导热介质的热传导加热所述内管段；

9、气源，所述气源与所述试验容器和所述储料容器均相连，且所述气源用于在试验前向所述储料容器内通入惰性气体并加压以将所述导热介质压入所述试验容器，所述气源还用于在试验后平衡所述试验容器和所述储料容器内的压强以使所述试验容器内的所述导热介质可回流至所述储料容器内。

10、在一些实施例中，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。

11、在一些实施例中，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。

12、在一些实施例中，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。

13、在一些实施例中，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；

14、和/或，所述第一支管段上设有用于实现所述第一支管段启闭的第二阀，所述第二支管段上设有用于实现所述第二支管段启闭的第三阀；

15、和/或，所述气管、所述储料容器、所述试验容器、所述热电转换模块设有检测装置，所述检测装置用于测量温度和/或压力。

16、在一些实施例中，所述储料容器、所述试验容器、所述介质管的外周侧设有加热体或伴热体。

17、在一些实施例中，所述储料容器和所述试验容器均设有排气阀，所述排气阀用于在所述气源对所述储料容器或所述试验容器吹扫置换时供所述储料容器或所述试验容器内的杂质气体排出；

18、和/或，所述试验容器设有用于监测所述导热介质液位的液位计；

19、和/或，所述试验容器包括相对布置的两个弧形侧壁，所述弧形侧壁向所述试验容器的外侧凸出，所述加热元件设于其中一个所述弧形侧壁，所述热管设于其中另一个所述弧形侧壁；

20、和/或，所述试验容器的容器顶壁设有高温区，所述高温区用于布置材料以进行腐蚀试验。

21、在一些实施例中，所述加热元件包括加热段和非加热段，所述加热段位于所述试验容器内，所述非加热段位于所述试验容器外部并用于与电源相连，所述试验容器位于所述非加热段和所述外管段之间，所述加热段和所述内管段并行间隔布置。

22、在一些实施例中，所述加热元件和所述热管均设有多个，所述试验容器内设有分隔件，所述分隔件设有多个插孔，多个所述热管的所述内管段和多个所述加热元件的所述加热段均穿过所述分隔件并分别配合在多个所述插孔内。

23、本发明实施例的所述的核反应堆热工特性试验验证系统的试验方法包括以下步骤：

24、通过所述气源对所述储料容器和所述试验容器进行吹扫置换；

25、待所述储料容器内的所述导热介质熔融为液态后，通过所述气源向所述储料容器加压以将所述导热介质压入所述试验容器内，然后切断所述储料容器和所述试验容器之间的连接；

26、启动所述加热元件进行设定变量的试验，所述设定变量包括如下至少一种：加热元件的数量、加热元件的间距、热管内传导介质的类型、热电转换模块的类型、热管的数量、热管的间距、试验容器内的导热介质的液位；

27、待完成试验后，利用所述气源平衡所述储料容器和所述试验容器内的压强以使所述试验容器内的导热介质回流至所述储料容器内。

28、有益效果：本发明实施例的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大的情况，保证了实验的安全性和可行性，其次，也能够实现对核反应堆多种不同工况下的试验验证，方便了核反应堆在系统启动、正常运行、变工况、事故工况等条件下系统传热特性的研究。

技术特征：

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；

6.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，所述储料容器、所述试验容器、所述介质管的外周侧设有加热体或伴热体。

7.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，所述储料容器和所述试验容器均设有排气阀，所述排气阀用于在所述气源对所述储料容器或所述试验容器吹扫置换时供所述储料容器或所述试验容器内的杂质气体排出；

8.根据权利要求1-7中任一项所述的核反应堆热工特性试验验证系统，其特征在于，所述加热元件包括加热段和非加热段，所述加热段位于所述试验容器内，所述非加热段位于所述试验容器外部并用于与电源相连，所述试验容器位于所述非加热段和所述外管段之间，所述加热段和所述内管段并行间隔布置。

9.根据权利要求8所述的核反应堆热工特性试验验证系统，其特征在于，所述加热元件和所述热管均设有多个，所述试验容器内设有分隔件，所述分隔件设有多个插孔，多个所述热管的所述内管段和多个所述加热元件的所述加热段均穿过所述分隔件并分别配合在多个所述插孔内。

10.一种基于上述权利要求1-9中任一项所述的核反应堆热工特性试验验证系统的试验方法，其特征在于，包括以下步骤：

技术总结本发明公开了一种核反应堆热工特性试验验证系统和试验方法，包括试验容器，储料容器，热管，热电转化模块，加热元件和气源，试验容器用于容置液态的导热介质，储料容器与试验容器相连并用于存储经由试验容器排出的导热介质；热管设于试验容器，热管包括内管段和外管段，内管段位于试验容器内，外管段位于试验容器外侧；热电转化模块设于外管段，加热元件设于试验容器，至少部分加热元件伸入试验容器内，气源与试验容器和储料容器均相连。本发明的验证系统能够避免固态基底热应力较大的情况，保证了实验的安全性和可行性，也能够实现对核反应堆多种不同工况下的试验验证。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,李林森受保护的技术使用者：国家电投集团科学技术研究院有限公司技术研发日：技术公布日：2024/6/2