中低压条件下核反应堆两相夹带实验的可视化T型管结构

本发明属于核反应堆热工水力实验装置，具体涉及一种用于中低压条件下核反应堆两相夹带实验的可视化t型管结构。

背景技术：

1、自动降压系统(ads，automatic depressurization system)是ap1000反应堆非能动安全特性的重要组成部分。ap1000中ads由四级降压阀门组成，第1、2、3级降压管线各有两套，每一组均与稳压器接管相连，管线出口通过一个共同的降压管线与位于安全壳内侧换料水箱(irwst，in-containment refueling water storage tank)中的一个喷洒器相连。两条第四级降压管线分别与反应堆两个环路的热管段相连。每一条降压管线又分别由相互并联的管线构成多重布置(共有四条管线)，每条管线有串联的两个阀门，一个常开而另一个常关。ads第一级4英寸(0.1m)阀门在cmt 67.5％水位时打开；第二级8英寸(0.2m)和第三级8英寸(0.2m)阀门按时间顺序依次打开。第一级降压阀也可被用来排出稳压器蒸汽空间中的非冷凝气体。

2、ads-4喷放卸压是大型先进压水堆破口事故过程中的重要热工水力现象。小破口事故序列中，伴随着反应堆主回路的快速卸压，冷却剂不断汽化，大量蒸汽随之产生。ap1000两环路中各设一条ads-4卸压管线，其中一条管线与非能动余热排出系统热交换器共用。ads-4直接和热管段顶部相连，并且直接向蒸汽发生器所在的隔间喷放。在ap1000小破口事故序列中，第三级ads阀门开启后，经一定延时，当cmt液位降至20％且冷却剂系统低压(<8.4mpa)时，ads-4卸压管线上的爆破阀会自动开启为系统卸压，这时蒸汽会在rcs和安全壳压差作用下经由ads-4竖直支管向安全壳排放，从而通过相分离实现对主回路的卸压。随着蒸汽从ads-4支管不断排出至安全壳，主回路压力不断降低。当主回路压力降至高于安全壳压力约89.6kpa时，irwst内的水可以依靠重力作用注入到反应堆压力容器中，实现对堆芯的长期冷却。

3、ads-4支管爆破阀触发时，反应堆压力容器内的混合液位可能高于热管段顶部，此时rcs内冷却剂在主回路内外压差作用下经ads-4支管喷放至安全壳内，反应堆压力容器内液位将会迅速降低，系统压力缓慢降低，直至热管段部分裸露，rcs内蒸汽迅速从ads-4支管排至安全壳环境，rcs在相分离作用下进行有效卸压。伴随着rcs压力快速降低，冷却剂不断闪蒸，反应堆压力容器在短时间内保持较高混合液位。在蒸汽从水平热管段向竖直ads-4支管高速折流过程中，热管段内冷却剂会在蒸汽惯性力作用下，克服重力、表面张力和粘性力等从气液界面分离并被蒸汽夹带至ads-4支管。随着夹带的不断进行，热管段和压力容器内不断降低，夹带规模不断减弱，ads-4支管含气率不断升高。在ads-4夹带和闪蒸综合作用下，反应堆压力容器内液位可能会继续降低，如果液位低于堆芯高度，可能会导致燃料棒氧化、膨胀，甚至出现堆芯裸露或熔化的严重事故。因此，进行t型管内的液相夹带实验研究具有重要意义，而进行该实验研究的一个关键就是t型管实验段的设计。

4、影响ads-4汽-水夹带的主要参数包括t型管水平管内的水位、流型、系统压力，水平管入口与出口的压差，水平管入口与支管出口之间的压差，水平管出口与支管出口之间压差，以及水平管入口、出口和支管出口的蒸汽和水的质量流量。这些主要参数的测点位置选择对实验结果的精确度影响较大。在进行液相夹带实验研究时，还需满足可视化要求，方便对实验现象进行观测和记录。

5、例如，中国专利申请号cn2828527y公开了一种t型管件，它主要包括支撑管、连接管、预焊连接件；连接管的第一端设有与支撑管的外壁形状相对应的端面，连接管通过其端面与支撑管呈t形相接，连接管的第一端的管壁上设有通入管腔的透孔；预焊连接件的第一端端面与支撑管的管外壁焊接相固定，预焊连接间由第二端整体内套在连接管第一端的管壁内，并通过连接管的第一端管壁上的透孔与连接管的内壁焊接相固定。该发明提出来的t型管可以通过连接管将预焊连接件与支撑管之间的焊缝完全遮盖，采用该发明后，无需对焊缝进行打磨，从而减少打磨工序。但是，该发明结构复杂，加工难度较大，而且该发明只适用于金属管之间的连接，无法应用到玻璃等透明管件之间连接，因此，该发明无法满足实验的可视化要求。

6、又如，美国俄勒冈州立大学的空气-水实验台架atlats中的t型管段，整段实验段采用了一种透明pvc材料，满足了实验的可视化要求。该实验中在透明实验段与不锈钢压力容器连接的法兰处安装测量水位或空泡份额的探针；加工实验段时，在t型管实验段的支管前后留出测压口进行压力和压差测量。但是，受到整体结构及材料性能限制，该实验段只能用于常压下的夹带实验，而在核电厂中发生ads-4夹带时实际压力高于常压，因此该设计无法用于模拟真实的ads-4两相夹带现象。

技术实现思路

1、为了克服现有技术的缺点，本发明提供了一种用于中低压条件下核反应堆两相夹带实验的可视化t型管结构，可以满足模拟中低压条件下的核反应堆第四级自动降压系统管线(ads-4)与反应堆热腿形成的t型管空气-水两相夹带实验研究的要求，能够满足对实验现象进行观测和记录的可视化要求，并能提高实验测量精度，从而为预测破口事故下压力容器内夹带现象预测提供更可靠的工具，提高核电站的安全性。

2、为了达到上述目的，本发明的采用如下技术方案：

3、一种中低压条件下核反应堆两相夹带实验的可视化t型管结构，可视化t型管9包括水平主管1和与水平主管1相连通的竖直支管2；水平主管1与竖直支管2相接处安装有加固组件3；水平主管1与加固组件3通过热熔焊接进行连接；竖直支管2与加固组件3通过热熔焊接进行连接；在水平管1两端以及竖直支管2出口处均设有紧固连接的pc法兰4和不锈钢法兰6；在水平主管1两端及竖直支管2顶端与pc法兰4相接处安装有加固肋片8；加固肋片8与水平管1、竖直支管2及pc法兰4通过热熔焊接进行固定连接；不锈钢法兰6与不锈钢管道7连接，实现可视化t型管结构与实验回路连接。

4、本发明进一步的改进在于：所述可视化t型管9的材料为为单层透明pc材料。

5、本发明进一步的改进在于：所述加固组件3材料为透明pc材料；加固组件3下表面为曲面，与水平主管1贴合，中间为通孔，通孔直径与竖直支管2直径相同，竖直支管2插入通孔中。

6、本发明进一步的改进在于：所述水平主管1上部中间位置处开孔，开孔大小与加固组件3通孔大小一致。

7、本发明进一步的改进在于：加固肋片8安装在水平主管1两端的上下对称位置和竖直支管2顶端的左右对称位置，并同时与pc法兰连接，其材料为透明pc材料。

8、本发明进一步的改进在于：pc法兰4和不锈钢法兰6对应位置均设有安装孔，pc法兰4与不锈钢法兰6通过螺栓穿过对应的安装孔紧固连接；pc法兰4与对接的不锈钢法兰6之间设有橡胶垫片5。

9、本发明与现有技术相比，具有如下优点：

10、1、本发明在水平主管和竖直支管连接处安装有加固组件，加固组件结构简单，可以方便实现水平管和竖直管的连接并形成t型结构，加固组件的安装可以增加连接处的强度，使其在更高压力及实验过程中实验件震动时保持稳定连接，满足中低压条件下两相夹带实验的要求，并且加固组件由透明pc材料制成，可以同时满足可视化实验的要求。

11、2、本发明在水平主管两端及竖直支管顶端与pc法兰相接处安装有加固肋片，加固肋片的安装可以增加连接处的强度，使其在更高压力及实验过程中实验件震动时保持稳定连接，满足中低压条件下两相夹带实验的要求。

12、3、可视化t型管采用了单层pc透明材料，便于对实验现象的直接观察以及可视化拍摄记录，并可进一步在不锈钢管道上靠近不锈钢法兰处上下对称位置开测压孔通过测量压差并结合可视化液位识别获得可视化t型管水平主管内液位。

13、4、在保证可以获得必要可视化实验现象的前提下可以灵活设计改变可视化t型管长度，并可进一步通过改变与可视化t型管相连的不锈钢管道长度实现如探究t型结构长度及连接方式等不同要求下的两相夹带实验。

14、总之，本发明结构简单，便于加工安装，可以实现模拟中低压条件下核反应堆t型管内两相夹带现象可视化实验开展，本发明结构最高承受压力可以达到5mpa，远高于常压0.1mpa。