一种乏燃料池式沸腾试验台架的制作方法

本发明属于核电站安全技术领域，特别涉及一种乏燃料池式沸腾试验台架。

背景技术：

核电站发生全场断电或者地震等事故工况下，乏燃料水池正常冷却系统或将长期失效。在乏燃料水池冷却系统失效期间，乏燃料水池内部会建立一个大的自然循环场，池水沿着乏燃料贮存格架与池壁之间的通道向下流动，流经贮存格架底板与池底之间的空间，再依次通过贮存格架底板上的流水孔进入乏燃料组件，最后在乏燃料组件以上的水空间中交混。池水因与乏燃料组件传热而升温，由此产生的密度差是自然循环的驱动力^[4]。乏燃料水池通过池内水的蒸发来带走乏燃料不断产生的衰变热，池内水位随着池水蒸发而下降。在此过程中乏燃料水池会出现池式沸腾现象，乏燃料水池内的换热特性也随之发生转变，由初始阶段的单相传热发展到沸腾传热。随着池内水位不断下降，如果核电站没有进行有效的乏燃料水池补水措施，甚至会出现乏燃料组件裸露这一危险信号。在乏燃料组件裸露阶段，水位下降至乏燃料组件高度以下，池内换热特性又将发生转变，由两相传热变成乏燃料组件裸露部分与水池底部蒸发出的水蒸气发生单相对流换热。这个阶段中乏燃料水池内的换热性对乏燃料组件的完整性有直接的影响，决定了乏燃料组件对内部放射性物质的包容性。如果乏燃料组件包壳温度升高到一定值会导致包壳组件破裂，放射性物质外泄，将对核电站安全性产生巨大影响。从结构方面而言，乏燃料组件内部的垂直管束间通道是一种特殊几何截面，这种狭窄细长的通道在两相流沸腾传热中影响着气泡的流型和运动特性。因此针对乏燃料组件垂直通道的沸腾传热的研究，将对乏燃料水池安全性有重要的意义，同时也对工程应用有重要的试验参考价值。

国内外针对乏燃料水池的安全性研究主要集中在理论分析和数值计算方面上，针对乏燃料水池的试验研究比较少。王明路为研究非能动冷却热管对乏燃料水池的冷却效应，搭建分离式热管实验平台研究其冷却能力，分析冷却热管的换热特性。同时利用cfd计算乏燃料水池的温度场与流场，并与试验结果进行对比分析。

韩一丹等人针对乏燃料水池冷却系统失效，乏燃料水池内的乏燃料组件由于水位蒸发下降而发生棒束裸露情况下，研究喷淋系统对裸露乏燃料组件的喷淋冷却效果。试验采用5×5的电加热棒模拟乏燃料组件，设置了不同试验工况，包括不同加热棒功率，不同喷淋流量密度来研究乏燃料组件在喷淋冷却下的温度变化趋势。最后通过试验得出加热棒束在不同喷淋工况下的温度分布以及乏燃料棒自身衰功率对于其安全性的影响。

综上所述，着眼乏燃料池式沸腾以及垂直管束通道内换热特性研究还不够充分，针对性不够强。主要表现在以下三个方面：

(1)乏燃料水池安全性研究主要集中在理论分析和数值计算方面，针对乏燃料水池的试验研究比较少；

(2)垂直管束间换热特性实验研究中对流动换热研究较多，对于乏燃料水池池式沸腾传热的试验研究方面较少；

(3)垂直管束通道的模型尺寸不够广泛，实验管束通道普遍较短，对细长狭窄通道内的沸腾传热研究较少。

技术实现要素：

本发明的目的是提出一种乏燃料池式沸腾试验台架，该试验台架以核电站乏燃料水池在冷却系统失效情况为背景，研究乏燃料水池内的乏燃料棒束由于衰变余热而引起的池内沸腾换热特性；实验研究内容包括水池内温度场、垂直管束间沸腾换热系数、垂直管束间气泡流型及流动特性；其特征在于，具体包括：

(1)试验装置

试验装置总体由六部分组成，分别为：乏燃料水池沸腾试验段1，净水系统2，储水及输水系统3，温度控制系统4，数据采集系5和排水系统6；

所述乏燃料水池沸腾试验段1是在不锈钢套筒11内由定位格架20固定按照9х9排布成正方形的81根不锈钢加热棒管10，81根不锈钢加热棒管10穿过底板22上9х9排布成正方形的相应的孔，，套上硅胶垫片9和压盖23，通过螺拴21，将硅胶垫片9压在底板22的槽内，实现不锈钢加热棒管10与底板22的密封连接；不锈钢套筒11与底板22焊接密封连接；

(2)热电偶布置

乏燃料水池沸腾试验温度测量的主要对象为不锈钢加热棒管管壁面温度和相邻水域的水温；对于9×9排布的垂直管束，考虑到一定的对称性原则，取9×9排布的正方形左上角细实线围成的三角形区域作为本试验的测温区域；在三角形测温区域内，每根不锈钢加热管内部沿竖直方向上均匀布置6个测温k型热电偶25。

所述净水系统2由净水器15和净水泵16连接组成，并通过控制阀与储水及输水系统3的储水箱14进水口连接；

所述储水及输水系统3为在储水箱14底出水口与控制阀、过滤器13及输水泵12串联；再通过控制阀与不锈钢套筒11进水口连接；

所述温度控制系统4由控制箱8和配电箱7组成，控制箱8的输出端与不锈钢加热棒管10的引线24连接；

所述数据采集系5由显示器17和数据采集模块18组成，数据采集模块18连接乏燃料水池沸腾试验段1内的温度传感器和安装在视窗19附近的高速摄像机；

所述排水系统6由排水阀和排水地坑组成。

所述81根不锈钢加热棒管10在轴向方向上共设置七组定位格架20，防止不锈钢加热棒管10在试验工质流动过程中出现晃动，实现不锈钢加热棒管的横向固定，并在加热过程中加强试验工质流体搅浑。

所述试验工质为净水器15制备的去离子水，其电导率小于0.5μs/cm，满足试验水质要求。

所述控温系统控制试验温度调节，通过调整不同的加热功率来模拟不同乏燃料衰变余热；试验期间采用数据采集系统实现对各温度测点温度的自动测量、采集、传输与保存，同时利用高速摄像机拍摄加热管管束间汽泡流型。

所述乏燃料水池沸腾试验段的设计为常压，开式回路与大气连通。

所述不锈钢加热管内部沿竖直方向上均匀布置6个测温k型热电偶，在纵向分布的6个测温高度上，每个高度在管束通道中心处与管束边处均布置2个水温热电偶，用于测量靠近管壁附近的水域温度。

本发明的有益效果：本试验台架可以实现：(1)以乏燃料水池冷却剂失效事故为背景，针对乏燃料组件的壁温和相邻水域流体温度变化进行研究分析，得到乏燃料棒束垂直管束间的换热特性。(2)通过设置不同加热功率、不同初始温度和干烧等多工况试验，研究乏燃料棒束的池式沸腾换热特性。(3)在沸腾传热阶段，利用高速摄像机对垂直管束狭窄通道内流型及流动特性进行研究。(4)评价整个乏燃料水池出现池式沸腾时的安全性问题。

附图说明

图1为乏燃料棒管束喷淋冷却试验系统示意图。

图2为燃料棒管束结构示意图

图3为图2的a-a视图及热电偶测温三角形区域

图4为内置热电偶加热管布置示意图。

图5为实验段整体测温热电偶布置

具体实施方式

本发明提出一种乏燃料池式沸腾试验台架，该试验台架以核电站乏燃料水池在冷却系统失效情况为背景，研究乏燃料水池内的乏燃料棒束由于衰变余热而引起的池内沸腾换热特性；试验研究内容包括水池内温度场、垂直管束间沸腾换热系数、垂直管束间气泡流型及流动特性；下面结合附图和实施例予以说明。

图1所示为乏燃料棒管束喷淋冷却试验系统示意图。图中包括：

(1)试验装置

试验装置总体由六部分组成，分别为：乏燃料水池沸腾试验段1，净水系统2，储水及输水系统3，温度控制系统4，数据采集系5和由排水阀和排水地坑组成的排水系统6；

所述乏燃料水池沸腾试验段1是在不锈钢套筒11内由定位格架20固定按照9х9排布成正方形的81根不锈钢加热棒管10，81根不锈钢加热棒管10穿过底板22上9х9排布成正方形的相应的孔，套上硅胶垫片9和压盖23，通过螺拴21，将硅胶垫片9压在底板22的槽内(如图2所示)，实现不锈钢加热棒管10与底板22的密封连接；不锈钢套筒11与底板22焊接密封连接。其中，净水系统2由净水器15和净水泵16连接组成，并通过控制阀与储水及输水系统3的储水箱14进水口连接；储水及输水系统3为在储水箱14底出水口与控制阀、过滤器13及输水泵12串联；再通过控制阀与不锈钢套筒11进水口连接；温度控制系统4由控制箱8和配电箱7组成，控制箱8的输出端与不锈钢加热棒管10的引线24连接；数据采集系5由显示器17和数据采集模块18组成，数据采集模块18连接乏燃料水池沸腾试验段1内的温度传感器和安装在视窗19附近的高速摄像机；所述控温系统控制试验温度调节，通过调整不同的加热功率来模拟不同乏燃料衰变余热；试验期间采用数据采集系统实现对各温度测点温度的自动测量、采集、传输与保存，同时利用高速摄像机拍摄加热管管束间汽泡流型。所述乏燃料水池沸腾试验段的设计为常压，开式回路与大气连通。

(2)热电偶布置

乏燃料水池沸腾试验温度测量的主要对象为不锈钢加热棒管管壁面温度和相邻水域的水温；对于9×9排布的垂直管束，考虑到一定的对称性原则，取9×9排布的正方形左上角细实线围成的三角形区域作为本试验的测温区域；在三角形测温区域内，每根不锈钢加热管内部沿竖直方向上均匀布置6个测温k型热电偶25(如图3、图4、图5所示)。其中，81根不锈钢加热棒管10在轴向方向上共设置七组定位格架20(如图2所示)，防止不锈钢加热棒管10在试验工质流动过程中出现晃动，实现不锈钢加热棒管的横向固定，并在加热过程中加强试验工质流体搅浑。所述试验工质为净水器15制备的去离子水，其电导率小于0.5μs/cm，满足试验水质要求。

所述不锈钢加热管内部沿竖直方向上均匀布置6个测温k型热电偶，在纵向分布的6个测温高度上，每个高度在管束通道中心处与管束边处均布置2个水温热电偶(如图5所示)，用于测量靠近管壁附近的水域温度。

本发明的设计思路进一步说明如下：

试验装置总体由六部分组成，分别为：乏燃料水池沸腾试验段1，净水系统2，储水及输水系统3，温度控制系统4，数据采集系5和排水系统6；由于试验段中加热棒管束直径十分有限，若试验工质中存在较大杂质，极易引起表面结垢甚至出现杂质堆积堵塞流动通道，因此试验利用去离子水设备制备去离子水，其电导率小于0.5μs/cm，满足试验水质要求，从而从源头上保证了传热过程、流动状况的可靠性同时也有利于测量准确性；随后去离子水在进入试验段之前，首先在高位储水箱中暂存，高位储水箱由不锈钢板焊接而成，内侧衬以聚氯乙烯塑料板，顶部配备有顶盖，可以有效防止杂质混入，始终保证去离子水质满足试验要求，设置高位储水箱的原因在于去离子水净化设备过滤速度有限，主给水泵扬程较高，因此无法实现去离子水制备与试验段灌水同时进行；去离子水由高位储水箱通过主给水泵输送进入试验段箱体，达到预定蓄水水位之后停止灌水，试验段系统主要由81根不锈钢加热管组成用于模拟乏燃料棒束，加热管内置加热丝模拟乏燃料释热，为防止加热棒管束晃动，在轴向方向上布置六组定位格架；试验温度调节由控温系统控制，通过调整不同的加热功率用于模拟不同衰变；试验期间采用数据采集系统实现对各温度测点温度的自动测量、采集、传输与保存，同时利用高速摄像机拍摄加热管管束间汽泡流型。试验台架主要参数如表1所示。

表1试验台架主要参数

乏燃料棒束设计

试验段主系统用于模拟乏燃料棒束其主要由试验段箱体与不锈钢加热棒管组成，前者模拟乏燃料水池，后者用于模拟乏燃料组件。不锈钢加热管共81根，按照正方形9×9排列，加热管总长4800mm，箱体内部加热管长度为4500mm,发热端长度为4270mm，直径9.6mm，采用均匀加热方式；为防止不锈钢加热管在工质流动过程中出现晃动，在轴向方向上共设置七组定位格架，不仅可以在加热过程中加强流体搅浑，还可以实现不锈钢加热棒管的横向固定；不锈钢加热棒管束间排列间距为3.4mm，不锈钢加热棒管与箱体壁面距离为14mm；为避免造成附加应力，不锈钢加热管采用精加工，确保表面光滑、无凹坑和碰撞疤痕等；实验段不锈钢水箱横截面为边长165mm的正方形，高度6000mm，为便于试验人员在试验过程中随时观察同时为高速摄像机拍摄流型预留窗口，在试验段向箱体相邻两侧面各布置7个观察窗，观察窗尺寸为435mm×135mm，采用石英玻璃；在箱体外侧按照与箱体内加热管内部热电偶高度平齐的地方钻孔插入水温热电偶，来测量加热管附近的流体温度；为保证试验段内部工质尽可能维持在恒定温度，在试验段外侧包覆玻璃纤维保温棉以减少热量散失，试验段示意图(如图3所示)所示。

加热管主要参数如下表所示：

表2试验段几何参数

试验过程中通过不锈钢加热管模拟乏燃料衰变余热，加热管内部加热丝具有较高电阻，通电后所产生的热量以热传导的方式进一步加热不锈钢管壁，不锈钢管壁再加热流经其外部的试验工质。由于加热管底部连接有加热丝电源线以及热电偶引线，同时加热管壁极薄，因此无法进行焊接，同时试验箱体底部承受工质重量，为方式流动工质通过管束间缝隙流出，必须进行有效密封防止工质泄露同时保证试验人员安全。试验段底部密封结构如图2下半部所示。

不锈钢底板中部加工有呈正方形排列、直径为9.6mm的81个通孔，用于不锈钢加热管穿过，底板中部加工有边长为134mm正方形、深35mm的凹槽，在凹槽内部填充硅胶垫片，用于填充缝隙、确保密封，填料厚度达到30mm；压盖通过螺栓与底板连接，螺栓提供的预紧力压紧硅胶垫片，依靠其变形达到密封试验工质的作用。

乏燃料水池沸腾试验的温度测量主要对象为加热管壁面温度和相邻水域的水温。对于9×9排布的垂直管束，考虑到一定的对称性原则，取图3、图4所示左上边的三角形区域作为本试验的测温区域。

在三角形测温区域内，每根不锈钢加热管内部沿竖直方向上均匀布置6个测温k型热电偶，每个热电偶高度差为700mm，用于测量加热管内壁温度。加热管具体尺寸以及热电偶分布情况如图3、图4、图5所示。

不锈钢热电偶加热管采用的加热方式为均匀加热，管外径为9.6mm，壁厚为0.68mm。热电偶紧贴加热管内壁面，可直接测得加热管内壁温度，加热丝与热电偶之间通过氧化镁粉进行填充。

在纵向分布的6个测温高度上，每个高度在管束通道中心处与管束边处均布置2个水温热电偶，用于测量靠近管壁附近的水域温度，其热电偶布置如图5所示。

试验方法及步骤：

乏燃料水池沸腾实验以核电站乏燃料水池在冷却系统失效情况为背景，研究乏燃料水池内的乏燃料棒束由于衰变余热而引起的池内沸腾换热特性。试验研究内容包括水池内温度场、垂直管束间沸腾换热系数、垂直管束间气泡流型及流动特性等方面内容。根据反应堆可能出现的各种事故中的现象进行分析，设置工况尽量覆盖所有可能出现的参数范围。针对燃料组件热功率0～30kw做了一系列实验，也对池内水温不同的初始温度进行了实验。

其具体试验方法如下：

(1)试验前先对整体实验台架进行检查，包括各个系统设备的连接是否正确，各个接口以及试验水箱的密封完整，采集系统正常工作。

(2)关闭试验段排水阀，依次打开给水阀，启动净水系统，往试验水箱注入去离子水，同时监测水位，达到预定水位后关闭净水系统。

(3)完成测量设备调试后，开启电功率柜电源，在数字操作板块上设置试验工况的电功率，对水箱内不锈钢加热管进行均匀加热。

(4)在试验进行同时，通过试验观测窗观察不锈钢加热管加热情况，观察沸腾起始点位置。并在预定高度位置使用高速摄像机对气泡流型和运动特性进行高速摄影。

(5)随着试验进行，水箱开始出现沸腾现象，在水箱达到整体池式沸腾后再继续运行一段时间，记录沸腾阶段的关键参数后，关闭电控柜电源，数据采集系统运行一段时间后再停止采集。

(6)进行半干烧试验时，随着水箱内水位的下降，时刻监控加热管壁面温度，以防烧毁加热管。

(7)沸腾试验结束后停止对实验段加热，对整体试验台架进行自然冷却，待温度下降至室温时，记录水温下降位置，获得试验中池水蒸发量。

(8)试验完毕后打开排水阀，将水箱中的水排向地坑。

(9)试验结束后，检查所有阀门开关、电源是否关闭，再次检查试验装置及连接处的密封性，处理试验数据完成相关试验报告。

通过上述具体实验，得到结果总结如下：

(1)在额定热流密度下，垂直管束间竖直方向管壁温度分布为：自然对流阶段上部管壁温度高于下部管壁温度；在沸腾阶段上部管壁温度低于下部管壁温度。

(2)池内在自然对流与沸腾阶段均出现明显的热分层现象，其中在自然对流阶段热分层现象对垂直管束间换热影响较大；在沸腾阶段，热分层现象使得水池没有出现整体的饱和池式沸腾，上部区域为饱和沸腾，中间区域为过冷沸腾，底部区域依然处于单相对流换热。

(3)加热管在不同工况下，加热功率越高，加热速率越快，壁面温度及流体温度上升速率越快，达到饱和沸腾的时间越短；初始温度越高，流体所达到饱和温度所用时间越短。

(4)在沸腾阶段，同一水平面上垂直管束中心管壁温度高于外侧管束温度。

(5)垂直管束沸腾阶段换热系数研究分析得出，不同高度下的换热系数随着热流密度的增加而增加；相同热流密度下换热系数随着高度的增加而增加。

(6)通过半干烧实验，加热管在裸露干烧时换热急剧恶化，换热系数急剧下降，加热管外壁温度呈近似线性迅速升高，工程中应该尽量避免乏燃料组件裸露干烧。

(7)通过大量实验，加热管壁面温度在沸腾阶段没有出现没有发生dnb(偏离泡核沸腾)现象，在水覆盖下，加热管外壁在沸腾阶段温度保持稳定，不会发生传热恶化。