CN107481774A - 一种核反应堆非能动停堆装置的试验***及其试验方法 - Google Patents

Abstract

一种核反应堆非能动停堆装置的试验***及其试验方法，该***包括由泵前调节监视模块、主循环回路模块、旁通回路模块、试验***排放模块及相关管道和仪表组成的水力回路***，由支撑钢平台、控制棒套管、非能动控制棒模型及其吊装机构组成的非能动停堆装置试验本体，由棒位测量模块、信息监视采集模块、远程控制模块及相关导线和电缆组成的测量控制***；加热到试验温度值的工质自离心泵出发经过流量调节后进入试验段通过液力维持非能动控制棒模型在控制棒套管内悬浮，之后从试验本体流出再回到水箱，形成闭式循环；本发明提供了该***的试验方法；本发明采用的整体结构简单易于操作，材料和工质成本低廉，试验段的关键部件和设备都采用了可拆卸设计以便于升级改造。

Description

一种核反应堆非能动停堆装置的试验***及其试验方法

技术领域

本发明属于核电厂保护***设备性能验证性试验研究技术领域，具体涉及一种液力悬浮式核反应堆非能动停堆装置动态特性试验***及其试验方法。

技术背景

在异常情况时能进行应急停堆是保护核反应堆安全的重要前提。常规的停堆***依靠操作人员在反应堆出现异常或发生事故时通过调控设备达到安全停堆的目的，但这些能动的停堆***都依赖于外部动力供给和人员正确操作，需要一定的响应时间，并且有可能失效。为了进一步降低发生事故的概率，提高反应堆***的固有安全性，近年来国际上提出了多种非能动的钠冷快堆应急停堆装置，主要包括以下四种：磁性材料居里点温度控制非能动停堆装置、气体膨胀驱动非能动停堆装置、液力悬浮式非能动停堆装置、控制棒热膨胀强化驱动非能动停堆装置。其中液力悬浮式非能动停堆装置最容易实现，仅受冷却剂流体力和非能动组件重力的影响，而不依赖其它任何外界材料、工质和动力，具有较快的响应速度。液力悬浮式非能动停堆装置针对钠冷快堆最严重的无保护失流事故，其原理是在正常运行工况下控制棒受到冷却剂向上的液力维持悬浮在堆芯上部，在失流事故工况下当流量下降到设计值时控制棒的重力大于流体推力，控制棒下落实现停堆。这种停堆装置类型采用标准组件，能够沿用传统的设计及加工，材料无特殊要求，研发周期短经济性好，并且已在俄罗斯BN800 商用快堆内成功应用。

从工作原理能够看出悬浮式控制棒动作特性是流量敏感的，冷却剂流量、控制棒和套管、导向管的结构和尺寸共同决定了液力悬浮式非能动停堆装置工作的稳定性和落棒时间，进而决定了***响应时间和反应性引入速率，卡棒、响应时间或反应性引入速率不足都有可能导致冷却剂过热，引起燃料元件融化、放射性物质外泄等灾难性后果。因此对液力悬浮式非能动停堆装置开展堆外水力动态响应特性试验是十分必要和重要的。此外，由于非能动停堆装置在整个反应堆寿期内都安装在堆内，故需要开展多次重复性试验以测试控制棒的动态响应特性以及动作的可靠性。相关研究结果表明，近常压条件下水的流动特性与近常压条件下液钠的流动特性具有极大的相似性，两者的粘度、密度相近，当水加热到78℃时的粘度为3.55×10^‐4Pa·s，与实验快堆典型堆芯进口温度354℃时钠的粘度值3.09×10^‐4Pa·s相当，而密度差异引起的时间常数差异能够通过计算修正。因此出于经济性和工程实施性等方面的考虑，国外的相关研究人员在进行堆外水力试验时都会首先使用去离子水作为替代工质来进行实验研究。

例如，俄罗斯在针对BR-10、BN-600、BN-800型钠冷快堆设计研发液力悬浮式非能动停堆装置的过程中都先采用全尺寸实体模型在水台架上进行过组件性能测试和优化，但其试验装置设计和具体功能都未见公开；印度在针对PFBR型钠冷快堆开发磁性材料居里点温度控制非能动停堆装置时先后在室温空气、70℃热水以及不同温度的钠流体中对全尺寸实体模型进行了落棒性能测试和可靠性研究，但该装置只能对设计好的居里点温度非能动停堆装置进行集成应用测试，不适用于液力悬浮式非能动停堆装置性能试验也难以进行拓展研究。

中国专利CN105976689A、CN103500524B、CN105702304A分别公开了一种反应堆控制棒驱动线性能实验装置，这几种试验装置都包括水力回路***、落棒实验本体、支撑钢平台、测量仪表及数据采集***。这几种发明都用于提供压水堆控制棒驱动线落棒试验装置，用于创造并维持高温高压水环境并提供可变的流量，并能通过可拆卸结构设计实现错对中安装、受载变形，对堆芯不同活动段高度的控制棒组件进行试验。但是其试验装置研究对象是压水堆控制棒驱动线机构，原理和结构设计都与钠冷快堆液力悬浮式非能动停堆装置明显不同；其次试验***工作在压水堆堆芯高温高压复杂水环境下，回路***的性能指标和压降特性等都与钠冷快堆近常压单相流体环境的要求不符；再次这几种试验装置主要关注控制棒落棒时间、落棒历程和变形错位后的卡棒现象，通过控制棒驱动线接触式测量棒位，而液力悬浮式非能动停堆装置性能试验主要关注控制棒提升、稳态运行以及落棒过程中的动态响应特性，且非能动控制棒完全浸没在导向管内没有驱动杆连出所以不适用常规的棒位探测器。因此，这几种试验装置及其测量***均不适用于钠冷快堆液力悬浮式非能动停堆装置动态响应性能测试。

发明内容

本发明的目的是针对上述试验装置或试验***不适用或不满足核工程领域对液力悬浮式非能动停堆装置试验研究的需求，提供了一种模拟液力悬浮式核反应堆非能动停堆装置动态特性的试验***，本发明所述***能够实现对非能动停堆组件提升过程、稳态运行过程、失流事故落棒过程以及流量波动时组件动态响应特性进行合理的模拟，进而研究不同结构设计参数和不同试验参数对非能动停堆组件动作特性的影响，开展重复性试验来验证非能动停堆装置的可靠性，同时又能够做到***参数简便快速调节，对试验段内控制棒的运动情况开展可视化研究，获得大量的棒位、压力、压降、流量、温度等试验参数，以便对液力悬浮式非能动停堆装置特性进行深入研究，为钠冷快堆非能动停堆装置的设计建造和运行提供理论依据。

为达到上述目的，本发明采用如下技术方案：

一种核反应堆非能动停堆装置的试验***，包括水力回路***、非能动停堆装置试验本体和测量控制***；所述水力回路***包括泵前调节监视模块、主循环回路模块、旁通回路模块、试验***排放模块及相关管道和仪表，测量控制***包括棒位测量模块、信息监视采集模块、远程控制模块及相关导线和电缆；

带变频器的离心泵1和离心泵1上游管道上的第一阀门618，第一阀门618上游管道上的金属筛网617及其上游水箱12，安装在离心泵1和第一阀门618之间管道上的第二温度传感器619，水箱12 侧壁安装的温控电加热器组13、第一温度传感器616和第一液位计 14，他们在回路中作用分别是提供循环动力、调节泵入口流量、过滤泵入口流体、储液稳压、监测泵入口流体温度、储液加热、监测储液温度以及水箱液位，以上共同组成了水力回路***的泵前调节监视模块；

离心泵1下游管道上连接有Y型过滤器602，控制流向试验本体水质在合理可接受的水平，在离心泵1和Y型过滤器602之间的管道上布置有第一压力传感器601，用来监测泵出口处的流体压力；Y型过滤器602下游管道上安装有一个三通，三通的两个出口分别引出一条管道；其中一条管道上依次连接有第二阀门701和第三阀门702，第三阀门702下游管道与主循环回路末端三通的一条分支连通并最终和水箱12连接，以上组成了水力回路***的旁通回路模块，该旁通模块通过调节第二阀门701的开度实现旁通流量的调节；另一条管道下游依次安装有第四阀门603、科氏力流量计2、第六阀门605及通过管道与第四阀门603并联安装的第五阀门604，以上共同组成了水力回路***的主循环回路模块；

第七阀门606上游通过管道与第六阀门605下游的主回路相连，下游通过管道接入地坑15；由于第七阀门606处于整个试验回路的最低位置，而回路排放共用一个地坑15，因此其与非能动停堆装置试验本体底部入水口位置的第九阀门609、水箱12底部的第十一阀门703共同组成了试验***排放模块；

第六阀门605下游管道通过金属软管607改变流向并接入竖直安装的试验段入口第八阀门608，第八阀门608的功能是防止停泵后试验段内的水倒流；第八阀门608之后管道由下往上依次连接流动调整器3、第三温度传感器610、水力缓冲器4、可视化套管5、控制棒导向套管6、控制棒限位器8、上部联箱9，其在试验段中的作用分别是对经过弯管的液体进行流动整直使其充分发展、监测试验段入口流体温度、对下落的控制棒模型进行减速缓冲、可视化观察及棒位测量、控制棒运动导向、防止控制棒被流体冲出套管以及储液稳压；非能动控制棒模型7在可视化套管5和控制棒导向套管6组成的控制棒套管内竖直运动，其吊装机构10位于试验段正上方；可视化套管5和控制棒导向套管6沿程布置有第二压力传感器611、压差传感器613和第三压力传感器612，控制棒限位器8上连接有振动传感器620，上部联箱9侧壁安装有第四温度传感器614和第二液位计11，以上部件、管道和仪表都依托支撑钢平台安装，共同组成了非能动停堆装置试验本体；

上部联箱9出口管道下游安装有第十阀门615，第十阀门615下游管道通过三通与旁通回路汇合后返回水箱12，水箱12由外接的自来水管补水。

采用去离子水作为工质，整个试验***运行在近常压环境下，最高运行温度78℃。

所述试验***的所有管道、容器和阀门外表面都包覆有厚度不小于5cm保温层以减少热损失；保温层包括用铁丝固定在管道和容器外表面的硅酸铝板包覆层、缠绕在硅酸铝板包覆层外的玻璃丝布以及粘贴在玻璃丝布外的铝箔纸。

所述支撑钢平台主体为三点式支撑方钢，基座预埋于实验室混凝土地面，支撑方钢上端面支撑起圆筒形的上部联箱9，模拟了堆内安全棒通道出口的压力环境，控制棒套管在支撑钢架中心处由上下两个平面的套管调整架固定安装，通过套管调整架不同方向的伸缩平移实现相关设备错对中安装和变形倾斜工况的模拟。

所述可视化套管5为六边形有机玻璃可视化套管，控制棒导向套管6为圆形不锈钢管，两段套管通过带定位键的法兰连接，并有Y型圈和O型圈双重密封；可视化套管5底部通过法兰与流动调整器3 连接，在进口处设置有水力缓冲器4通过缩颈和压缩弹簧双重作用进行落棒减速缓冲；控制棒导向套管6内部经过打磨抛光，设计了不同内径的多组导向管来研究不同环隙尺寸对非能动停堆装置性能的影响，上端通过法兰与上部联箱9连接；在上部联箱9底部设置有手动控制的控制棒限位器8，能够防止试验装置运行时非能动控制棒模型7被水压冲出控制棒套管，同时又不影响液体流动；在上部联箱9的上方安装有由电葫芦和滑轨组成的吊装机构10，吊绳经配重块和注塑防水电磁铁连接，通过集成的控制手柄操作电葫芦和电磁铁就能够远程完成非能动控制棒模型7的吊装和更换；在控制棒套管进口位置和出口各位置安装有一根引压管分别与第二压力传感器611和第三压力传感器612相连，从相同位置同样引出两根引压管与压差传感器 613相连，分别测量了试验段套管的进口压力、出口压力和进出口压差；在控制棒限位器8转轴处布置有振动传感器620，用来监测流量波动时控制棒模型对试验段上部的撞击。

所述非能动控制棒模型7由阻尼块7‐1、棒本体7‐2和操作头7‐3 三段组成，三者通过螺纹连接；非能动控制棒模型7在所述控制棒导向套管6能够进行竖直方向的***，非能动控制棒模型7与控制棒导向套管6构成典型的环形通道，模拟实际堆内非能动控制棒与控制棒导向套管之间形成的冷却剂环形通道，非能动控制棒模型7依靠控制棒导向套管6和水力缓冲器4进行定位；棒本体7‐2和阻尼块7‐1 由304不锈钢制作，内部固定有三角形排布的尼龙棒束配重，棒尾为铁质的操作头7‐3，在棒本体7‐2表面沿轴向对称开有三层圆形通流孔以保证低流量下不浮起，但通流孔形状不以圆形为限；为便于对图像测量定位，在棒本体7‐2外侧轴向等间距10mm喷涂刻度线，总长 1100mm，并在周向等角30°喷涂角度线。

高速相机16、局域网计算机及数据采集***17组成了棒位测量模块，其中高速相机16采用零畸变的标准镜头，视场高度与可视化试验段齐平，能够清晰记录非能动控制棒模型7的运动过程并通过局域网计算机得到位移、速度和加速度运动学参数，数据采集***17 中集成的同步触发器通过监测离心泵转速的降低来启动高速相机16。

试验***上布置的所有温度、压力、压差、振动传感器和流量计均连接到局域网计算机及数据采集***17上，组成***的信息监视采集模块。

试验***中离心泵1、第四阀门603和吊装机构10均通过可编程逻辑控制器实现远程调控，组成了***的远程控制模块。

所述试验***对应的试验方法，试验开始前对回路进行充气打压试验和充水检漏调试，确保试验段套管完整无破损且***回路在大流量下无泄漏；

先加注水箱12到预定液位，打开全部温控电加热器组13，待水温达到预定试验温度后只保留一组电加热器对***进行保温，关闭其他电加热器；

开启主循环回路时，保持第一阀门618、第四阀门603、第六阀门605、第十阀门615保持开启状态，保持第二阀门701、第五阀门 604、第七阀门606、第九阀门609、第十一阀门703处于关闭状态，开启离心泵1；

调节主循环回路流量时，缓慢调节离心泵1上变频器输出频率，根据科氏力流量计2的示数，缓慢调节第四阀门603的开度，手动微调第五阀门604的开度；

调节旁通回路流量时，打开第二阀门701并调节其开度；

进行核反应堆非能动停堆装置动态特性试验时，首先将控制棒限位器8转动到开启位置，通过吊装机构10将非能动控制棒模型7移动到控制棒套管内的低工作位置，然后将控制棒限位器8转动到锁止位置；之后如上述步骤打开温控电加热器组13、主循环回路和旁通回路模块，先维持小流量运转，待试验段入口流体温度达到预定值后即可开始试验；

模拟反应堆启动过程中液力悬浮式的非能动控制棒模型7的提升过程时，开启棒位测量模块，缓慢增大变频器输出频率使流量增大至试验要求的运行值，非能动控制棒模型7在流体力作用下提升至高运行位置被控制棒限位器8底面约束，若不研究水力提棒过程时则直接通过吊装机构10提升非能动控制棒模型7至高运行位置，然后切断电磁铁电源，维持离心泵1运转，非能动控制棒模型7依靠液力悬浮在高运行位置；

模拟反应堆稳态运行时非能动控制棒悬浮位置的稳定性时，按照试验要求快速改变变频器的输出频率制造流量脉动，同时记录试验过程中棒位、压力和振动传感器的试验数据；

模拟发生事故流量降低时非能动控制棒***堆芯的动态过程时，先调节至试验要求的流量，待回路运行稳定后，按照试验要求快速降低变频器的输出频率，数据采集***17接收到频率变化信号后，触发棒位测量模块启动，离心泵1半惰转时间与堆内机械钠泵实际半惰转时间相符，当流量下降到不足以维持液力悬浮时，非能动控制棒模型7受重力作用开始下插并最终在水力缓冲器4作用下悬停在低工作位置，记录过程中棒位、流量、压力、压差、流体温度的试验数据；试验结束后关闭棒位测量模块和温控电加热器组13，将控制棒限位器8转动到开启位置，控制吊装机构10使用电磁铁将非能动控制棒模型7移出控制棒导向套管6，检查非能动控制棒模型7外表面、控制棒导向套管6内表面以及水力缓冲器4所有接触位置的磨损情况并进行书面记录；

多次重复上述所述试验方法，完成重复性试验验证核反应堆非能动停堆装置的可靠性；

研究不同设计参数和试验参数对非能动停堆装置工作性能的影响时，按照试验要求，依据单一变量控制法原则依次改变试验段进口流体温度、离心泵半惰转时间、控制棒导向套管内径、水力缓冲器卸压孔数量和排布、控制棒棒头锥角角度、控制棒棒本体通流孔数量和通径、控制棒套管错对中距离和倾斜角参数，重复上述所述试验方法，记录试验数据并检查所有接触位置磨损情况；

完成试验后或更换试验段时能够根据需要拧开第七阀门606、第九阀门609、第十一阀门703对回路管道和容器进行排水。

与现有技术相比，本发明具有以下收益效果：

1、本发明所述试验***和方法能够创造并维持试验所需的流场温度和压力，提供连续可变的流量，可对钠冷快堆液力悬浮式非能动停堆组件提升、稳态运行、失流落棒以及流量波动时组件的动态响应特性进行合理的模拟，实现对液力悬浮式非能动停堆装置性能的全面测试和优化。

2、本发明所提供的试验***和装置采用水作为工质且所有部件采用国标材料加工，具有整体结构简单可靠、功能齐全、易加工成本低廉的特点，采用的非能动控制棒模型和试验段的结构、尺寸、质量都与堆内实际组件相近，能够更加准确地模拟堆内实际情况，减少偏差。

3、控制棒套管采用有机玻璃制造，在满足横截面积相等和试验强度要求的条件下，配合高速摄像***实现了非接触式测量棒位，测量精度高、范围广、不干扰试验段内流场，并能够对试验的全过程进行可视化研究。

4、试验段分为可视化套管、控制棒导向套管、上部联箱3部分，中间通过带定位键的法兰连接并通过套管调整架固定，方便拆卸、更换试验段和错对中、变形倾斜等复杂工况的模拟。

5、采用电磁铁吊装和控制棒限位器配合锁止的方案替代了常规的机械抓手和驱动机构，降低了试验成本。

6、水力回路***设计有旁通回路模块，并在试验段进口安装有第八阀门即缓闭立式止回阀，能够在不对停泵后惰转流量变化规律产生影响的前提下消除落棒水锤效应对离心泵的冲击。

附图说明

图1为本发明试验***的示意图。

具体实施方式

为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂，下面结合附图和实施例对本发明作详细的说明：

如图1所示，一种核反应堆非能动停堆装置的试验***，包括水力回路***、非能动停堆装置试验本体和测量控制***。所述水力回路***包括泵前调节监视模块、主循环回路模块、旁通回路模块、试验***排放模块及相关管道和仪表，测量控制***包括棒位测量模块、信息监视采集模块、远程控制模块及相关导线和电缆。

带变频器的离心泵1和离心泵1上游管道上的第一阀门618，第一阀门618上游管道上的金属筛网617及其上游水箱12，安装在离心泵1和第一阀门618(球阀)之间管道上的第二温度传感器619，水箱12侧壁安装的温控电加热器组13、第一温度传感器616和第一液位计14，他们在回路中作用分别是提供循环动力、调节泵入口流量、过滤泵入口流体、储液稳压、监测泵入口流体温度、储液加热、监测储液温度以及水箱液位，以上共同组成了水力回路***的泵前调节监视模块；

离心泵1下游管道上连接有Y型过滤器602，控制流向试验本体水质在合理可接受的水平，在离心泵1和Y型过滤器602之间的管道上布置有第一压力传感器601，用来监测泵出口处的流体压力；

Y型过滤器602下游管道上安装有一个三通，三通的两个出口分别引出一条管道；其中一条管道上依次连接有第二阀门701(调节阀) 和第三阀门702(止回阀)，第三阀门702下游管道与主循环回路末端三通的一条分支连通并最终和水箱12连接，以上组成了水力回路***的旁通回路模块，该旁通模块通过调节第二阀门701的开度实现旁通流量的调节；另一条管道下游依次安装有第四阀门603(电动调节阀)、科氏力流量计2、第六阀门605(球阀)及通过管道与第四阀门603并联安装的第五阀门604(调节阀)，以上共同组成了水力回路***的主循环回路模块；

第七阀门606上游通过管道与第六阀门605下游的主回路相连，下游通过管道接入地坑15；由于第七阀门606处于整个试验回路的最低位置，而回路排放共用一个地坑15，因此其与非能动停堆装置试验本体底部入水口位置的第九阀门609、水箱12底部的第十一阀门703共同组成了试验***排放模块；

第六阀门605下游管道通过金属软管607改变流向和竖直安装的试验段入口第八阀门608(缓闭立式止回阀)连接，第八阀门608的功能是防止停泵后试验段内的水倒流；第八阀门608之后管道由下往上依次连接流动调整器3、第三温度传感器610、水力缓冲器4、可视化套管5、控制棒导向套管6、控制棒限位器8、上部联箱9，其在试验段中的作用分别是对经过弯管的液体进行流动整直使其充分发展、监测试验段入口流体温度、对下落的控制棒模型进行减速缓冲、可视化观察及棒位测量、控制棒运动导向、防止控制棒被流体冲出套管以及储液稳压；非能动控制棒7在可视化套管5和控制棒导向套管 6组成的控制棒套管内竖直运动，其吊装机构10位于试验段正上方；可视化套管5和控制棒导向套管6沿程布置有第二压力传感器611、压差传感器613和第三压力传感器612，控制棒限位器8上连接有振动传感器620，上部联箱9侧壁安装有第四温度传感器614和第二液位计11，以上部件、管道和仪表都依托支撑钢平台安装，共同组成了非能动停堆装置试验本体；

上部联箱9出口管道下游安装有第十阀门615(蝶阀)，第十阀门615下游管道通过三通与旁通回路汇合后返回水箱12，水箱12由外接的自来水管补水；

采用去离子水作为工质，整个试验***运行在近常压环境下，最高运行温度78℃。

所述试验***的所有管道、容器和阀门外表面都包覆有厚度不小于5cm保温层以减少热损失。保温层包括用铁丝固定在管道和容器外表面的硅酸铝板包覆层、缠绕在硅酸铝板包覆层外的玻璃丝布以及粘贴在玻璃丝布外的铝箔纸。

所述非能动停堆装置试验本体由支撑钢平台、控制棒套管、非能动控制棒模型及其吊装机构组成，总高7550mm。支撑钢平台主体为三点式支撑方钢，基座预埋于实验室混凝土地面，方钢上端面支撑起圆筒形的上部联箱，模拟了堆内安全棒通道出口的压力环境，控制棒套管在支撑钢架中心处由上下两个平面的套管调整架固定安装，通过套管调整架不同方向的伸缩平移可实现相关设备错对中安装和变形倾斜工况的模拟。

控制棒套管由六边形有机玻璃的可视化套管5、圆形304不锈钢的控制棒导向套管6组成，总长3100mm，两段套管通过带定位键的法兰连接，并有Y型圈和O型圈双重密封；可视化套管5底部通过法兰与流动调整器3连接，在进口处设计有150mm长的水力缓冲器4 通过缩颈和压缩弹簧双重作用进行落棒减速缓冲；控制棒导向套管6 内部经过打磨抛光，设计了不同内径的多组导向管来研究不同环隙尺寸对非能动停堆装置性能的影响，上端通过法兰与上部联箱9连接；在上部联箱9底部设计有手动控制的控制棒限位器8，能够防止试验装置运行时控制棒模型7被水压冲出套管同时又不影响液体流动；在上部联箱9的上方安装有由电葫芦和滑轨组成的吊装机构10，吊绳经配重块和注塑防水电磁铁连接，通过集成的控制手柄操作电葫芦和电磁铁就能够远程完成非能动控制棒模型7的吊装和更换；控制棒套管进口250mm和离出口100mm位置各安装有一根引压管分别跟第二压力传感器611和第三压力传感器612相连，从相同位置同样引出两根引压管与压差传感器613相连，分别测量试验段套管的进口压力、出口压力和进出口压差；在控制棒限位器8转轴处布置有振动传感器620，用来监测流量波动时控制棒模型对试验段上部的撞击。

所述非能动控制棒模型7总长2000mm，由阻尼块7‐1、棒本体 7‐2和操作头7‐3组成，三者通过螺纹连接。非能动控制棒模型7在所述控制棒导向套管6内可进行竖直方向的***，非能动控制棒模型7与控制棒导向套管6构成典型的环形通道，模拟实际堆内非能动控制棒与控制棒导向套管之间形成的冷却剂环形通道，非能动控制棒模型7依靠控制棒导向套管6和水力缓冲器4进行定位；棒本体 7‐2和阻尼块7‐1由304不锈钢制作，内部固定有19根三角形排布的尼龙棒束配重，棒尾为铁质的操作头7‐3，在棒本体7‐2表面沿轴向对称开有三层圆形通流孔以保证低流量下不浮起，但通流孔形状不以圆形为限；为便于对图像测量定位，在棒本体7‐2外侧轴向等间距 10mm喷涂刻度线，总长1100mm，并在周向等角30°喷涂角度线。

高速相机16、局域网计算机及数据采集***17组成了棒位测量模块，其中高速相机16采用零畸变的标准镜头视场高度与可视化试验段齐平，能够清晰记录控制棒模型的运动过程并通过局域网计算机采用TMEA软件得到位移、速度、加速度等运动学参数，数据采集***17中集成的同步触发器可通过监测离心泵转速的降低来启动高速相机16；

试验***上布置的所有温度、压力、压差、振动传感器和流量计均连接到局域网计算机及数据采集***17上，组成***的信息监视采集模块；

试验***中离心泵1、第四阀门603和吊装机构10均可通过可编程逻辑控制器实现远程调控，组成了***的远程控制模块。

上述核反应堆非能动停堆装置的试验***的试验方法，试验开始前对回路进行充气打压试验和充水检漏调试，确保试验段套管完整无破损且***回路在大流量下无泄漏；

先加注水箱12到预定液位，打开全部温控电加热器组13，待水温达到预定试验温度后只保留一组电加热器对***进行保温，关闭其他电加热器；

开启主循环回路时，保持第一阀门618、第四阀门603、第六阀门605、第十阀门615保持开启状态，保持第二阀门701、第五阀门 604、第七阀门606、第九阀门609、第十一阀门703处于关闭状态，开启离心泵1；

调节主循环回路流量时，缓慢调节离心泵1上变频器输出频率，根据科氏力流量计2的示数，缓慢调节第四阀门603的开度，手动微调第五阀门604的开度；

调节旁通回路流量时，打开第二阀门701并调节其开度；

进行核反应非能动停堆装置动态特性试验时，首先将控制棒限位器8转动到开启位置，通过吊装机构10将非能动控制棒模型7移动到控制棒套管内的低工作位置，然后将控制棒限位器8转动到锁止位置；之后如上述步骤打开温控电加热器组13、主循环回路和旁通回路模块，先维持小流量运转，待试验段入口流体温度达到预定值后即可开始试验；

模拟反应堆启动过程中液力悬浮式的非能动控制棒模型7的提升过程时，开启棒位测量模块，缓慢增大变频器输出频率使流量增大至试验要求的运行值，非能动控制棒模型7在流体力作用下提升至高运行位置被控制棒限位器8底面约束(不研究提棒过程时可直接通过吊装机构10吊绳末端的电磁铁提升非能动控制棒模型7至高运行位置，然后切断电磁铁电源)，维持离心泵1运转，非能动控制棒模型 7依靠液力悬浮在高运行位置；

模拟反应堆稳态运行时非能动控制棒悬浮位置的稳定性时，按照试验要求快速改变变频器的输出频率制造流量脉动，同时记录试验过程中棒位、压力和振动传感器的试验数据；

模拟发生事故流量降低时非能动控制棒***堆芯的动态过程时，先调节至试验要求的流量，待回路运行稳定后，按照试验要求快速降低变频器的输出频率，数据采集***17接收到频率变化信号后，触发棒位测量模块启动，离心泵1半惰转时间与堆内机械钠泵实际半惰转时间相符，当流量下降到不足以维持液力悬浮时，非能动控制棒模型7受重力作用开始下插并最终在水力缓冲器4作用下悬停在低工作位置，记录过程中棒位、流量、压力、压差、流体温度的试验数据；试验结束后关闭棒位测量模块和温控电加热器组13，将控制棒限位器8转动到开启位置，控制吊装机构10使用电磁铁将非能动控制棒模型7移出控制棒导向套管6，检查非能动控制棒模型7外表面、控制棒导向套管6内表面以及水力缓冲器4所有接触位置的磨损情况并进行书面记录。

多次重复上述所述试验方法，完成重复性试验验证核反应堆非能动停堆装置的可靠性。

研究不同设计参数和试验参数对非能动停堆装置工作性能的影响时，按照试验要求，依据单一变量控制法原则依次改变试验段进口流体温度、离心泵半惰转时间、控制棒导向套管内径、水力缓冲器卸压孔数量和排布、控制棒棒头锥角角度、控制棒棒本体通流孔数量和通径等、控制棒套管错对中距离和倾斜角等参数，重复上述所述试验方法，记录试验数据并检查所有接触位置磨损情况。

完成试验后或更换试验段时能够根据需要拧开第七阀门606、第九阀门609、第十一阀门703对回路管道和容器进行排水。

以上内容仅用来说明本发明，不能认定本发明的具体实施方式仅限于此，对于本领域中的普通技术人员来说，只要对本发明进行各种改动和变型不脱离本发明的实质精神和范围，则这些改动和变型都应当视为在本发明的权利要求书及其等同技术的范围之内。

Claims (10)

1.一种核反应堆非能动停堆装置的试验***，其特征在于：包括水力回路***、非能动停堆装置试验本体和测量控制***；所述水力回路***包括泵前调节监视模块、主循环回路模块、旁通回路模块、试验***排放模块及相关管道和仪表，测量控制***包括棒位测量模块、信息监视采集模块、远程控制模块及相关导线和电缆；

带变频器的离心泵(1)和离心泵(1)上游管道上的第一阀门(618)，第一阀门(618)上游管道上的金属筛网(617)及其上游水箱(12)，安装在离心泵(1)和第一阀门(618)之间管道上的第二温度传感器(619)，水箱(12)侧壁安装的温控电加热器组(13)、第一温度传感器(616)和第一液位计(14)，他们在回路中作用分别是提供循环动力、调节泵入口流量、过滤泵入口流体、储液稳压、监测泵入口流体温度、储液加热、监测储液温度以及水箱液位，以上共同组成了水力回路***的泵前调节监视模块；

离心泵(1)下游管道上连接有Y型过滤器(602)，控制流向试验本体水质在合理可接受的水平，在离心泵(1)和Y型过滤器(602)之间的管道上布置有第一压力传感器(601)，用来监测泵出口处的流体压力；Y型过滤器(602)下游管道上安装有一个三通，三通的两个出口分别引出一条管道；其中一条管道上依次连接有第二阀门(701)和第三阀门(702)，第三阀门(702)下游管道与主循环回路末端三通的一条分支连通并最终和水箱(12)连接，以上组成了水力回路***的旁通回路模块，该旁通模块通过调节第二阀门(701)的开度实现旁通流量的调节；另一条管道下游依次安装有第四阀门(603)、科氏力流量计(2)、第六阀门(605)及通过管道与第四阀门(603)并联安装的第五阀门(604)，以上共同组成了水力回路***的主循环回路模块；

第七阀门(606)上游通过管道与第六阀门(605)下游的主回路相连，下游通过管道接入地坑(15)；由于第七阀门(606)处于整个试验回路的最低位置，而回路排放共用一个地坑(15)，因此其与非能动停堆装置试验本体底部入水口位置的第九阀门(609)、水箱(12)底部的第十一阀门(703)共同组成了试验***排放模块；

第六阀门(605)下游管道通过金属软管(607)改变流向并接入竖直安装的试验段入口第八阀门(608)，第八阀门(608)的功能是防止停泵后试验段内的水倒流；第八阀门(608)之后管道由下往上依次连接流动调整器(3)、第三温度传感器(610)、水力缓冲器(4)、可视化套管(5)、控制棒导向套管(6)、控制棒限位器(8)、上部联箱(9)，其在试验段中的作用分别是对经过弯管的液体进行流动整直使其充分发展、监测试验段入口流体温度、对下落的控制棒模型进行减速缓冲、可视化观察及棒位测量、控制棒运动导向、防止控制棒被流体冲出套管以及储液稳压；非能动控制棒模型(7)在可视化套管(5)和控制棒导向套管(6)组成的控制棒套管内竖直运动，其吊装机构(10)位于试验段正上方；可视化套管(5)和控制棒导向套管(6)沿程布置有第二压力传感器(611)、压差传感器(613)和第三压力传感器(612)，控制棒限位器(8)上连接有振动传感器(620)，上部联箱(9)侧壁安装有第四温度传感器(614)和第二液位计(11)，以上部件、管道和仪表都依托支撑钢平台安装，共同组成了非能动停堆装置试验本体；

上部联箱(9)出口管道下游安装有第十阀门(615)，第十阀门(615)下游管道通过三通与旁通回路汇合后返回水箱(12)，水箱(12)由外接的自来水管补水。

2.根据权利要求1所述的核反应堆非能动停堆装置的试验***，其特征在于：采用去离子水作为工质，整个试验***运行在近常压环境下，最高运行温度78℃。

3.根据权利要求1所述的核反应堆非能动停堆装置的试验***，其特征在于：所述试验***的所有管道、容器和阀门外表面都包覆有厚度不小于5cm保温层以减少热损失；保温层包括用铁丝固定在管道和容器外表面的硅酸铝板包覆层、缠绕在硅酸铝板包覆层外的玻璃丝布以及粘贴在玻璃丝布外的铝箔纸。

4.根据权利要求1所述的核反应堆非能动停堆装置的试验***，其特征在于：所述支撑钢平台主体为三点式支撑方钢，基座预埋于实验室混凝土地面，支撑方钢上端面支撑起圆筒形的上部联箱(9)，模拟了堆内安全棒通道出口的压力环境，控制棒套管在支撑钢架中心处由上下两个平面的套管调整架固定安装，通过套管调整架不同方向的伸缩平移实现相关设备错对中安装和变形倾斜工况的模拟。

5.根据权利要求1所述的核反应堆非能动停堆装置的试验***，其特征在于：所述可视化套管(5)为六边形有机玻璃可视化套管，控制棒导向套管(6)为圆形不锈钢管，两段套管通过带定位键的法兰连接，并有Y型圈和O型圈双重密封；可视化套管(5)底部通过法兰与流动调整器(3)连接，在进口处设置有水力缓冲器(4)通过缩颈和压缩弹簧双重作用进行落棒减速缓冲；控制棒导向套管(6)内部经过打磨抛光，设计了不同内径的多组导向管来研究不同环隙尺寸对非能动停堆装置性能的影响，上端通过法兰与上部联箱(9)连接；在上部联箱(9)底部设置有手动控制的控制棒限位器(8)，能够防止试验装置运行时非能动控制棒模型(7)被水压冲出控制棒套管，同时又不影响液体流动；在上部联箱(9)的上方安装有由电葫芦和滑轨组成的吊装机构(10)，吊绳经配重块和注塑防水电磁铁连接，通过集成的控制手柄操作电葫芦和电磁铁就能够远程完成非能动控制棒模型(7)的吊装和更换；在控制棒套管进口位置和出口各位置安装有一根引压管分别与第二压力传感器(611)和第三压力传感器(612)相连，从相同位置同样引出两根引压管与压差传感器(613)相连，分别测量了试验段套管的进口压力、出口压力和进出口压差；在控制棒限位器(8)转轴处布置有振动传感器(620)，用来监测流量波动时控制棒模型对试验段上部的撞击。

6.根据权利要求1所述的核反应堆非能动停堆装置的试验***，其特征在于：所述非能动控制棒模型(7)由阻尼块(7-1)、棒本体(7-2)和操作头(7-3)三段组成，三者通过螺纹连接；非能动控制棒模型(7)在所述控制棒导向套管(6)能够进行竖直方向的***，非能动控制棒模型(7)与控制棒导向套管(6)构成典型的环形通道，模拟实际堆内非能动控制棒与控制棒导向套管之间形成的冷却剂环形通道，非能动控制棒模型(7)依靠控制棒导向套管(6)和水力缓冲器(4)进行定位；棒本体(7-2)和阻尼块(7-1)由304不锈钢制作，内部固定有三角形排布的尼龙棒束配重，棒尾为铁质的操作头(7-3)，在棒本体(7-2)表面沿轴向对称开有三层圆形通流孔以保证低流量下不浮起，但通流孔形状不以圆形为限；为便于对图像测量定位，在棒本体(7-2)外侧轴向等间距10mm喷涂刻度线，总长1100mm，并在周向等角30°喷涂角度线。

7.根据权利要求1所述的核反应堆非能动停堆装置的试验***，其特征在于：高速相机(16)、局域网计算机及数据采集***(17)组成了棒位测量模块，其中高速相机(16)采用零畸变的标准镜头，视场高度与可视化试验段齐平，能够清晰记录非能动控制棒模型(7)的运动过程并通过局域网计算机得到位移、速度和加速度运动学参数，数据采集***(17)中集成的同步触发器通过监测离心泵转速的降低来启动高速相机(16)。

8.根据权利要求1所述的核反应堆非能动停堆装置的试验***，其特征在于：试验***上布置的所有温度、压力、压差、振动传感器和流量计均连接到局域网计算机及数据采集***(17)上，组成***的信息监视采集模块。

9.根据权利要求1所述的核反应堆非能动停堆装置的试验***，其特征在于：试验***中离心泵(1)、第四阀门(603)和吊装机构(10)均通过可编程逻辑控制器实现远程调控，组成了***的远程控制模块。

10.权利要求1至9任一项所述试验***对应的试验方法，其特征在于：试验开始前对回路进行充气打压试验和充水检漏调试，确保试验段套管完整无破损且***回路在大流量下无泄漏；

先加注水箱(12)到预定液位，打开全部温控电加热器组(13)，待水温达到预定试验温度后只保留一组电加热器对***进行保温，关闭其他电加热器；

开启主循环回路模块时，保持第一阀门(618)、第四阀门(603)、第六阀门(605)、第十阀门(615)保持开启状态，保持第二阀门(701)、第五阀门(604)、第七阀门(606)、第九阀门(609)、第十一阀门(703)处于关闭状态，开启离心泵(1)；

调节主循环回路流量时，缓慢调节离心泵(1)上变频器输出频率，根据科氏力流量计(2)的示数，缓慢调节第四阀门(603)的开度，手动微调第五阀门(604)的开度；

调节旁通回路流量时，打开第二阀门(701)并调节其开度；

进行核反应堆非能动停堆装置动态特性试验时，首先将控制棒限位器(8)转动到开启位置，通过吊装机构(10)将非能动控制棒模型(7)移动到控制棒套管内的低工作位置，然后将控制棒限位器(8)转动到锁止位置；之后如上述步骤打开温控电加热器组(13)、主循环回路和旁通回路模块，先维持小流量运转，待试验段入口流体温度达到预定值后即可开始试验；

模拟反应堆启动过程中液力悬浮式的非能动控制棒模型(7)的提升过程时，开启棒位测量模块，缓慢增大变频器输出频率使流量增大至试验要求的运行值，非能动控制棒模型(7)在流体力作用下提升至高运行位置被控制棒限位器(8)底面约束，若不研究水力提棒过程时则直接通过吊装机构(10)提升非能动控制棒模型(7)至高运行位置，然后切断电磁铁电源，维持离心泵(1)运转，非能动控制棒模型(7)依靠液力悬浮在高运行位置；

模拟反应堆稳态运行时非能动控制棒悬浮位置的稳定性时，按照试验要求快速改变变频器的输出频率制造流量脉动，同时记录试验过程中棒位、压力和振动传感器的试验数据；

模拟发生事故流量降低时非能动控制棒***堆芯的动态过程时，先调节至试验要求的流量，待回路运行稳定后，按照试验要求快速降低变频器的输出频率，数据采集***(17)接收到频率变化信号后，触发棒位测量模块启动，离心泵(1)半惰转时间与堆内机械钠泵实际半惰转时间相符，当流量下降到不足以维持液力悬浮时，非能动控制棒模型(7)受重力作用开始下插并最终在水力缓冲器(4)作用下悬停在低工作位置，记录过程中棒位、流量、压力、压差、流体温度的试验数据；试验结束后关闭棒位测量模块和温控电加热器组(13)，将控制棒限位器(8)转动到开启位置，控制吊装机构(10)使用电磁铁将非能动控制棒模型(7)移出控制棒导向套管(6)，检查非能动控制棒模型(7)外表面、控制棒导向套管(6)内表面以及水力缓冲器(4)所有接触位置的磨损情况并进行书面记录；

多次重复上述所述试验方法，完成重复性试验验证核反应堆非能动停堆装置的可靠性；

研究不同设计参数和试验参数对非能动停堆装置工作性能的影响时，按照试验要求，依据单一变量控制法原则依次改变试验段进口流体温度、离心泵半惰转时间、控制棒导向套管内径、水力缓冲器卸压孔数量和排布、控制棒棒头锥角角度、控制棒棒本体通流孔数量和通径、控制棒套管错对中距离和倾斜角参数，重复上述所述试验方法，记录试验数据并检查所有接触位置磨损情况；

完成试验后或更换试验段时能够根据需要拧开第七阀门(606)、第九阀门(609)、第十一阀门(703)对回路管道和容器进行排水。