CN109065193A - 一种双冷却辐照试验系统及方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种双冷却辐照试验系统及方法。由主冷却系统、水套冷却系统、二次冷却系统、以及配套的净化和补水等构成。主冷却系统是高温高压回路,可单独运行;水套冷却属于低温低压回路,可单独运行;两者可并行同时运行。一种为主冷却系统和水套冷却系统都同时独自冷却循环流动,压力管内的发热由主冷却水带出,压力管外的发热由水套冷却水带出。另一种为主冷却系统静止或微流量流动,压力管内外发热都由水套冷却系统循环流动带走。本发明应用于核材料及燃料元件堆内稳态辐照试验、功率瞬态试验、燃料破损试验、堆内水化学腐蚀试验、同位素辐照生产等。
Description
技术领域
本发明涉及核材料及燃料堆内试验领域,具体涉及一种双冷却辐照试验系统及方法,可以对核材料及燃料、同位素靶件等进行堆内多种工况模拟的辐照试验及生产方法,应用于核材料及燃料的稳态辐照试验、功率瞬态试验、破损元件试验、堆内水化学腐蚀试验、同位素生产等多种场合。
背景技术
核材料及燃料堆内试验是研究堆的重要科研任务之一,比如在研发新型核燃料元件时,必须进行大量的稳态辐照试验、功率跃增试验、堆内腐蚀试验等。国内外在研究堆上建造各种回路用以评价其辐照性能和安全是非常关键的技术,比如日本在JMTR堆上、瑞典Studsvik在R2堆上、俄罗斯在MIR堆上、比利时SCK-CEN在BR2堆上、法国在OSIRIS研究堆上都分别建造了高温高压试验回路,用于核燃料元件的稳态辐照试验研究。试验回路的优点是可以最为真实地模拟堆内极端恶劣环境,能传出很大的热量。如高温高压试验回路,可以认为是一个小型化的压水堆,主要用于模拟PWR工况下的燃料元件运行条件,例如燃料棒线功率、冷却剂压力、流速、温度和水化学环境等。但它投资成本很高,为单一工况建造功能少,导致利用率较低。因此设计一个高安全、多功能、低成本的辐照试验系统对试验研究具有很大意义。
放射性同位素的辐照生产是研究堆的重要任务,保证靶件的辐照条件和过程直接关系到同位素产额及反应堆的安全。其中关键条件之一是在辐照过程中始终保证靶件的温度和完整性。对于不同的靶材和辐照条件,如何使靶件外靶筒壁温不超过温度限值,以满足靶件的强度要求。必须设法建立专门的冷却回路冷却靶件,不同的靶材发热量也是不同的,而且分固体靶、液体靶和气体靶,需要通过不同冷却回路来冷却,单独建立靶件辐照回路成本大、利用率低,因此综合考虑建立一个同时适用于靶件辐照冷却的回路对同位素生产具有重要意义。
发明内容
本发明的目的在于提供一种对核材料及燃料、同位素靶件进行堆内辐照的双冷却系统辐照试验系统及方法,可在多种工况下运行,能够模拟高温高压动水环境、高温高压静水环境、低温低压动水环境、水化学环境试验等,能够利用水套冷却方式对破损元件产生裂变产物进行防护,也可对高危险同位素生产进行防护,达到多重安全保障,对核燃料和材料的堆内稳态试验、瞬态试验、破损试验、水化学腐蚀试验以及同位素的生产具有重要作用。
本发明通过下述技术方案实现:
本发明提出了一种双冷却辐照试验系统,其特征在于,包括辐照装置、主冷却系统、水套冷却系统、二次冷却系统及补水系统;
所述主冷却系统回路与辐照装置的压力管进出口相连,形成高温高压回路;所述水套冷却系统回路与辐照装置的保护管进出口相连,形成低温低压回路;所述主冷却系统和所述水套冷却系统都通过二次冷却系统进行最终冷却;所述补水系统分别为所述主冷却系统和所述水套冷却系统补水。
具体的,所述主冷却系统包括至少1台主循环泵、主换热器、稳压器及主冷却净化段;所述稳压器用于控制主冷却系统压力;主冷却剂由主循环泵驱动,经主循环泵流至辐照装置中容纳燃料元件的压力管上端入口,在压力管内流经燃料元件表面,之后通过压力管上端出口流出辐照装置,经主换热器将热量传递给二次冷却系统,被二次冷却系统的冷却水冷却后的冷却剂流出主换热器,返回至主循环泵的入口,完成一个循环;所述补水系统与所述主冷却净化段相连,所述补水系统提供的去离子水通过主冷却净化段流入主循环泵入口。
具体的,所述主冷却净化段包括再生式净化换热器、前置过滤器、后置过滤器、至少2台离子交换柱、加药器和取样分析器;所述主循环泵出口引出一定流量的高温高压水,通过再生式净化换热器降温从冷却段流出,经前置过滤器,再流入离子交换柱,再流过后置过滤器,经再生式净化换热器的再生段升温后,又流回主循环泵入口,完成一个局部循环;从补水系统出口流出的去离子水流至再生式净化换热器的再生段升温后,进入主循环泵的入口;所述取样分析器设置在前置过滤器的入口和后置过滤器的出口之间;所述加药器设置在后置过滤器的出口与再生式净化换热器之间的管路上,用于调节主冷却系统的水质。
具体的,所述主冷却系统还包括电加热器;所述稳压器的波动管连接在主换热器的出口与主循环泵的入口之间的管路上,所述稳压器的喷淋管连接在主循环泵出口,所述稳压器上设置有先导式安全阀;所述电加热器设置在所述主循环泵出口与所述辐照装置入口之间的管路上,用于对主冷却系统入口温度进行自动调节;在主循环泵的旁通管道上设置电动调节阀,用于分流调节流经辐照装置的冷却剂流量;在主换热器的旁通管道上设置电动调节阀,用于调节进入主换热器的冷却剂流量;主冷却系统液位通过所述稳压器进行指示,通过主冷却回路补水泵调节主冷却系统液位。
具体的,所述水套冷却系统包括至少1台水套循环泵、水套换热器、容补器及水套冷却净化段;所述容补器用于调节水套冷却系统的压力;水套冷却剂由水套循环泵驱动,经水套循环泵出口后流至辐照装置中保护管上端入口,在保护管内流经试验材料或靶件表面,之后通过保护管上端出口流出辐照装置,经水套换热器,将热量传递给二次冷却系统,被二次冷却系统的冷却水冷却后的冷却剂流出水套换热器,返回至水套循环泵的入口,完成一个循环;所述补水系统与所述水套冷却净化段相连,所述补水系统提供的去离子水流入水套循环泵入口。
具体的,所述水套冷却净化段包括前置过滤器、后置过滤器和至少2台离子交换柱;所述水套循环泵出口引出一定流量的水,依次经过前置过滤器、离子交换柱和后置过滤器,再流回水套循环泵的入口,完成一个局部循环。
具体的,所述水套冷却系统还包括电加热器;所述容补器的波动管连接在水套换热器出口和水套循环泵入口之间的管路上,所述容补器上设置有弹簧式安全阀;所述电加热器设置在所述水套循环泵出口与所述辐照装置入口之间的管路上,用于对水套冷却系统入口温度进行自动调节;在水套循环泵的旁通管道上设置电动调节阀,用于分流调节流经辐照装置的冷却剂流量;在水套换热器的旁通管道上设置电动调节阀,用于调节进入水套换热器的冷却剂流量;水套冷却系统液位通过容补器进行指示,通过水套冷却回路补水泵调节水套冷却系统液位。
具体的,所述主冷却系统与水套冷却系统之间在辐照装置内通过压力管等分隔开;在压力管外可设置绝热气隙或绝热材料,用于阻止两系统之间的热传递;所述水套冷却系统与研究堆主冷却系统之间在辐照装置内通过保护管隔离,且水套冷却系统压力设置为小于研究堆主冷却系统压力。
具体的,所述主换热器和净化换热器为再生式列管套管型换热器,再生段为列管型结构,冷却段为套管型结构,用于高温高压环境减少热应力;所述水套换热器为多流程管壳式换热器或板式换热器,用于低温低压环境。
具体的,所述二次冷却系统包括水池和至少1台二次冷却水泵;将水池贮满自来水,由二次冷却水泵驱动,分流后分别流经主换热器和水套换热器,之后汇集到二次冷却水总管进行监测后排放或处理。
具体的,所述补水系统包括给水泵、至少2台离子交换柱、过滤器、补水箱、主冷却回路补水泵、水套冷却回路补水泵和电加热器;去离子水由给水泵驱动,经离子交换柱除氧、净化处理后,再流经过滤器,流入补水箱;主冷却系统补水由补水箱出来的去离子水经主冷却回路补水泵加压后,再由电加热器升温后流至所述再生式净化换热器的再生段升温后流入主循环泵入口;水套冷却系统补水由补水箱出来的去离子水由水套冷却回路补水泵加压后直接流入水套循环泵入口。
另一方面,基于上述的双冷却辐照试验系统,本发明还提出了一种双冷却辐照试验方法,该试验方法至少运行下述任一一项工况:
工况一,单独使用主冷却系统时,能够提供高温高压的热工水力和水化学环境,压力管内的试验样品或燃料元件的发热由主冷却剂带出,再由主换热器传递给二次冷却水;
工况二,单独使用水套冷却系统时,能够提供低温低压的热工水力环境,保护管内的辐照装置材料或放射性同位素靶件的发热由水套冷却剂带出,通过水套换热器传递给二次冷却水;
工况三,主冷却系统静止或微流量流动而水套冷却系统循环流动传热时,试验样品或燃料元件发热先传递给压力管内侧的静止主冷却剂,再由主冷却剂通过压力管壁传递给外侧的水套冷却剂,压力管外的辐照装置或氦-3屏(n,p)核反应的发热也由水套冷却剂一并带出,并通过水套换热器传递给二次冷却水;
工况四,主冷却系统和水套冷却系统同时独自运行传热时,主冷却系统和水套冷却系统同时循环流动,压力管内的燃料元件或放射性同位素靶件发热由主冷却剂带出,再由主换热器传递给二次冷却水;压力管外的辐照装置或氦-3屏(n,p)核反应的发热由水套冷却剂带出,通过水套换热器传递给二次冷却水。
本发明具有如下的优点和有益效果:
1、本发明提出的双冷却辐照试验系统能够提供多种模拟工况或环境,实现多重功能。本发明可实现四种不同情况的工况要求:只单独使用主冷却系统,或只单独使用水套冷却系统,或主冷却和水套冷却系统同时独自运行传热,或主冷却系统静止而水套冷却系统传热。当仅使用主冷却系统时,能够提供高温高压的热工水力条件和水化学环境,能够模拟PWR的工况,能够进行燃料元件正常稳态辐照试验、高温高压动水腐蚀试验等。当仅使用水套冷却系统时,能够提供低温低压的热工水力环境,能够进行材料辐照试验、同位素辐照生产等。当主冷却系统和水套冷却系统同时独自运行传热时,能够模拟PWR的工况,能够进行非破损燃料的功率跃增、功率循环、负荷跟随试验等。当主冷却系统静止或微流量流动而以水套冷却方式传热时,能够模拟PWC和BOCA工况,能够进行破损燃料的功率跃增、功率循环、负荷跟随试验、高温高压静水腐蚀试验、同位素辐照生产等。
2、当进行燃料破损或高危险放射性同位素辐照生产时,放射性物质可能进入冷却水中。本发明当主冷却系统静止而以水套冷却方式传热时,由于破损元件在辐照时放置在高温高压水的压力管内,压力管内高温高压水静止或微流量流动,主要功能是提供高温高压环境,不提供带走破损元件核发热功能,破损元件产生的裂变产物可以进入主冷却系统中,并以微小流量输送出来进行现场分析和处理,因此堆内辐照装置和整个主冷却系统中的放射性活度浓度不会累积升高,可以控制在一定范围内,对与放射性介质接触的设备屏蔽包容较易实现,对运行人员和环境的安全危害较小。同时由于压力管内燃料元件或同位素靶件产生的核发热传递给高温高压静水,高温高压静水再通过压力管壁传递给水套冷却水,由水套循环流动带出,因此破损元件或同位素靶件产生的裂变产物不会进入水套冷却水中,不会污染水套冷却系统。而高温高压水静止或微流量单向流动,不循环流动,因此破损元件或同位素靶件产生的裂变产物不会再次进入辐照装置,不会对整个主冷却系统产生循环污染。破损元件产生的放射性液体和裂变气体可被密封在辐照装置内或小容积包容的主冷却系统内,废物量小,能够进行有效屏蔽和防护,对运行人员和环境的辐射危害小。
3、本发明建立独立的低温低压水套冷却系统,可对破损元件或高危险同位素靶件进行间接冷却,并与研究堆的主冷却剂系统产生隔离。压力管内燃料元件或同位素靶件产生的核发热先传递给高温高压静水,高温高压静水再通过压力管壁传递给水套冷却系统,由水套冷却系统带出。压力管浸没在冷却水套中,水套冷却系统与研究堆主冷却剂之间通过保护管等产生隔离,即使压力管破损,破损元件或同位素靶产生的裂变产物仅仅进入水套冷却系统,不会对研究堆的主冷却剂系统产生污染,对研究堆的安全风险影响小。同时在压力管外可设置绝热气隙或绝热材料,阻隔压力管内热量向压力管外传递,避免过大温差对水套冷却水产生沸腾,也可方便对压力管内试样的释热做更加准确的测量。水套冷却系统与研究堆主冷却剂之间在辐照装置内通过保护管等产生隔离,水套冷却回路压力应低于研究堆的主冷却剂压力,当发生保护管破裂等事故时,可利用研究堆的主冷却剂流入保护管内冷却整个辐照装置,可有效保证试验装置的安全。整个压水管和放置在压水管内的破损元件或同位素靶件产生的热量通过独立建立的水套冷却系统带走,与通过研究堆的主冷却剂系统带走相比,水套冷却的流量、温度和压力都与研究堆的主冷却剂系统无关,可以方便通过水套冷却系统进行调节。
4、单独建设主冷却系统,水套冷却系统需要单独设置两个二次冷却水系统、补水系统、电气系统、仪控系统等,增加系统设置和设备数量,增大占地空间,提高了建造成本。本发明将主冷却系统和水套冷却系统有机融合成一个双冷却系统,主冷却系统和水套冷却系统都由二次冷却水系统提供最终的冷阱,并由同一补水系统提供去离子水,能够减少共用系统的设备,整个系统简单、成本低、占地小,并提高了同一系统的多重功能性,大大提高了设备利用率。
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为并行双冷却系统与串行二级冷却系统。
图2为本发明的双冷却辐照试验系统工艺图。
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,下面结合实施例和附图,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1
本实施例1的双冷却辐照试验系统,结合附图1和附图2对本发明进行说明。
双冷却辐照试验系统与一般的串行二级冷却辐照试验系统区别,如图1所示。双冷却辐照试验系统是由高温高压的主冷却系统和低温低压的水套冷却系统构成,这两个子系统都通过二次冷却系统进行最终冷却。根据不同的辐照试验/生产需求,双冷却辐照试验系统的主冷却系统和水套冷却系统可单独运行,实现不同的热工水力环境和冷却功能。同时双冷却辐照试验系统的主冷却部分和水套冷却部分可并行同时运行,实现独自同时冷却或水套冷却方式。而串行二级冷却辐照试验系统一般在主冷却系统和二次冷却系统之间设置一个中间冷却回路,中间回路在正常工况下将主冷却回路内燃料元件产生的热量连续地传递给二次冷却回路,防止主换热器破坏时主冷却回路的放射性产物进入二次冷却系统,不能单独运行,不能形成水套冷却方式。
双冷却辐照试验系统的工艺流程图,如附图2。双冷却辐照试验系统是由堆内辐照装置和堆外冷却系统等组成。堆内辐照装置由试验样品(可以为燃料元件、核材料或同位素靶件等)、压力管、保护管等组成。堆外部分由主冷却回系统、水套冷却系统、二次冷却系统以及配套的净化和补水系统等系统组成。主冷却系统的主要设备包括:2台主循环泵、1台主再生式换热器、1台稳压器、1台电加热器、管道、阀门和仪表等。主冷却系统的净化部分的主要设备包括:1台再生式净化换热器、1台前置过滤器、1台后置过滤器、3台离子交换柱、1台加药器、1台取样器分析器、管道、阀门和仪表等。水套冷却系统的主要设备包括:2台水套循环泵、1台水套换热器、1台容补器、管道、阀门和仪表等。水套冷却系统的净化部分的主要设备包括:1台前置过滤器、1台后置过滤器、2台离子交换柱、管道、阀门和仪表等。二次冷却水系统的主要设备包括:1台水池、2台二次冷却水泵、管道、阀门和仪表等。补水系统主要设备包括:1给水泵、2台离子交换柱、1台过滤器、1台补水箱、1台主冷却回路补水泵、1台水套冷却回路补水泵、1台电加热器、管道、阀门和仪表等。
二次冷却水系统是作为最终热阱给双冷却系统的主换热器、净化换热器,水套换热器等设备提供冷却水。由研究堆厂房提供的自来水贮满水池,由一台二次冷却水泵驱动,另一台备用,分流后经各个换热器,之后汇集到二次冷却水总管,二次水总管有放射性监测仪表,监测后排放或进入地漏进行处理。二次冷却水的流量控制是通过二次冷却水泵旁通管上设有电动调节阀,可调节流出的流量。在各换热器二次侧的出口设置一台电动调节阀,以便调节进入各换热器的二次冷却水流量。
补水系统是在双冷却系统启动时进行充水、升压和水压试验;在运行中为双冷却系统提供补水、补偿系统冷却剂的泄漏及取样等损失,保持系统冷却剂装量;在调节水质时向双冷却系统添加化学试剂等;在双冷却系统发生失水事故时,作为安全注射功能,通过补水箱经补水泵向系统注水。补水系统由研究堆厂房提供去离子水,由给水泵驱动,经离子交换柱除氧、净化处理后,再流过用于捕集破碎树脂的后置过滤器,流入补水箱。主冷却系统补水由补水箱来的去离子水由高压补水泵加压,经出口止回阀后,由电加热器升温,再流至净化换热器的再生段入口,由净化换热器升温后进入主冷却系统。水套冷却系统补水由补水箱来的去离子水由低压补水泵加压,经出口止回阀后,直接进入水套主冷却系统。
实施例2
基于上述双冷却辐照试验系统,可实现以下运行工况:
工况一:主冷却系统单独运行
主冷却系统具备给燃料元件提供模拟PWR工况的热工水力和水化学环境;带出燃料元件释热,通过主再生式换热器传递给二次冷却水的功能,可方便调节进出辐照装置的主冷却剂温度、压力、流量和液位等。主冷却回路与辐照装置的压力管进出口相连,形成强制循环的高温高压密闭回路。主冷却剂由一台主泵驱动,另一台备用,经主泵出口止回阀后流至辐照装置中容纳燃料元件的压力管上端入口,在压力管内流经燃料元件表面,之后通过压力管上端出口流出辐照装置,经主换热器将热量传递给二次冷却水,被二次冷却水冷却后的冷却剂流出主换热器,返回至主泵的入口,完成一个循环。在停堆状态下,主回路系统冷却剂可兼做余热排出系统带出辐照装置内燃料元件产生的衰变热。主换热器为再生式列管套管型换热器,再生段为列管型结构,冷却段为套管型结构,适用于高温高压环境,能显著减小较大温差产生的热应力。
主冷却系统压力控制由稳压器控制,波动管接在主换热器出口和主泵入口之间。主系统可通过稳压器内电加热元件加热高温高压水,形成汽空间,增加主系统压力,也可从主泵出口引出高温高压水,在稳压器顶部喷入汽空间,冷凝水蒸气,减小主系统压力。稳压器上设置有先导式安全阀,对主冷却系统进行超压保护。主冷却系统液位通过稳压器进行指示,当液位下降到设定值时,启动主冷却回路补水泵进行补水,达到设定值关闭。主冷却回路的流量控制是通过主泵旁通管上设有电动调节阀,可调节流经辐照装置的流量。在主换热器的旁通管道上设置一台电动调节阀,以便调节进入主换热器的冷却剂流量,另一部分经主换热器旁通管道和主换热器出口的冷却剂混合后,通过调节混合比例,从而在一定范围内改变主换热器的换热功率。主换热器出口未混合前的冷却剂温度可通过调节进入主换热器的二次冷却水流量进行控制。主冷却系统入口温度调节可通过设置辐照装置入口管道上的电加热器进行自动跟踪控制。
主冷却系统的净化段是用于维持主回路冷却剂水质,达到辐照试验要求的水质指标。由主泵出口引出一定流量的高温高压水,通过再生式净化换热器降温至60℃以下后从冷却段流出,经前置过滤器,过滤主回路中的腐蚀碎片等,根据需要再流入混合离子交换柱,或阴离子交换柱,或阳离子交换柱,再流过用于捕集破碎树脂的后置过滤器,经净化换热器的再生段升温后,又流回主泵入口,完成一个局部循环。取样分析器设置在离子交换柱进出口,可以分析净化前后主冷却水的水质。
工况二:水套冷却系统单独运行
水套冷却系统具备给核材料或靶件提供低温低压的热工水力环境;带出辐照装置、试验材料或靶件的释热,通过管壳式水套换热器传递给二次冷却水的功能,可方面调节进出辐照装置冷却水的温度、压力和流量。水套冷却回路与辐照装置的保护管进出口相连,形成强制循环的密闭水回路。水套冷却剂由水套循环泵驱动,经水套循环泵出口止回阀后流至辐照装置中保护管上端入口,在保护管内流经试验材料或靶件,之后通过保护管上端出口流出辐照装置,经水套换热器,将热量传递给二次冷却水,被二次冷却水冷却后的冷却剂流出水套换热器,返回至水套循环泵的入口,完成一个循环。水套换热器为多流程管壳式换热或板式换热器,适用低温低压环境。
水套冷却系统的压力调节通过气罐式容补器,波动管接在水套换热器出口和水套循环泵入口之间,补偿气体可以为压缩空气、氮气或氦气,容补器顶部设置弹簧式安全阀进行超压保护。水套冷却系统入口温度调节可通过设置辐照装置入口管道上的电加热器进行自动跟踪控制。水套冷却系统的入口流量可通过设置在水套循环泵旁通管上的流量调节阀进行分流控制。水套冷却系统的换热器功率调节,可通过设置在水套换热器旁通管上的流量调节阀,控制进入水套换热器内的冷却剂流量和从换热器外旁通的冷却剂流量,再混合不同比例的经过换热器冷却的水和未经换热器冷却的水来控制换热功率,水套换热器出口未混合前的冷却剂温度可通过调节进入水套换热器的二次冷却水流量进行控制。水套冷却系统液位通过容补器进行指示,当液位下降到设定值时,启动水套冷却回路补水泵进行补水,达到设定值关闭。
水套冷却系统的净化段是由水套循环泵出口引出一定流量的水,经前置过滤器,根据需要再流入混合床离子交换柱,或阴离子交换柱,再流过用于捕集破碎树脂的后置过滤器,又流回水套冷循环泵入口,完成一个局部循环。
工况三:主冷却系统和水套冷却系统同时单独运行
主冷却系统和水套冷却系统同时独自运行,都同时循环流动,独自传热。压力管内的试验样品或燃料元件发热由主冷却系统提供的高温高压水直接冷却带走,再由再生式主换热器传递给二次冷却水。压力管外辐照装置的发热由水套冷却回路提供低温低压水直接冷却氦-3屏(n,p)核反应热和装置伽马释热等带出,再通过管壳式水套换热器传递给二次冷却水。主冷却水回路和水套冷却回路在辐照装置内通过压力管等分隔开,可在压力管外添加绝热气隙或绝热材料阻隔压力内热量向压力管外传递,避免过大温差对水套冷却水产生沸腾,也可方便对压力管内试样的释热做更加准确的测量。
工况四:主冷却系统静止或微流量流动,水套冷却系统传热同时运行
主冷却系统静止或微流量单向流动,只给燃料元件提供高温高压水环境,不进行将燃料元件核发热带出并传递给二次冷却水功能。水套冷却系统提供低温低压冷却水,循环流动将压力管内燃料元件核发热通过水套间接冷却方式带出堆外,并对压力管外氦-3屏(n,p)核反应热和辐照装置伽马释热等通过直接冷却方式一并带出堆外,再通过管壳式水套换热器传递给二次冷却水。辐照装置内试验样品或燃料元件发热先传递给压力管内侧的静止主冷却水,再由主冷却水通过压力管壁传递给外侧冷却水套,压力管外的辐照装置的发热也由冷却水套一并带出,并通过水套换热器传递给二次冷却水。
当燃料元件发生破损时,主冷却系统可静止,根据需要将破损元件产生的放射性裂变产物封闭在压力管内,而元件产生的核发热能够通过自然对流径向传递给水套冷却系统,防止放射性水不可控的释放到主冷却系统。主冷却系统也可微流量单向流动,可给容纳破损元件的压力管注入无污染的去离子水,冲洗、净化和稀释压力管内的放射性产物污染,降低辐照装置处的放射性水平,减少个人剂量。微流量流动避免了裂变产物扩散和反复污染整个主回路,保持试验环境的水质,方便对裂变产物进行取样、分析和处理等。主冷却系统将破损元件辐照产生的放射性物质包容在压力管内或主回路的小容积空间内,作为第一道安全屏障包容放射性物质,确保试验安全以及研究堆安全。水套冷却系统将容纳破损元件的压力管与研究堆主冷却剂系统进行隔离,对破损元件产生的高比活度裂变产物提供第二级放射性安全屏蔽,包括水屏蔽和装置屏蔽。
主冷却系统与水套冷却系统之间在辐照装置内通过压力管等分隔开,即使压力管破损,破损元件/辐照靶件产生的裂变产物仅仅进入水套冷却系统,不会对研究堆的主冷却剂系统产生污染。水套冷却系统与研究堆主冷却剂之间在辐照装置内通过保护管等产生隔离,水套冷却回路压力应低于研究堆的主冷却剂压力,当发生保护管破裂等事故时,可利用研究堆的主冷却剂流入保护管内冷却整个辐照装置,防止燃料元件烧毁。
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。
Claims (12)
1.一种双冷却辐照试验系统,其特征在于,包括辐照装置、主冷却系统、水套冷却系统、二次冷却系统及补水系统;
所述主冷却系统回路与辐照装置的压力管进出口相连,形成高温高压回路;所述水套冷却系统回路与辐照装置的保护管进出口相连,形成低温低压回路;所述主冷却系统和所述水套冷却系统都通过二次冷却系统进行最终冷却;所述补水系统分别为所述主冷却系统和所述水套冷却系统补水。
2.根据权利要求1所述的一种双冷却辐照试验系统,其特征在于,所述主冷却系统包括至少1台主循环泵、主换热器、稳压器及主冷却净化段;所述稳压器用于控制主冷却系统压力;主冷却剂由主循环泵驱动,经主循环泵流至辐照装置中容纳燃料元件的压力管上端入口,在压力管内流经燃料元件表面,之后通过压力管上端出口流出辐照装置,经主换热器将热量传递给二次冷却系统,被二次冷却系统的冷却水冷却后的冷却剂流出主换热器,返回至主循环泵的入口,完成一个循环;所述补水系统与所述主冷却净化段相连,所述补水系统提供的去离子水通过主冷却净化段流入主循环泵入口。
3.根据权利要求2所述的一种双冷却辐照试验系统,其特征在于,所述主冷却净化段包括再生式净化换热器、前置过滤器、后置过滤器、至少2台离子交换柱、加药器和取样分析器;所述主循环泵出口引出一定流量的高温高压水,通过再生式净化换热器降温从冷却段流出,经前置过滤器,再流入离子交换柱,再流过后置过滤器,经再生式净化换热器的再生段升温后,又流回主循环泵入口,完成一个局部循环;从补水系统出口流出的去离子水流至再生式净化换热器的再生段升温后,进入主循环泵的入口;所述取样分析器设置在前置过滤器的入口和后置过滤器的出口之间;所述加药器设置在后置过滤器的出口与再生式净化换热器之间的管路上,用于调节主冷却系统的水质。
4.根据权利要求2所述的一种双冷却辐照试验系统,其特征在于,所述主冷却系统还包括电加热器;所述稳压器的波动管连接在主换热器的出口与主循环泵的入口之间的管路上,所述稳压器的喷淋管连接在主循环泵出口,所述稳压器上设置有先导式安全阀;所述电加热器设置在所述主循环泵出口与所述辐照装置入口之间的管路上,用于对主冷却系统入口温度进行自动调节;在主循环泵的旁通管道上设置电动调节阀,用于分流调节流经辐照装置的冷却剂流量;在主换热器的旁通管道上设置电动调节阀,用于调节进入主换热器的冷却剂流量;主冷却系统液位通过所述稳压器进行指示,通过主冷却回路补水泵调节主冷却系统液位。
5.根据权利要求1所述的一种双冷却辐照试验系统,其特征在于,所述水套冷却系统包括至少1台水套循环泵、水套换热器、容补器及水套冷却净化段;所述容补器用于调节水套冷却系统的压力;水套冷却剂由水套循环泵驱动,经水套循环泵出口后流至辐照装置中保护管上端入口,在保护管内流经试验材料或靶件表面,之后通过保护管上端出口流出辐照装置,经水套换热器,将热量传递给二次冷却系统,被二次冷却系统的冷却水冷却后的冷却剂流出水套换热器,返回至水套循环泵的入口,完成一个循环;所述补水系统与所述水套冷却净化段相连,所述补水系统提供的去离子水流入水套循环泵入口。
6.根据权利要求5所述的一种双冷却辐照试验系统,其特征在于,所述水套冷却净化段包括前置过滤器、后置过滤器和至少2台离子交换柱;所述水套循环泵出口引出一定流量的水,依次经过前置过滤器、离子交换柱和后置过滤器,再流回水套循环泵的入口,完成一个局部循环。
7.根据权利要求5所述的一种双冷却辐照试验系统,其特征在于,所述水套冷却系统还包括电加热器;所述容补器的波动管连接在水套换热器出口和水套循环泵入口之间的管路上,所述容补器上设置有弹簧式安全阀;所述电加热器设置在所述水套循环泵出口与所述辐照装置入口之间的管路上,用于对水套冷却系统入口温度进行自动调节;在水套循环泵的旁通管道上设置电动调节阀,用于分流调节流经辐照装置的冷却剂流量;在水套换热器的旁通管道上设置电动调节阀,用于调节进入水套换热器的冷却剂流量;水套冷却系统液位通过容补器进行指示,通过水套冷却回路补水泵调节水套冷却系统液位。
8.根据权利要求1所述的一种双冷却辐照试验系统,其特征在于,所述主冷却系统与水套冷却系统之间在辐照装置内通过压力管等分隔开;在压力管外可设置绝热气隙或绝热材料,用于阻止两系统之间的热传递;所述水套冷却系统与研究堆主冷却系统之间在辐照装置内通过保护管隔离,且水套冷却系统压力设置为小于研究堆主冷却系统压力。
9.根据权利要求2-7任一项所述的一种双冷却辐照试验系统,其特征在于,所述主换热器和净化换热器为再生式列管套管型换热器,再生段为列管型结构,冷却段为套管型结构,用于高温高压环境减少热应力;所述水套换热器为多流程管壳式换热器或板式换热器,用于低温低压环境。
10.根据权利要求1所述的一种双冷却辐照试验系统,其特征在于,所述二次冷却系统包括水池和至少1台二次冷却水泵;将水池贮满自来水,由二次冷却水泵驱动,分流后分别流经主换热器和水套换热器,之后汇集到二次冷却水总管进行监测后排放或处理。
11.根据权利要求1所述的一种双冷却辐照试验系统,其特征在于,所述补水系统包括给水泵、至少2台离子交换柱、过滤器、补水箱、主冷却回路补水泵、水套冷却回路补水泵和电加热器;去离子水由给水泵驱动,经离子交换柱除氧、净化处理后,再流经过滤器,流入补水箱;主冷却系统补水由补水箱出来的去离子水经主冷却回路补水泵加压后,再由电加热器升温后流至所述再生式净化换热器的再生段升温后流入主循环泵入口;水套冷却系统补水由补水箱出来的去离子水由水套冷却回路补水泵加压后直接流入水套循环泵入口。
12.一种双冷却辐照试验方法,采用如权利要求1-11任一项所述的双冷却辐照试验系统,其特征在于,该试验方法至少运行下述任一一项工况:
工况一,单独使用主冷却系统时,能够提供高温高压的热工水力和水化学环境,压力管内的试验样品或燃料元件的发热由主冷却剂带出,再由主换热器传递给二次冷却水;
工况二,单独使用水套冷却系统时,能够提供低温低压的热工水力环境,保护管内的辐照装置材料或放射性同位素靶件的发热由水套冷却剂带出,通过水套换热器传递给二次冷却水;
工况三,主冷却系统静止或微流量流动而水套冷却系统循环流动传热时,试验样品或燃料元件发热先传递给压力管内侧的静止主冷却剂,再由主冷却剂通过压力管壁传递给外侧的水套冷却剂,压力管外的辐照装置或氦-3屏(n,p)核反应的发热也由水套冷却剂一并带出,并通过水套换热器传递给二次冷却水;
工况四,主冷却系统和水套冷却系统同时独自运行传热时,主冷却系统和水套冷却系统同时循环流动,压力管内的燃料元件或放射性同位素靶件发热由主冷却剂带出,再由主换热器传递给二次冷却水;压力管外的辐照装置或氦-3屏(n,p)核反应的发热由水套冷却剂带出,通过水套换热器传递给二次冷却水。
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---|---|
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Cited By (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN109859869A (zh) * | 2019-03-11 | 2019-06-07 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于单根燃料元件瞬态试验的辐照装置 |
CN109991157A (zh) * | 2019-04-08 | 2019-07-09 | 中国核动力研究设计院 | 一种高温高压水腐蚀产物溶出释放装置 |
CN110057746A (zh) * | 2019-04-28 | 2019-07-26 | 东华理工大学 | 一种在线高温高压辐射腐蚀模拟系统及模拟方法 |
CN110349687A (zh) * | 2019-07-08 | 2019-10-18 | 上海交通大学 | 一种基于折射率补偿的流场可视化测量实验装置 |
CN110491530A (zh) * | 2019-08-30 | 2019-11-22 | 西南石油大学 | 一种氦-3功率瞬态试验系统及方法 |
CN110828007A (zh) * | 2019-11-18 | 2020-02-21 | 中国核动力研究设计院 | 用于反应堆辐照考验回路的专用稳压器及压力控制系统 |
CN111540492A (zh) * | 2020-05-15 | 2020-08-14 | 中国核动力研究设计院 | 一、二回路联动运行的综合动水腐蚀试验装置及方法 |
CN113783361A (zh) * | 2020-06-09 | 2021-12-10 | 北京金风科创风电设备有限公司 | 冷却系统 |
CN115171928A (zh) * | 2022-07-13 | 2022-10-11 | 西安交通大学 | 一种可以调节冷却剂温度压力及离子浓度的实验台架 |
CN115602353A (zh) * | 2022-10-21 | 2023-01-13 | 中国核动力研究设计院(Cn) | 一种研究堆三级冷却辐照考验回路系统 |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN101620892A (zh) * | 2009-07-30 | 2010-01-06 | 华北电力大学 | 一种大功率压水堆核电站一回路系统结构设计 |
KR100962280B1 (ko) * | 2008-12-12 | 2010-06-11 | 한국원자력연구원 | 고온ㆍ고압용 강산 실험계통 설비 |
CN103985422A (zh) * | 2014-03-20 | 2014-08-13 | 中国核动力研究设计院 | 基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站 |
CN105551534A (zh) * | 2015-11-13 | 2016-05-04 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆冷却剂化容控制系统及控制方法 |
CN107355260A (zh) * | 2016-05-09 | 2017-11-17 | 中核辽宁核电有限公司 | 一种基于大型商用核电机组的热电联产系统 |
-
2018
- 2018-07-27 CN CN201810842668.9A patent/CN109065193A/zh active Pending
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR100962280B1 (ko) * | 2008-12-12 | 2010-06-11 | 한국원자력연구원 | 고온ㆍ고압용 강산 실험계통 설비 |
CN101620892A (zh) * | 2009-07-30 | 2010-01-06 | 华北电力大学 | 一种大功率压水堆核电站一回路系统结构设计 |
CN103985422A (zh) * | 2014-03-20 | 2014-08-13 | 中国核动力研究设计院 | 基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站 |
CN105551534A (zh) * | 2015-11-13 | 2016-05-04 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆冷却剂化容控制系统及控制方法 |
CN107355260A (zh) * | 2016-05-09 | 2017-11-17 | 中核辽宁核电有限公司 | 一种基于大型商用核电机组的热电联产系统 |
Non-Patent Citations (4)
Title |
---|
吕光全: "高通量工程试验堆运行经济分析及综合利用", 《核动力工程》 * |
宋代勇,赵斌,袁霞等: ""华龙一号"能动与非能动相结合的安全系统设计", 《中国核电》 * |
广东核电培训中心编: "《900MW压水堆核电站系统与设备》", 31 March 2005 * |
李明,汪海,孙胜: "研究堆考验回路工艺系统布置设计研究", 《核科学与工程》 * |
Cited By (15)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN109859869B (zh) * | 2019-03-11 | 2022-03-25 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于单根燃料元件瞬态试验的辐照装置 |
CN109859869A (zh) * | 2019-03-11 | 2019-06-07 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于单根燃料元件瞬态试验的辐照装置 |
CN109991157A (zh) * | 2019-04-08 | 2019-07-09 | 中国核动力研究设计院 | 一种高温高压水腐蚀产物溶出释放装置 |
CN110057746A (zh) * | 2019-04-28 | 2019-07-26 | 东华理工大学 | 一种在线高温高压辐射腐蚀模拟系统及模拟方法 |
CN110349687A (zh) * | 2019-07-08 | 2019-10-18 | 上海交通大学 | 一种基于折射率补偿的流场可视化测量实验装置 |
CN110491530A (zh) * | 2019-08-30 | 2019-11-22 | 西南石油大学 | 一种氦-3功率瞬态试验系统及方法 |
CN110828007A (zh) * | 2019-11-18 | 2020-02-21 | 中国核动力研究设计院 | 用于反应堆辐照考验回路的专用稳压器及压力控制系统 |
CN110828007B (zh) * | 2019-11-18 | 2021-06-29 | 中国核动力研究设计院 | 用于反应堆辐照考验回路的专用稳压器及压力控制系统 |
CN111540492A (zh) * | 2020-05-15 | 2020-08-14 | 中国核动力研究设计院 | 一、二回路联动运行的综合动水腐蚀试验装置及方法 |
CN113783361A (zh) * | 2020-06-09 | 2021-12-10 | 北京金风科创风电设备有限公司 | 冷却系统 |
CN113783361B (zh) * | 2020-06-09 | 2022-11-29 | 北京金风科创风电设备有限公司 | 冷却系统 |
CN115171928A (zh) * | 2022-07-13 | 2022-10-11 | 西安交通大学 | 一种可以调节冷却剂温度压力及离子浓度的实验台架 |
CN115171928B (zh) * | 2022-07-13 | 2024-10-15 | 西安交通大学 | 一种可以调节冷却剂温度压力及离子浓度的实验台架 |
CN115602353A (zh) * | 2022-10-21 | 2023-01-13 | 中国核动力研究设计院(Cn) | 一种研究堆三级冷却辐照考验回路系统 |
CN115602353B (zh) * | 2022-10-21 | 2024-01-23 | 中国核动力研究设计院 | 一种研究堆三级冷却辐照考验回路系统 |
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