. 1 Изобретение относится к области экспериментальной техники и может использовано для испытаний элементов активных зон в циркулиру ющем теплоносителе в условиях моделирования температурного режима ядерного реактора. В предреакторном цикле испытани тепловьщеляющих элементов (твэл) м делирование температурных режимов их работы в ядерном реакторе необходимо для изучения вопросов совме тимости материалов твэл, коррозионной стойкости оболочки в циркулирующем теплоносителе, стойкост материалов и конструкций в условия температурных градиентов, а также теплосмен, обусловленных переходны ми режимами и срабатыванием аварийной защиты. Совместимость материалов твэл, находящихся под оболочкой, обычно проверяют на укороченных макетах путем вьщержки их при максимальной температуре оболочки в течение ресурса работы на номинальной мощности. Коррозионную стойкость оболочки в циркулирующем теплоносителе пров ряют на укороченных или полноразмерных макетах твэл, имитирующих внушнюю форму твэла и состояние поверхности оболочки. При этом исп тания проводят либо в изотермическом стенде, либо в стенде, имитиру щем неизотермический контур натурной установки, причем макеты находятся в том и другом случае в изотермических условиях. Воздействие теплосистем проверя ют на специальных стендах для терм циклирования путем перемещения натурного твэла из горячей зоны застойного теплоносителя в холодную и обратно. Стойкость материалов и конструк ций твэл в условиях температурных градиентов проверяют в автоклавных стендах с застойным теплоносителем создавая нагревателем осевой градиент температур, так как имитация радиального и азимутального градиентов температуры в предреакторных испытаниях твэл невозможна из-за отсутствия собственного тепловьщеления в твэлах. Таким образом, отдельные факторы моделируемых условий работы воз 22 действуют отдельно: на макеты для проверки совместимости, на макеты для проверки коррозионной стойкости и на твэлы для проверки стойкости конструкции в условиях теплосмен и осевьк градиентов. Кроме того, это воздействие неодновременно. В ядерном реакторе воздействие факторов, определяющих условие работы твэл, происходит комплексно, причем некоторые из них действуют одновременно. В частности, взаимодействие оболочки твэла с топливным материалом и материалом подслоя происходит в то же время, что и взаимодействие с теплоносителем при одновременном воздействии теплосмен и градиентов температуры. Известен экспериментальньй стенд для моделирования теплофизических процессов активной зоны ядерного реактора, содержащий кассеты с твэлами, источник тока и циркуляционный контур, включающий насос и теплообменник Ql . В этом стенде испытание твэл в кассете провести невозможно, так как она подключена к источнику тока. Пропускание тока через твэлы может вызвать побочные эффекты, отсутствзтощие в ядерном реакторе. Известен также экспериментальный стенд для испытания тепловыделяющих элементов ядерного реактора, содержащий средства для размещения тепловыделяющих элементов, установленные в корпусе рабочего участка, который включен в контур циркуляции, снабженный средствами циркуляции и контроля теплоносителя подвода и съема тепла 2 1. Включение в контур данного стенда рабочего участка обеспечивает только изотермические условия испытаний. Таким образом, в комплексных предреакторных испытаниях, если и представляется возможность подвергнуть одни и те же твэлы воздействию комплекса моделируемых факторов, то это воздействие не моделируется во времени. В результате этого снижается достоверность получаемых результатов. Помимо этого усложняются сами испытания, так как помимо обслуживания нескольких стендов необходимо переносить с одного стенда на другой рабочий участок с твэлами, которьй не всегда может быть унифи3цированным. Поэтому возможная переборка рабочих участков затягивает испытания, а с ними и весь процесс разработки твэл. Кроме того, экспериментальный стенд с прямой циркуляцией теплоносителя обладает повьшенной энергоемкостью. изобретения является повышение достоверности результатов предреакторных испытаний путем обес печения противоположного направления циркуляции теплоносителя в корпусе рабочего участка. Поставленная цель достигается тем, что в эскпериментальном стенде для испытания теЦловьщеляющих элементов ядерного реактора, содержащем средства для размещения тепловьщеляющих элементов, установленные в корпусе рабочего участка, который включен в контур циркуляции снабженный средствами циркуляции и контроля теплоносителя, подвода и съема тепла, средства для размещения тепловыделяющих элементов выцолнены в виде труб, установленных с зазором в корпусе рабочего участка и образ5пощих трубные и межтрубные полости с входными и выходными участками и по концам соединенных между собой и с корпусом рабочего участка разделяющими трубные и межтрубные полости решетками, расстояние между которыми выбрано равным величине участка нарастания температуры твэлов, причем выходные участки трубных и межтрубных полостей, расположенные у разных решеток сообщены со средством съема тепла, входной участок трубной полости - с средством подвода тепла, а входной участок межтрубной полости - со средством циркуляции. На фиг.1 изображена схема экспериментального стенда; на фиг.2 - пр дольный разрез рабочего участка сте да твзлами; на фиг.З - поперечное сечение стенда на участке между тру ными решетками. Экспериментальный стенд содержит контур циркуляции 1 со средствами циркуляции 2 и контроля 3, средства ми подвода тепла 4 и съема тепла 5, с корпусом рабочего участка 6 для размещения в нем испытуемых твэл 7. В корпусе рабочего з астка 6 коаксиально твэлам 7 с зазором уста новлены трубы 8, соединенные по кон 24 цам между собой и с корпусом рабочего участка 6 решетками 9 и 10. Расстояние между решетками 9 и 10 выбрано равным по величине участку нарастания температуры твэлов 7 в ядерном реакторе. Трубная полость 11 выходным участком 12 так же, как и межтрубная полость 13 выходным участком 14, соединена со средством съема тепла 5. Входным участком 15 трубная полость f1 соединена со средством подвода тепла 4, а межтрубная полость 13 своим входным участком 16 со средством циркуляции 2. По существу осевой градиент температур в корпусе рабочего участка 6 создается за счет обмена теплом между горячим и холодным контурами экспериментального стенда. В горячий контур входят средство подвода тепло 4, трубная полость 11, средство контроля 3, средство съема тепла 5 и средство циркуляции 2. В холодный контур входят средство циркуляции 2, межтрубная полость 13 и средство съема тепла 5. Устройство работает следующим образом. Средство подвода тепла 4 нагревает теплоноситель до температуры, равной максимальной температуре оболочки твэла 7 в ядерном реакторе. Нагретый теплоноситель поступает через входной участок 15 в корпус участка 6, а затем в его трубную полость 11. На участке до решетки 10 теплоноситель нагревает твэлы 7 до максимальной температуры оболочки твэл в ядерном реакторе. На участке между решетками 9 и 19 горячий теплоноситель полости 11 отдает через трубы 8 часть тепла холодному теплоносителю межтрубной полости 13, который в корпусе рабочего участка циркулирует в направлении, противоположном циркуляции горячего теплоносителя полости 11. Этим в корпусе рабочего участка обеспечивается имитация осевого градиента температур ядерного реактора. Температура на участке между решетками 9 и 10 изменяется примерно по линейному закону: от максимальной у решетки 10 до минимальной у решетки 9 Моделирование теплосмен осуществляется путем изменения режима работы средства подвода тепла 4, например путем его отключения на время.
необходимое для охлаждения теплоносителя до нижней температуры термоцикла. Количество теплосмен и граничные температуры термоциклов определяются программой и методикой испытаний согласно техническому заданию на разработку твэл. Направление циркуля- ции теплоносителя в трубной полости 11 выбрано обратным направлению циркуляции теплоносителя в ядерном реакторе. Экспериментальный стенд с обратной циркуляцией теплоносителя позволяет создать осевой градиент температур в корпусе рабочего участ ка 6 без перегрева теплоносителя и материалов циркуляционного контура над максимальной температурой оболочки твэла 7 в ядерном реакторе.
В случае, когда материалы предлагаемого стенда обеспечивают его надежную работу при более высоких температурах, в стенде может дополнительно моделироваться прямое направление циркуляции теплоносителя. При этом к холодному контуру подключается трубная полость 11 с соответствующим изменением направления циркуляции теплоносителя, а к горячему контуру подключается межтрубная полость 13. В связи с тем, что гидродинамика пучка твэл 7 в корпусе рабочего участка 6 существенно отличается от натурной, применение прямой циркуляции теплоносителя, по-видимому, можно считать несущественным моделирующим фактором.
Экспериментальный стенд позволяет проводить предреакторные испытания твэл в условиях моделирования их рабочих температур, т.е. теплосмен и осевых градиентов температур При этом одновременно проверяются совместимость материалов твэл и коррозионная стойкость их оболочки в циркулирзпощем теплоносителе неизотермического контура с наложение воздействия осевого градиента температуры и теплосмен.
Таким образом, испытания твэл в предлагаемом экспериментальном стенде дадут наиболее достоверную информацию о работоспособности твэл в ядерном реакторе. Кроме того, использование данного стэнда для предреакторных испытаний твэл позволит сократить сроки испытаний за счет одновременного воздействия моделируемых факторов, а также уменьшить их стоимость как за счет унификации стендового оборудования, так и за счет сокращения его количества
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
Имитатор тепловыделяющего элемента | 1977 |
|
SU711904A1 |
Канал-петля с естественной циркуляцией теплоносителя | 1976 |
|
SU693863A1 |
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР | 2012 |
|
RU2558152C2 |
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1991 |
|
RU2030796C1 |
АВТОНОМНАЯ ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА | 2020 |
|
RU2741330C1 |
ПАССИВНАЯ СИСТЕМА ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2021 |
|
RU2769102C1 |
СПОСОБ МОДЕЛИРОВАНИЯ ПЕРЕХОДНОГО ПРОЦЕССА В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ | 1991 |
|
RU2044347C1 |
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР | 2015 |
|
RU2594889C1 |
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ИСПЫТАНИЯ МАТЕРИАЛОВ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ | 2013 |
|
RU2524683C1 |
Имитатор тепловыделяющего элемента ядерного реактора | 1976 |
|
SU646733A1 |
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЙ СТЕНД для испытания тепловьщеляющих элементов ядерного реактора, содержащий средства для размещения тепловыделяющих элементов, установленные в корпусе рабочего участка, которьш включен в контур циркуляции, снабженный средствами циркуляции и контроля теплоносителя, подвода и съема тепла, отличающийся тем, что, с целью повьшения достоверности результатов предреактивных испытаний путем обеспечения противоположного направления циркуляции теплоносителя в корпусе рабочего участка, средства для размещения тепловыделяющих элементов выполнены в виде труб, установленных с зазором в корпусе рабочего участка и образующих трубные и межтрубные полости с входными и выходными участками и по концам соединенных между собой и с корпусом рабочего участка разделяющими трубные и межтрубные полости решетками, расстояние между которыми выбрано равным величине i участка нарастания температуры тепловьщеляющих элементов, причем вы(Л ходные участки трубных и межтрубных полостей, расположенные у разных решеток, сообщены со средством съема тепла, входной участок трубной полости сообщен со средством подвода тепла, а входной участок межтрубной полости сообщен со средСП ел ством циркуляции.
15
i
фиг. 2
Фиг.З
Печь для непрерывного получения сернистого натрия | 1921 |
|
SU1A1 |
Стенд для моделирования активной зоны ядерного реактора | 1976 |
|
SU645456A1 |
Выбрасывающий ячеистый аппарат для рядовых сеялок | 1922 |
|
SU21A1 |
Аппарат для очищения воды при помощи химических реактивов | 1917 |
|
SU2A1 |
Авторское свидетельство СССР № 1018533, кл | |||
Выбрасывающий ячеистый аппарат для рядовых сеялок | 1922 |
|
SU21A1 |
Авторы
Даты
1985-09-30—Публикация
1983-12-12—Подача