模擬核反應堆中子反應性反饋過程的熱工水力實驗裝置及方法
【專利摘要】本發(fā)明提供的是一種模擬核反應堆中子反應性反饋過程的熱工水力實驗裝置及方法。包括電加熱實驗段、管殼式冷卻器、穩(wěn)壓器、充壓氮氣罐、循環(huán)泵、冷卻水泵、冷卻水池、冷卻水塔、管路、閥門、測量儀表、數據采集系統(tǒng)、控制計算機、高頻直流電源、以及導電銅排。高頻直流電源通電加熱實驗段。循環(huán)泵通過管路與電加熱實驗段入口相連，循環(huán)泵布置有旁通管路，電加熱實驗段出口通過管路與管殼式冷卻器管側入口相連。本發(fā)明在熱工水力實驗裝置上增加了模擬反應堆中子反應性反饋的控制系統(tǒng)，可以用于模擬核反應堆在各類瞬態(tài)工況下的反應性反饋過程和熱工水力響應過程，具有能夠在無核輻射的環(huán)境下對核反應堆中不易進行的各類實驗工況進行模擬的優(yōu)點。
【專利說明】
模擬核反應堆中子反應性反饋過程的熱工水力實驗裝置及 方法
技術領域
[0001] 本發(fā)明涉及的是實驗模擬核反應堆中子反應性反饋過程的熱工水力實驗裝置及 控制方法。
【背景技術】
[0002] 在核反應堆中，反應性與燃料溫度、冷卻劑溫度、堆芯冷卻劑空泡份額之間存在著 反饋耦合作用，特別是在自然循環(huán)反應堆中，冷卻劑循環(huán)流量還受到堆芯功率和冷卻劑溫 度的影響，其耦合作用更加復雜。因此，核反應堆反應性反饋過程對于核反應堆的安全運行 具有重要工程意義。
[0003] 目前針對核反應堆反應性反饋過程的研究文獻多為理論計算研究，在公開文獻中 利用實驗模擬手段進行的研究較少。在"密度核反饋條件下低壓自然循環(huán)兩相流動穩(wěn)定性 實驗" 一文中，以實測冷卻劑密度作為輸入參數、以中子動力學結果對加熱功率進行控制， 研究了不同工況條件下自然循環(huán)兩相流動的穩(wěn)定性，但該文獻僅考慮冷卻劑密度變化帶來 的反應性反饋效應，并未考慮反應堆中十分重要的燃料溫度反應性反饋等作用；文獻 "Experimental study of natural circulation instability with void reactivity feedback during startup transients for a BffR-type SMR"和"Start-up transient test simulation with and without void-reactivity feedback for a two-phase natural circulation reactor"中，在自然循環(huán)實驗回路上考慮了空泡反應性反饋對沸水 反應堆啟動瞬態(tài)過程的影響，但也未考慮燃料溫度反應性反饋和冷卻劑溫度反應性反饋對 反應堆熱工水力特性的重要影響；文獻"Reactivity insertion limits in a typical pool-type research reactor cooled by natural circulation" 中，利用中子動力學模 型計算了 10MW IAEAMTR反應堆的反應性輸入限制以及外加反應性輸入后反應堆各重要參 數的響應，但并未設計實驗驗證。

【發(fā)明內容】

[0004] 本發(fā)明的目的在于提供一種可以在較大的參數范圍內進行實驗研究，有利于獲得 更具普遍性，適用工況廣泛的實驗規(guī)律的模擬核反應堆中子反應性反饋過程的熱工水力實 驗裝置。本發(fā)明的目的還在于提供一種模擬核反應堆中子反應性反饋過程的控制方法。
[0005] 本發(fā)明的模擬核反應堆中子反應性反饋過程的熱工水力實驗裝置包括電加熱實 驗段1、管殼式冷卻器2、冷卻水塔3、循環(huán)栗8、電磁流量計9和循環(huán)冷卻水系統(tǒng)，電加熱實驗 段1布置于實驗回路上升管段下部，電加熱實驗段加熱壁面入口處、出口處均布置有熱電偶 14,電加熱實驗段出、入口通過引壓管與壓差計15相連接，循環(huán)工質在流經電加熱實驗段1 時被加熱，之后流過上升管段進入管殼式冷卻器2的管側，循環(huán)工質被流過殼側的冷卻水冷 卻，流出管殼式冷卻器的循環(huán)工質經過下降管段進入水平管段，水平管段上布置有流量計9 和循環(huán)栗8,還包括由高頻直流電源11、數據采集系統(tǒng)12和控制計算機13組成的功率控制系 統(tǒng)，流量計9、熱電偶14、壓差計15所測得的實時數據由數據采集系統(tǒng)12采集并記錄，數據采 集系統(tǒng)12將中子動力學計算所需的數據通過網線連接發(fā)送給控制計算機13,控制計算機13 將計算得到實時功率編碼為RS-485通訊信號，并輸出發(fā)送給高頻直流電源11。
[0006] 本發(fā)明的模擬核反應堆中子反應性反饋過程的熱工水力實驗裝置還可以包括：
[0007] 1、還包括與循環(huán)栗并聯(lián)的旁通管10,旁通管10上設置閥門。
[0008] 2、還包括穩(wěn)壓器4,穩(wěn)壓器4是上部為充壓氣體空間、下部為水空間的圓柱形不銹 鋼容器，穩(wěn)壓器4下部出口通過管路與下降管段下部相連，穩(wěn)壓器4上部布置有安全閥16和 壓力表17,穩(wěn)壓器上部氣空間與充壓氮氣瓶5相連。
[0009] 本發(fā)明的模擬核反應堆中子反應性反饋過程的控制方法包括：
[0010] 熱電偶測量冷卻劑平均溫度和加熱壁面平均溫度，以冷卻劑平均溫度和由加熱壁 面平均溫度推算得到的燃料溫度作為溫度反應性反饋的基準，以根據測量數據計算得到的 平均空泡份額作為空泡反應性反饋的基準，設定冷卻劑反應性系數、燃料反應性系數和空 泡反應性系數計算出模擬的總中子反應性變化，將總中子反應性變化代入點堆中子動力學 方程并利用離散方法實時求解，控制計算機根據計算結果實時輸出功率控制信號，高頻直 流電源根據控制計算機輸出的信號實時調整加熱實驗段的加熱功率，實現(xiàn)對核反應堆中子 動力學過程的模擬。
[0011] 本發(fā)明的模擬核反應堆中子反應性反饋過程的控制方法還可以包括：
[0012] 1、所述高頻直流電源根據控制計算機輸出的信號實時調整加熱實驗段的加熱功 率具體為:根據實際反應堆燃料元件的熱容量，采用集總參數方法計算出功率輸出的延遲， 以延遲后的功率作為實際的功率輸出信號。
[0013] 2、所述計算出模擬的總中子反應性變化使用P(t) =pext+Cf Δ Tf(t)+Cc Δ Tc(t)+Cv A α計算模擬的總反應性，
[0014] 其中Pext為外加反應性，Cf為燃料溫度反應性系數，△ Tf(t)為燃料平均溫度變化 量，c。為燃料溫度反應性系數，△ Tdt)為冷卻劑平均溫度變化量，Cv為空泡反應性系數，Δ α 為平均空泡份額變化量。
[0015] 3、所述將總中子反應性變化代入點堆中子動力學方程并利用離散方法實時求解， 采用四階龍格庫塔方法對點堆中子動力學方程進行離散求解，對于微分方程
[0017]四階龍格庫塔方法計算公式如下
[0023] 其中i代表計算步數，Δ τ為時間步長，1^、1(2、1(3、1(4為運算中間變量。
[0024] 4、控制計算機根據計算結果實時輸出功率控制信號時采用集總參數模型，估算燃 料元件溫度變化所需的時間，并依此對加熱功率進行修正，修正公式如下：
[0026]其中Φ:為核燃料元件的發(fā)熱功率，Φ2為核燃料元件表面向冷卻劑的傳熱功率，τ 為時間，P、c、V、A分別為燃料元件的密度、比熱容、體積和表面積，h為燃料元件表面平均換
-具有時間的量綱，稱為時間常數，記為τ。，其大小取決于燃料元件的熱容量PcV 和其表面換熱條件hA，根據實際的燃料元件參數和冷卻劑流速估算時間常數1。，將〇2作為 實際功率輸出，核燃料元件表面向冷卻劑的傳熱功率的求解與點堆中子動力學方程對功率 Φ :的求解保持同步，求解方法采用顯式歐拉法，其求解式如下：
[0028]其中i代表計算步數，Δτ為時間步長。
[0029] 5、利用下式求解燃料平均溫度7用于計算總反應性，
[0031] 其中，L為燃料元件長度，以為外表面溫度，λ為燃料元件材料的導熱系數。
[0032] 本發(fā)明的目的在于提供一種用于模擬核反應堆中子反應性反饋過程的方法、控制 系統(tǒng)與熱工水力實驗裝置，可以用于模擬核反應堆在各類反應性輸入、溫度瞬變、自然循環(huán) 過渡過程、流動不穩(wěn)定性等工況下的中子反應性反饋和相應的熱工水力響應過程。
[0033] 本發(fā)明的優(yōu)勢在于：（1)可以在電加熱熱工水力實驗回路上模擬反應性輸入，熱工 參數變化瞬態(tài)、自然循環(huán)過渡過程、流動不穩(wěn)定性的反應性反饋過程等多種核反應堆瞬態(tài) 運行工況過程，具有能夠在沒有核輻射的環(huán)境下對核反應堆中不易進行的各類實驗工況進 行模擬的優(yōu)點；（2)相比于實際的反應堆系統(tǒng)，本發(fā)明能夠根據需要設定反應性系數等模擬 反應堆實驗參數，可以在較大的參數范圍內進行實驗研究，有利于獲得更具普遍性的實驗 規(guī)律，從而指導實際的反應堆設計和運行；（3)本發(fā)明中，循環(huán)栗并聯(lián)布置有旁通管路，加熱 段與冷卻器存在較大高度差，具有自然循環(huán)能力?？梢酝瓿蓮娖妊h(huán)、自然循環(huán)以及兩種工 況相互轉換的多種工況實驗，適用工況廣泛。
【附圖說明】
[0034]圖1為本發(fā)明的方法流程圖。
[0035]圖2為本發(fā)明的裝置結構示意圖。
【具體實施方式】
[0036]本發(fā)明使用熱電偶測量熱工水力實驗裝置的冷卻劑平均溫度和加熱壁面平均溫 度，以冷卻劑平均溫度和由加熱壁面溫度推算得到的燃料溫度作為溫度反應性反饋的基 準，以根據測量數據計算得到的平均空泡份額作為空泡反應性反饋的基準，設定適當的冷 卻劑反應性系數、燃料反應性系數和空泡反應性系數從而計算出模擬的總中子反應性變 化。將總中子反應性變化代入點堆中子動力學方程并利用離散方法實時求解?？刂朴嬎銠C 根據計算結果實時輸出功率控制信號，高頻直流電源根據控制計算機輸出的信號實時調整 實驗段的加熱功率，從而實現(xiàn)對核反應堆中子動力學過程的模擬。
[0037] 為了修正加熱實驗段壁面熱容量與實際反應堆燃料元件熱容量之間的不同，根據 實際反應堆燃料元件的熱容量，采用集總參數方法計算出功率輸出的延遲，以此延遲后的 功率作為實際的功率輸出信號。
[0038] 為了修正測量得到的電加熱實驗段壁面溫度與實際反應堆燃料元件平均溫度的 不同，假設存在具有一定熱導率的核燃料材料，由此推算模擬的核燃料元件內部溫度，以此 溫度作為模擬燃料溫度反應性反饋的基準。
[0039]實驗裝置由熱工水力回路系統(tǒng)、循環(huán)冷卻水系統(tǒng)與功率控制系統(tǒng)組成。熱工水力 實驗裝置包括電加熱實驗段、管殼式冷卻器、冷卻水塔、穩(wěn)壓器、充壓氮氣罐、循環(huán)栗、冷卻 水栗、流量計、冷卻水池、連接各主要組件的管路及閥門，循環(huán)工質為去離子水。功率控制系 統(tǒng)包括測量加熱壁面溫度的熱電偶、測量水溫的鎧裝式熱電偶、壓差計、數據采集系統(tǒng)、控 制計算機、高頻直流電源、數字信號-模擬信號轉換單片機、以及導線和導電銅排。高頻直流 電源通過銅排與電加熱實驗段壁面相連，通電后可以加熱實驗段。加熱實驗段的管路出入 口和加熱管壁均布置有熱電偶。循環(huán)栗通過管路與電加熱實驗段入口相連，電加熱實驗段 出口通過一定長度管路與管殼式冷卻器管側入口相連。流過管殼式冷卻器管側的工質由流 過殼側的冷卻水冷卻。管殼式冷卻器的管側出口通過下降管段和流量計與循環(huán)栗入口相 連，從而形成回路。
[0040] 本發(fā)明還包括：
[0041] 1、功率反饋的模擬可以應用于沸騰流動工況和單相流動工況。在沸騰工況考慮燃 料溫度反饋、冷卻劑溫度反饋和空泡反饋三種反饋對總反應性的影響。在單相流動工況僅 考慮燃料溫度反饋、冷卻劑溫度反饋兩種反饋對總反應性的影響。
[0042] 2、加熱實驗段布置于實驗裝置下部，管殼式冷卻器布置于管路上部，使實驗回路 具有自然循環(huán)能力。熱工水力實驗回路中循環(huán)栗并聯(lián)布置有旁通管路，旁通管路上設置有 閥門，可以調節(jié)開度。通過開啟/停止循環(huán)栗和關閉/開啟旁通管路閥門，使熱工實驗回路可 以以強迫循環(huán)或自然循環(huán)方式運行。
[0043] 3、管殼式冷卻器循環(huán)工質由冷卻水冷卻。冷卻水由冷卻水栗自冷卻水池抽出，流 過管殼式冷卻器的殼側之后，由冷卻水塔冷卻并流回冷卻水池。
[0044] 4、熱工實驗回路布置有穩(wěn)壓器以穩(wěn)定系統(tǒng)壓力。穩(wěn)壓器是上部為充壓氣體空間， 下部為水空間的圓柱形不銹鋼容器。穩(wěn)壓器下部出口通過管路與下降管段相連。穩(wěn)壓器上 部布置有壓力表和安全閥，穩(wěn)壓器上部氣空間與充壓氮氣瓶相連，通過向穩(wěn)壓器上部氣空 間充入具有一定壓力的氮氣，可以控制熱工實驗回路的壓力。
[0045] 本發(fā)明在熱工水力實驗裝置上增加了模擬核反應堆中子反應性反饋過程的控制 系統(tǒng)，可以用于模擬核反應堆在各類反應性輸入、溫度瞬變和自然循環(huán)過渡過程等工況下 的中子反應性反饋和相應的熱工響應過程，從而為核反應堆的設計和安全運行提供技術支 持。
[0046] 本發(fā)明的技術特點包括：
[0047] 采用點堆中子動力學模型對中子反饋過程進行模擬，采用集總參數模型對燃料元 件的功率輸出進行模擬，并以根據加熱壁面溫度推算的燃料元件平均溫度和實際測得的加 熱段平均水溫作為反應性反饋的基準，從而實現(xiàn)對核反應堆中子反應性反饋過程以及核熱 耦合的實驗模擬。
[0048]核反應堆中子反應性反饋計算所使用的點堆中子動力學方程為
[0051] 其中n(t)為中子密度，P(t)為反應性，Λ為中子每代時間，λ,為第i組緩發(fā)中子先 驅核的衰變常數，隊為第i組緩發(fā)中子先驅核的平均濃度，G為第i組緩發(fā)中子份額。在點堆 中子動力學模型中，中子密度n(t)與反應堆的釋熱功率成正比，因此需要求解中子密度η (t)在反應性P (t)的影響下的實時變化，并以此確定熱工水力實驗回路加熱功率的實時變 化。
[0052] 在模擬中子反應性反饋的實驗中，需要考慮燃料溫度反應性反饋、冷卻劑溫度反 應性反饋和空泡反應性反饋，使用下式計算模擬的總反應性
[0053] p(t) =Pext+Cf Δ Tf (t)+Cc A Tc(t)+Cv A a
[0054] 其中Pext為外加反應性，Cf為燃料溫度反應性系數，△ Tf(t)為燃料平均溫度變化 量，C。為燃料溫度反應性系數，△ TcXt)為冷卻劑平均溫度變化量，Cv為空泡反應性系數，Δ a 為平均空泡份額變化量。
[0055] 為了得到功率控制信號，必須將實時的反應性數值代入點堆中子動力學方程并進 行求解?？紤]到求精精度與控制系統(tǒng)的復雜性，采用四階龍格庫塔方法對點堆中子動力學 方程進行離散求解，對于微分方程
[0057]四階龍格庫塔方法計算公式如下 [0058] Ki = f (xi,yi)
[0063] 其中i代表計算步數，Δ τ為時間步長，心、1(2、1(3、1(4為運算中間變量。在計算精度與 運算速度允許的條件下，也可采用其他數值解法。
[0064] 考慮到實驗回路的電加熱實驗段材質為不銹鋼，其熱容量與實際的核燃料元件相 差較大。因此采用集總參數模型，估算燃料元件溫度變化所需的時間，并依此對實驗回路的 加熱功率進行修正，修正公式如下：
[0066]其中Φ:為核燃料元件的發(fā)熱功率，Φ2為核燃料元件表面向冷卻劑的傳熱功率，τ 為時間，P、c、V、A分別為燃料元件的密度、比熱容、體積和表面積，h為燃料元件表面平均換 熱系數
·具有時間的量綱，稱為時間常數，記為τ。，其大小取決于燃料元件的熱容量PcV 和其表面換熱條件hA。燃料元件的熱容量越大，時間常數越大，燃料元件向冷卻劑傳熱的功 率變化速度越慢;表面換熱條件越好，時間常數越小，燃料元件向冷卻劑傳熱的功率變化速 度越快。在實驗中根據實際的燃料元件參數和冷卻劑流速估算時間常數τ。，將(}) 2作為實驗 系統(tǒng)的實際功率輸出以模擬實際燃料元件的功率輸出。核燃料元件表面向冷卻劑的傳熱功 率的求解與點堆中子動力學方程對功率巾：的求解保持同步，求解方法采用顯式歐拉法，其 求解式如下：
[0068] 其中i代表計算步數，△ τ為時間步長。在計算精度與運算速度允許的條件下，也可 采用其他數值解法。
[0069] 在實驗回路中，所能測得的加熱段溫度為加熱段壁面溫度，在采用集總參數導熱 模型后，其溫度相當于燃料元件的外表面溫度，而計算反應性反饋需要由加熱壁面溫度推 算燃料元件平均溫度，燃料元件內部的溫度分布除與外表面溫度相關外，還與加熱功率相 關。對內部導熱過程建立方程進行求解后，得到下式，利用該式求解燃料平均溫度^用于計 算總反應性。
[0071]其中，L為燃料元件長度，以為外表面溫度，λ為燃料元件材料的導熱系數。
[0072]下面結合附圖對本發(fā)明做更詳細的描述。
[0073] 結合圖1，模擬反應堆中子反應性反饋實驗開始后，使用熱電偶、流量計、壓差計等 測量儀表測量當前時刻熱工水力實驗回路的主要熱工參數。利用這些測量數據推算模擬反 應堆的平均燃料溫度、平均冷卻劑溫度和平均空泡份額。同時讀取外加反應性、燃料反應性 系數、冷卻劑反應性系數、空泡反應性系數等確定實驗工況所需要的數據。根據以上數據計 算得到模擬反應堆的總反應性。將總反應性代入使用四階龍格庫塔法離散后的點堆中子動 力學方程進行求解，得到下一時刻的中子密度變化量，在點堆模型中，中子密度與反應堆功 率成正比，從而得到了模擬反應堆的功率變化。將這一功率根據實際的反應堆燃料元件的 熱容量進行修正，并將修正后的功率信號輸出到高頻直流電源。高頻直流電源的輸出功率 在下一時刻根據接收到的控制信號做出相應調整。隨著實驗段加熱功率的變化，熱工水力 實驗回路各主要參數也會發(fā)生相應的變化，熱工參數變化又會使模擬反應堆的反應性發(fā)生 變化，進而對功率產生反饋。這一過程不斷循環(huán)直至實驗停止，從而在熱工實驗裝置上實現(xiàn) 對反應堆中子反應性反饋過程的模擬。
[0074] 本發(fā)明所述的控制系統(tǒng)與熱工水力實驗裝置可進行的模擬反應性反饋實驗，舉例 描述如下。
[0075] 在進行穩(wěn)態(tài)條件下模擬反應性輸入實驗時，首先使系統(tǒng)處于穩(wěn)定狀態(tài)，設定此時 模擬反應堆處于臨界，然后在控制中模擬引入額外的反應性并記錄實驗系統(tǒng)各重要參數的 響應，從而實現(xiàn)對反應堆中拔出或插入控制棒以增加或者降低功率工況的模擬。
[0076] 在進行熱工參數變化瞬態(tài)的模擬反應性反饋實驗時，首先使系統(tǒng)處于穩(wěn)定狀態(tài)， 設定此時模擬反應堆處于臨界，然后再調整實驗回路的狀態(tài)，如增加或減少二回路冷卻水 流量，并記錄實驗系統(tǒng)各重要參數的響應，從而實現(xiàn)對反應堆中類似瞬態(tài)工況的模擬。
[0077] 在進行自然循環(huán)過渡過程的模擬反應性反饋實驗時，首先使系統(tǒng)處于穩(wěn)定的強迫 循環(huán)或自然循環(huán)工況，設定此時模擬反應堆處于臨界，然后關閉或開啟循環(huán)栗，使系統(tǒng)工況 發(fā)生改變，并且設置一定的反應性補償，從而實現(xiàn)對反應堆中自然循環(huán)過渡過程工況的模 擬，并對自然循環(huán)過渡過程的反應性補償策略進行研究。
[0078] 在進行流動不穩(wěn)定性的模擬反應性反饋實驗時，首先使系統(tǒng)處于流動不穩(wěn)定性狀 態(tài)，然后引入反應性反饋并記錄實驗系統(tǒng)各重要參數的響應，從而實現(xiàn)對流動不穩(wěn)定工況 下反應堆中子反應性反饋過程的模擬。
[0079] 結合圖2,本發(fā)明的實驗裝置主要由熱工水力回路系統(tǒng)、循環(huán)冷卻水系統(tǒng)與功率控 制系統(tǒng)組成。
[0080] 熱工水力回路系統(tǒng)由電加熱實驗段1、管殼式冷卻器2、冷卻水塔3、穩(wěn)壓器4、循環(huán) 栗8、電磁流量計9、旁通管10以及連接這些部分的管道和閥門等組成。實驗工質為去離子 水。電加熱實驗段1布置于實驗回路上升管段下部，實驗段加熱壁面和管路入口、出口處布 置有熱電偶14,實驗段管路出、入口通過引壓管與壓差計15相連接，用以測量實驗段的流動 損失。循環(huán)工質在流經電加熱實驗段1時被加熱，之后流過上升管段進入管殼式冷卻器2的 管側，循環(huán)工質被流過殼側的冷卻水冷卻。流出管殼式冷卻器的循環(huán)工質經過下降管段進 入水平管段，水平管段上布置有流量計9。在強迫循環(huán)工況下，回路中工質的循環(huán)由布置在 水平管段上的循環(huán)栗8驅動，在自然循環(huán)工況下，循環(huán)栗8不啟動，與循環(huán)栗并聯(lián)的旁通管10 上的閥門打開，系統(tǒng)循環(huán)由上升管段內和下降管段內的流動工質的密度差驅動。
[0081] 穩(wěn)壓器4是上部為充壓氣體空間，下部為水空間的圓柱形不銹鋼容器。穩(wěn)壓器4下 部出口通過管路與下降管段下部相連。穩(wěn)壓器4上部布置有安全閥16和壓力表17,穩(wěn)壓器上 部氣空間與充壓氮氣瓶5相連，通過向穩(wěn)壓器上部氣空間充入具有一定壓力的氮氣，可以控 制熱工實驗回路的壓力。
[0082] 循環(huán)冷卻水系統(tǒng)對管殼式冷卻器中的循環(huán)工質進行冷卻。冷卻水由冷卻水栗7從 冷卻水池6中抽出，進入管殼式冷卻器2殼側冷卻主回路循環(huán)工質。在冷卻器中被加熱的冷 卻水進入冷卻水塔3冷卻，被冷卻的冷卻水流回冷卻水池6。
[0083 ]功率控制系統(tǒng)由高頻直流電源11、數據采集系統(tǒng)12和控制計算機13以及各測量儀 表組成。流量計9、熱電偶14、壓差計15等測量儀表所測得的實時數據均由數據采集系統(tǒng)12 采集并記錄。數據采集系統(tǒng)12將中子動力學計算所需的數據通過網線連接發(fā)送給控制計算 機13?？刂朴嬎銠C13根據實驗回路的實時測量數據計算模擬反應堆的燃料平均溫度、冷卻 劑平均溫度和平均空泡份額。同時，通過安裝在控制計算機13上的實驗控制系統(tǒng)，輸入實驗 所需的外加反應性、燃料反應性系數、冷卻劑反應性系數、空泡反應性系數、燃料元件時間 常數等數據。根據模擬反應堆的實時數據和輸入的實驗參量，計算出模擬反應堆的反應性 實時變化，并代入點堆中子動力學方程計算實時功率。
[0084]控制計算機13將計算得到實時功率編碼為RS-485通訊信號，并輸出發(fā)送給高頻直 流電源11，高頻直流電源將RS-485通訊信號轉換為模擬量信號，根據該信號實時調整熱工 水力實驗回路的加熱功率，從而完成模擬反應性反饋的功率控制過程。
[0085]本系統(tǒng)可以運行在自然循環(huán)與強迫循環(huán)兩種工況下。在強迫循環(huán)工況下循環(huán)栗8 開啟，可以通過調節(jié)旁通管10上的閥門開度調節(jié)循環(huán)流量。在自然循環(huán)工況下，循環(huán)栗8不 啟動，旁通管10的閥門打開，冷卻劑流過旁通管完成自然循環(huán)。
【主權項】
1. 一種模擬核反應堆中子反應性反饋過程的熱工水力實驗裝置，包括電加熱實驗段 (1)、管殼式冷卻器(2)、冷卻水塔(3)、循環(huán)栗(8)、電磁流量計(9)和循環(huán)冷卻水系統(tǒng)，其特 征是：電加熱實驗段（1)布置于實驗回路上升管段下部，電加熱實驗段加熱壁面入口處、出 口處均布置有熱電偶（14)，電加熱實驗段出、入口通過引壓管與壓差計（15)相連接，循環(huán)工 質在流經電加熱實驗段（1)時被加熱，之后流過上升管段進入管殼式冷卻器(2)的管側，循 環(huán)工質被流過殼側的冷卻水冷卻，流出管殼式冷卻器的循環(huán)工質經過下降管段進入水平管 段，水平管段上布置有流量計(9)和循環(huán)栗(8)，還包括由高頻直流電源（11)、數據采集系統(tǒng) (12)和控制計算機（13)組成的功率控制系統(tǒng)，流量計(9)、熱電偶（14)、壓差計（15)所測得 的實時數據由數據采集系統(tǒng)（12)采集并記錄，數據采集系統(tǒng)（12)將中子動力學計算所需的 數據通過網線連接發(fā)送給控制計算機（13)，控制計算機（13)將計算得到實時功率編碼為 RS-485通訊信號，并輸出發(fā)送給高頻直流電源(11)。2. 根據權利要求1所述的模擬核反應堆中子反應性反饋過程的熱工水力實驗裝置，其 特征是:還包括與循環(huán)栗并聯(lián)的旁通管（10)，旁通管（10)上設置閥門。3. 根據權利要求1或2所述的模擬核反應堆中子反應性反饋過程的熱工水力實驗裝置， 其特征是:還包括穩(wěn)壓器(4)，穩(wěn)壓器(4)是上部為充壓氣體空間、下部為水空間的圓柱形不 銹鋼容器，穩(wěn)壓器(4)下部出口通過管路與下降管段下部相連，穩(wěn)壓器(4)上部布置有安全 閥（16)和壓力表(17)，穩(wěn)壓器上部氣空間與充壓氮氣瓶(5)相連。4. 一種基于權利要求1所述模擬核反應堆中子反應性反饋過程的熱工水力實驗裝置的 模擬核反應堆中子反應性反饋過程的控制方法，其特征是:熱電偶測量冷卻劑平均溫度和 加熱壁面平均溫度，以冷卻劑平均溫度和由加熱壁面平均溫度推算得到的燃料溫度作為溫 度反應性反饋的基準，以根據測量數據計算得到的平均空泡份額作為空泡反應性反饋的基 準，設定冷卻劑反應性系數、燃料反應性系數和空泡反應性系數計算出模擬的總中子反應 性變化，將總中子反應性變化代入點堆中子動力學方程并利用離散方法實時求解，控制計 算機根據計算結果實時輸出功率控制信號，高頻直流電源根據控制計算機輸出的信號實時 調整加熱實驗段的加熱功率，實現(xiàn)對核反應堆中子動力學過程的模擬。5. 根據權利要求4所述的模擬核反應堆中子反應性反饋過程的控制方法，其特征是所 述高頻直流電源根據控制計算機輸出的信號實時調整加熱實驗段的加熱功率具體為:根據 實際反應堆燃料元件的熱容量，采用集總參數方法計算出功率輸出的延遲，以延遲后的功 率作為實際的功率輸出信號。6. 根據權利要求4所述的模擬核反應堆中子反應性反饋過程的控制方法，其特征是:所 述計算出模擬的總中子反應性變化使用P(t)=P ext+Cf Δ Tf(t)+ccA Tc(t)+cvA α計算模擬的 總反應性， 其中pext為外加反應性，cf為燃料溫度反應性系數，△ Tf(t)為燃料平均溫度變化量，cc 為燃料溫度反應性系數，ATc^t)為冷卻劑平均溫度變化量，cv為空泡反應性系數，Δα為平 均空泡份額變化量。7. 根據權利要求4所述的模擬核反應堆中子反應性反饋過程的控制方法，其特征是:所 述將總中子反應性變化代入點堆中子動力學方程并利用離散方法實時求解，采用四階龍格 庫塔方法對點堆中子動力學方程進行離散求解，對于微分方程四階龍格庫塔方法計算公式如下其中i代表計算步數，Δ τ為時間步長，1^、1(2、1(3、1(4為運算中間變量。8. 根據權利要求4所述的模擬核反應堆中子反應性反饋過程的控制方法，其特征是:控 制計算機根據計算結果實時輸出功率控制信號時采用集總參數模型，估算燃料元件溫度變 化所需的時間，并依此對加熱功率進行修正，修正公式如下：其中Φι為核燃料元件的發(fā)熱功率，Φ2為核燃料元件表面向冷卻劑的傳熱功率，τ為時 間，P、c、V、A分別為燃料元件的密度、比熱容、體積和表面積，h為燃料元件表面平均換熱系 數，具有時間的量綱，稱為時間常數，記為τ。，其大小取決于燃料元件的熱容量PCV和其 Ah 表面換熱條件hA，根據實際的燃料元件參數和冷卻劑流速估算時間常數τ。，將〇2作為實際 功率輸出，核燃料元件表面向冷卻劑的傳熱功率的求解與點堆中子動力學方程對功率Φ1 的求解保持同步，求解方法采用顯式歐拉法，其求解式如下：其中i代表計算步數，△ τ為時間步長。9. 根據權利要求4所述的模擬核反應堆中子反應性反饋過程的控制方法，其特征是利 用下式求解燃料平均溫度^用于計算總反應性，其中，L為燃料元件長度，七為外表面溫度，λ為燃料元件材料的導熱系數。
【文檔編號】G21C17/00GK105869685SQ201610209510
【公開日】2016年8月17日
【申請日】2016年4月6日
【發(fā)明人】高璞珍, 陳涵瀛, 王建軍, 陳先兵, 王忠乙, 田瑞峰, 譚思超
【申請人】哈爾濱工程大學