专利摘要
专利摘要
本发明公开了属于核安全领域的一种模拟碎片对燃料组件压降影响的装置及冷段破口模拟方法。本发明采用全尺寸1:1模拟燃料组件，可以较真实的反应核电厂实际工况。装置所使用的纤维碎片经过特定方法处理，使纤维碎片特性参数更接近于核电厂事故后实际情况；与对比国内外同类型试验，通过变频调节离心泵调节稳定流量，流量的波动幅度非常小，在需要改变回路流量的，只需通过数字设定就能实现；且可以分别模拟冷段破口事故和热段破口事故工况。本发明除了可以在水箱里添加碎片外，在试验段入口前增设碎片添加系统，降低了碎片在水箱、离心泵、阀门等处堆积的可能性，提高了试验效益。
权利要求
1.一种模拟碎片对燃料组件压降影响的试验装置，其特征在于，试验段(1)的底端、第一四通(47)、热管段第二电动V型球阀(28)、第一三通(41)、碎片添加系统(32)的入出口、第二流量计(12)、第六三通(46)、变频离心泵(13)、主干路电动V型球阀(20)、第五三通(45)、碎片搅混系统(33)的入出口、第四三通(44)、第一流量计(11)、第三三通(43)、热管段第一电动V型球阀(21)、第二三通(42)、第七三通(48)和试验段(1)的顶端顺序串联构成回路；
第一三通(41)和第二三通(42)通过冷管段第一电动V型球阀(22)相连；第四三通(44)和第六三通(46)通过旁路电动V型球阀(29)相连；第三三通(43)和第一四通(47)通过冷管段第二电动V型球阀(27)相连；第一四通(47)的一个接口通过下端排水球阀(23-1)与污水管道相连；第五三通(45)的一个接口与排碎片电动V型球阀(24)、滤网(30)、总收集水箱(36)和污水管道顺序串联；第七三通(48)的一个接口通过上端排水球阀(23-2)与污水管道相连；试验段(1)的底端和第一四通(47)间的连接管路上装有下部压力计(9)；第七三通(48)和第二三通(42)间的连接管路上部压力计(10)。
2.根据权利要求1所述的一种模拟碎片对燃料组件压降影响的试验装置，其特征在于，所述试验段(1)为金属支撑框，燃料组件(2)安装于试验段(1)内，试验段(1)的上部插入第二铠装热电偶(8)，试验段(1)的下部插入第一铠装热电偶(7)，下部压差计(3)与试验段(1)的中下端连接，上部压差计(4)与试验段(1)的中上端连接，两端压差计(5)与试验段(1)的上下端连接，局部压差计(6)安装于试验段(1)中所对应燃料组件(2)下端的下管座和第一、二格架(2-1)两端的位置；试验段(1)内位于燃料组件(2)下端的入口处安装有一块组件下支撑板(1-2)用以保证流型的稳定和支撑组件的作用，组件下支撑板(1-2)的尺寸为高＝400mm，长/宽＝214.02mm，且组件下支撑板(1-2)上开有4个同尺寸的阶梯孔流道；
试验段(1)拥有A、B、C、D四面且四面均设计有窗户，其中A面设有布置传感器测量孔(1-3)，布置传感器测量孔(1-3)用于安装下部压差计(3)、上部压差计(4)、两端压差计(5)、局部压差计(6)、第一铠装热电偶(7)和第二铠装热电偶(8)；试验段(1)为竖直设置，且试验段(1)的下端通过螺栓安装有四个柱状的试验段支撑件(1-4)。
3.根据权利要求1所述的一种模拟碎片对燃料组件压降影响的试验装置，其特征在于，碎片搅混系统(33)包括：L形管(25)、搅混水箱(14)、加热线圈(15)、带有搅混叶片的搅拌电机(16)、搅混回路(31)和温控系统(18)，其中搅拌电机(16)安装于搅混水箱(14)的顶部正中外，电机轴(16-1)为搅拌电机(16)的动力输出，电机轴(16-1)伸入搅混水箱(14)中并在搅混水箱(14)内的中部和下部设有两个叶轮(16-2)；搅混回路(31)连接搅混水箱(14)的下部和中部且搅混回路(31)中设有一搅混泵；搅混水箱(14)的内部上间隔设有加热线圈(15)，且所有加热线圈(15)都与外部的温控系统(18)相连；四个第三铠装热电偶(14-2)等间距安装于搅混水箱(14)呈圆锥形的底部内，搅混水箱(14)沿竖直方向开有一搅混水箱观察窗(14-1)；注水系统(17)通过注水阀(19)与搅混水箱(14)的上部相连；安全壳碎片可直接添加至碎片搅混系统(33)或通过碎片添加系统(32)进入试验段(1)；
碎片搅混系统(33)的入口为一段L形管(25)，且该L形管(25)从搅混水箱(14)的上部伸入后弯折至搅混水箱(14)内的下部；搅混水箱(14)圆锥形底部的出口为碎片搅混系统(33)的出口。
4.根据权利要求1所述的一种模拟碎片对燃料组件压降影响的试验装置，其特征在于，碎片添加系统(32)的入口分别与上游球阀(32-3)和旁路球阀(32-5)相连，碎片添加系统(32)的出口分别与下游球阀(32-6)和旁路球阀(32-5)相连，上游球阀(32-3)和下游球阀(32-6)间设有异物贮存腔(32-1)；异物贮存腔(32-1)的上方设有排气阀(32-2)和碎片注入球阀(32-4)，异物贮存腔(32-1)的下方顺序设有碎片添加排水球阀(32-7)和碎片收集水箱(32-8)；
碎片添加系统(32)在不添加安全壳碎片正常运行时，仅打开上游球阀(32-3)和下游球阀(32-6)。
5.根据权利要求3或4之一所述的一种模拟碎片对燃料组件压降影响的试验装置，其特征在于，所述安全壳碎片由颗粒碎片、纤维碎片和化学碎片组成，颗粒碎片的材料为SiC颗粒，纤维碎片的材料为玻璃棉纤维，化学碎片的材料为硅酸铝钠碎片，颗粒碎片、纤维碎片和化学碎片在安全壳碎片中所占的重量分为别：833.06g、450.50g和694.21g。
6.根据权利要求5所述的一种模拟碎片对燃料组件压降影响的试验装置，其特征在于，所述纤维碎片按尺寸分为大中小三种，其中小纤维碎片的尺寸<0.5mm，占比为67.1％，中纤维碎片的尺寸0.5mm～1.0mm，占比为8.9％，大纤维碎片的尺寸>1.0mm，占比为24.0％。
7.一种权利要求1所述模拟碎片对燃料组件压降影响的试验装置的冷段模拟方法，其特征在于，包括以下步骤：
步骤301、开启电动V型球阀(20)、冷管段第一电动V型球阀(22)、冷管段第二电动V型球阀(27)，关闭其他阀门；
步骤302、流向保持从上往下，通过调整变频离心泵(13)的泵频将流量调至初始流量值2.5m
步骤303、将安全壳碎片按批次和规定时间投入试验装置；
步骤304、试验过程中通过调整泵频使流量维持在2.5m
步骤305、上述试验完成后进行变流量试验，用于给出不同流量对燃料组件压降的影响；
步骤306、采集数据。
8.根据权利要求7所述的一种模拟碎片对燃料组件压降影响的冷段模拟方法，其特征在于，所述步骤306之后，进行对试验段(1)组件的清洗，具体方法为：
步骤311、开启下端排水球阀(23-1)，将系统中的水排尽；
步骤312、关闭主干路V型电动球阀(20)，开启注水阀(19)，向搅混水箱(14)中注水；
步骤313、开启主干路电动V型球阀(20)、热管段第二电动V型球阀(28)、上端排水球阀(23-2)，其他阀门关闭，打开变频离心泵(13)，将收集水箱(26)中的水从下向上注入试验段(1)，水和安全壳碎片都从上端排水球阀(23-2)流出，冲洗组件的流量可根据变频离心泵(13)的泵频调节，此过程持续0.5小时。
9.根据权利要求7所述的一种模拟碎片对燃料组件压降影响的冷段模拟方法，其特征在于，所述步骤303中将安全壳碎片按批次和规定时间投入试验装置具体操作为：
批次1、将833.06g的SiC颗粒投入运行10min；
批次2～45、将10g的玻璃棉纤维投入运行10min；
批次46、将10.5g的玻璃棉纤维投入运行10min；
批次47～49、将24L的硅酸铝钠碎片投入运行30min。
10.根据权利要求7所述的一种模拟碎片对燃料组件压降影响的冷段模拟方法，其特征在于，所述步骤305中变流量试验的具体操作为：每隔5分钟使用15组不同的流量运行试验装置，其中组1到组15的流量分别为：9、8、7、6、5、4、3、2、3、4、5、6、7、8和9m
说明书
专利领域
本发明属于核安全领域，具体涉及一种模拟碎片对燃料组件压降影响的装置及冷段破口模拟方法。
背景技术
一般商用压水堆核电站，其主系统的管道破裂使得主反应堆系统迅速降压。受到压力波动态传播以及接踵而至的蒸汽或水流冲击的影响，管道的隔热材料(如玻璃纤维隔热材料)以及其他位于管道破口处的材料会发生脱离，支离破碎的隔热材料和其他材料(如油漆片、油漆颗粒、以及混凝土尘埃)混合着破口诱发的蒸汽流(水流)，混合着安全壳喷淋的水，最终流向ECCS的地坑。同时，在LOCA后LTCC阶段导致泵的吸入压头可能显著下降，从而威胁到核电厂的安全。根据破口位置的不同事故可分为冷段破口和热段破口事故，如果破裂发生在热管段，通过堆芯的冷却水流量将增大，如果发生在冷管段，流量则减小。在LOCA事故过程中，堆芯内会经历喷放、再灌水、再淹没、长期冷却等过程，冷却剂在堆芯内的流向会因此改变，所以在事故过程中，冷却剂在堆芯内的流动状态、流量大小和流向较复杂。由此在PWR设计基准事故过程中有理由疑虑包括纤维碎片在内的安全壳碎片是否会在燃料组件上堆积，产生类似堵塞地坑滤网而影响应急再循环的现象。这种现象会妨碍或阻止ECCS再循环模式成功运行；同时，碎片在流向燃料组件的过程中，在较窄流道处会由于大的碎片或碎片堆积而堵塞流道，使得泄漏的冷却剂由于流量或流道的改变而对ECCS再循环运行带来不利影响。因此，美国核管会(U.S.NRC)对于电厂对堆芯的长期冷却能力表示疑虑，并确认了电厂为应对长期堆芯冷却(LTCC)的堵塞问题必须采取的行动。NRC的立场是电厂必须能够证明LOCA后传输至燃料组件的碎片不会导致再循环流体不可接受的压头损失。
因此，模拟在失水事故(LOCA)后再循环阶段，安全壳内产生的碎片(纤维碎片、颗粒碎片和化学碎片等)进入到压力容器的情况下，测定不同碎片在不同流量下引起的堆芯燃料组件压降的大小，定性确定碎片种类、数量、分布情况等对压降造成的影响，并定量获得它们之间的关系是必要的。
燃料组件是本发明中的关键装置之一，由安全壳碎片导致的燃料组件压降试验在国际上的类似试验主要有三个来源，均采用局部高度的燃料组件模型：西屋电力公司采用的是1/4高度17*17的燃料组件模型；连续动力公司采用的是1/3高度15*15的燃料组件模型；韩国水力原子株式会社采用的是1/2高度16*16的燃料组件模型。
因此急需一种装置通过模拟压水堆核电厂事故后碎片(纤维碎片、颗粒碎片和化学碎片等)穿过安全壳地坑滤网进入反应堆压力容器引起燃料组件压降增加，研究碎片在燃料组件中的分布、附着和堵塞情况，给出不同工况条件(冷却剂流量大小、流向和温度)不同碎片类型和碎片量对应的燃料组件压降，定量化评估压水堆核电厂LOCA事故后安全壳内碎片对燃料组件压降的影响，为保证压水堆核电厂应急堆芯冷却系统安全功能的可靠执行提供支持。
发明内容
针对背景技术中所提到的问题，本发明公开了一种模拟碎片对燃料组件压降影响的试验装置，其特征在于，试验段的底端、第一四通、热管段第二电动V型球阀、第一三通、碎片添加系统的入出口、第二流量计、第六三通、变频离心泵、主干路电动V型球阀、第五三通、碎片搅混系统的入出口、第四三通、第一流量计、第三三通、热管段第一电动V型球阀、第二三通、第七三通和试验段的顶端顺序串联构成回路；
第一三通和第二三通通过冷管段第一电动V型球阀相连；第四三通和第六三通通过旁路电动V型球阀相连；第三三通和第一四通通过冷管段第二电动V型球阀相连；第一四通的一个接口通过下端排水球阀与污水管道相连；第五三通的一个接口与排碎片电动V型球阀、滤网、总收集水箱和污水管道顺序串联；第七三通的一个接口通过上端排水球阀与污水管道相连；试验段的底端和第一四通间的连接管路上装有下部压力计；第七三通和第二三通间的连接管路上部压力计。
所述试验段为金属支撑框，燃料组件安装于试验段内，试验段的上部插入第二铠装热电偶，试验段的下部插入第一铠装热电偶，下部压差计与试验段的中下端连接，上部压差计与试验段的中上端连接，两端压差计与试验段的上下端连接，局部压差计安装于试验段中所对应燃料组件下端的下管座和第一、二格架两端的位置；试验段内位于燃料组件下端的入口处安装有一块组件下支撑板用以保证流型的稳定和支撑组件的作用，组件下支撑板的尺寸为高＝400mm，长/宽＝214.02mm，且组件下支撑板开有4个同尺寸的阶梯孔流道；
试验段拥有A、B、C、D四面且四面均设计有窗户，其中A面设有布置传感器测量孔，布置传感器测量孔用于安装下部压差计、上部压差计、两端压差计、局部压差计、第一铠装热电偶和第二铠装热电偶；试验段为竖直设置，且试验段的下端通过螺栓安装有四个柱状的组件支撑间。
碎片搅混系统包括：L形管、搅混水箱、加热线圈、带有搅混叶片的搅拌电机、搅混回路和温控系统，其中搅拌电机安装于搅混水箱的顶部正中外，电机轴为搅拌电机的动力输出，电机轴伸入搅混水箱中并在搅混水箱内的中部和下部设有两个叶轮；搅混回路连接搅混水箱的下部和中部且搅混回路中设有一搅混泵；搅混水箱的内部上间隔设有加热线圈，且所有加热线圈都与外部的温控系统相连；四个第三铠装热电偶等间距安装于搅混水箱呈圆锥形的底部内，搅混水箱沿竖直方向开有一搅混水箱观察窗；注水系统通过注水阀与搅混水箱的上部相连；安全壳碎片通过注水系统添加至碎片搅混系统中；
碎片搅混系统的入口为一段L形管，且该L形管从搅混水箱的上部伸入后弯折至搅混水箱内的下部；搅混水箱圆锥形底部的出口为碎片搅混系统的出口。
碎片添加系统的入口分别与上游球阀和旁路球阀相连，碎片添加系统的出口分别与下游球阀和旁路球阀相连，上游球阀和下游球阀间设有异物贮存腔；异物贮存腔的上方设有排气阀和碎片注入球阀，异物贮存腔的下方顺序设有碎片添加排水球阀和碎片收集水箱；
碎片添加系统在不添加安全壳碎片正常运行时，仅打开上游球阀和下游球阀。
所述安全壳碎片由颗粒碎片、纤维碎片和化学碎片组成，颗粒碎片的材料为SiC颗粒，纤维碎片的材料为玻璃棉纤维，化学碎片的材料为硅酸铝钠碎片，颗粒碎片、纤维碎片和化学碎片在安全壳碎片中所占的重量分为别：833.06g、450.50g和694.21g。
所述纤维碎片按尺寸分为大中小三种，其中小纤维碎片的尺寸<0.5mm，占比为67.1％，中纤维碎片的尺寸0.5mm～1.0mm，占比为8.9％，大纤维碎片的尺寸>1.0mm，占比为24.0％。
包括以下步骤：
步骤301、开启电动V型球阀、冷管段第一电动V型球阀、冷管段第二电动V型球阀，关闭其他阀门；
步骤302、流向保持从上往下，通过调整变频离心泵的泵频将流量调至初始流量值2.5m
步骤303、将安全壳碎片按批次和规定时间投入试验装置；
步骤304、试验过程中通过调整泵频使流量维持在2.5m
步骤305、上述试验完成后进行变流量试验，用于给出不同流量对燃料组件压降的影响；
步骤306、采集数据。
所述步骤306之后，进行对试验段组件的清洗，具体方法为：
步骤311、开启下端排水球阀，将系统中的水排尽；
步骤312、关闭主干路V型电动球阀，开启注水阀，向搅混水箱中注水；
步骤313、开启主干路电动V型球阀、热管段第二电动V型球阀、上端排水球阀，其他阀门关闭，打开变频离心泵，将收集水箱中的水从下向上注入试验段，水和安全壳碎片都从上端排水球阀流出，冲洗组件的流量可根据变频离心泵的泵频调节，此过程持续0.5小时。
所述步骤303中将安全壳碎片按批次和规定时间投入试验装置具体操作为：
批次1、将833.06g的SiC颗粒投入运行10min；
批次2～45、将10g的玻璃棉纤维投入运行10min；
批次46、将10.5g的玻璃棉纤维投入运行10min；
批次47～49、将24L的硅酸铝钠碎片投入运行30min。
所述步骤305中变流量试验的具体操作为：每隔5分钟使用15组不同的流量运行试验装置，其中组1到组15的流量分别为：9、8、7、6、5、4、3、2、3、4、5、6、7、8和9m
本发明的有益效果为：
1.采用全尺寸1:1模拟燃料组件，可以较真实的反应核电厂实际工况。
2.本试验所用纤维碎片经过特定方法处理，使纤维碎片特性参数更接近于核电厂事故后实际情况。
3.对比国内外同类型试验，在碎片添加方式上，本发明除了可以在水箱里添加碎片外，在试验段入口前增设碎片添加系统，降低了碎片在水箱、离心泵、阀门等处堆积的可能性，提高了试验效益。
4.支撑框四面装有可拆卸透明可视窗，有利于直观地观察关键段的实验现象。
5.装置的控制系统可随时控制冷却剂流向和流量大小以及温度，还原核电厂LOCA事故中各种复杂的工况。
6.装置中可视化水箱可收集未进入试验段的碎片，再对其过滤、烘干和称重等，定量化分析碎片对组件的压降影响。
7.装置主要材料选用不锈钢材料，有良好的耐化学腐蚀和电化学腐蚀性能，耐热、耐高温、还耐低温等物理性能，以及具有高的强度、硬度的力学性能。
8.试验段底部四棱锥入口流道的结构设计避免或减少了碎片在试验段入口处的沉积残留，提高试验效益。
9.冷段破口模拟回路实现了试验后初步清洗组件的功能，大大减少了后期组件清洗的人工成本。
10.流量控制功能的实现，国外方案是离心泵配阀门控制，响应滞后，波动浮动较大，在偏差较大的情况下需人工操作节流，本发明通过变频调节离心泵，流量稳定，波动幅度非常小，在需要改变回路流量的，只需通过数字设定就能实现。
综上，本装置可以分别模拟冷段破口事故和热段破口事故工况。
附图说明：
图1为本发明一种装置实施例的整体结构示意图；
图2为本发明实施例中碎片添加系统的结构示意图；
图3a为本发明实施例中燃料组件在A方向上的正视图；
图3b为本发明实施例中试验段的在A方向上的正视图；
图3c为本发明实施例中试验段的在B、D方向上的正视图；
图3d为图3b在E-E截面上的截面图；
图3e为图3b在F-F截面上的截面图；
图3f为本发明实施例中下支撑板的俯视图；
图3g为本发明实施例中下支撑板的正视图；
图4为本发明实施例中碎片搅混系统的结构示意图；
图5为本发明实施例中搅混水箱的俯视图；
图6为本发明实施例中工况一中基准试验结果的线图；
图7为本发明实施例中工况二中添加碎片试验结果的线图；
图8为本发明实施例中工况二中变流量试验的线图；
图9为本发明实施例中工况三中添加碎片试验结果的线图；
图10为本发明实施例中工况三中变流量试验的线图；
图中：1～试验段；1-1～上腔室；1-2～组件下支撑板；1-3～传感器接孔；1-4～试验段支撑件；1-5～四棱锥流道；2～燃料组件；2-1～下管座和第一、二格架；3～下部压差计；4～上部压差计；5～两端压差计；6～局部压差计；7～第一铠装热电偶；8～第二铠装热电偶；9～下部压力计；10～上部压力计；11～第一流量计；12～第二流量计；13～变频离心泵；14～搅混水箱；14-1～搅混水箱观察窗；14-2～第三铠装热电偶；15～加热线圈；16～搅拌电机；16-1～电机轴；16-2～叶轮；17～注水系统；18～温控系统；19～注水阀；20～主干路电动V型球阀；21～热管段第一电动V型球阀；22～冷管段第一电动V型球阀；23-1～下端排水球阀；23-2～上端排水球阀；24～排碎片电动V型球阀；25～L形管；26～收集水箱；27～冷管段第二电动V型球阀；28～热管段第二电动V型球阀；29～旁路电动V型球阀；30～滤网；31～搅混回路；32～碎片添加系统；32-1～异物贮存腔；32-2～排气阀；32-3～上游球阀；32-4～碎片注入球阀；32-5～旁路球阀；32-6～下游球阀；32-7～排水球阀；32-8～碎片收集水箱；33～碎片搅混系统；41～第一三通；42～第二三通；43～第三三通；44～第四三通；45～第五三通；46～第六三通；47～第一四通；48～第七三通。
具体实施方式
本发明的具体实施例如下：
如图1所示试验段1的底端、第一四通47、热管段第二电动V型球阀28、第一三通41、碎片添加系统32的入出口、第二流量计12、第六三通46、变频离心泵13、主干路电动V型球阀20、第五三通45、碎片搅混系统33的入出口、第四三通44、第一流量计11、第三三通43、热管段第一电动V型球阀21、第二三通42、第七三通48和试验段1的顶端顺序串联构成回路；
第一三通41和第二三通42通过冷管段第一电动V型球阀22相连；第四三通44和第六三通46通过旁路电动V型球阀29相连；第三三通43和第一四通47通过冷管段第二电动V型球阀27相连；第一四通47的一个接口通过下端排水球阀23-1与污水管道相连；第五三通45的一个接口与排碎片电动V型球阀24、滤网30、总收集水箱36和污水管道顺序串联；第七三通48的一个接口通过上端排水球阀23-2与污水管道相连；试验段1的底端和第一四通47间的连接管路上装有下部压力计9；第七三通48和第二三通42间的连接管路上部压力计10；
滤网30和收集水箱26用于收集管路中未进入试验段1的碎片，收集后可烘干称重以及进行SEM，XRD等测试，以定量分析LOCA事故后碎片在燃料组件内的堆积情况，滤网30为800目/1250目。
本回路通过不同阀门的开闭组合实现流体从上往下流和从下往上流两种工况，回路中的各连接管路都为DN65不锈钢管；且连接管路外均包裹保温材料，以减少试验中的热损失；使用智能仪表实现PID参数自整定功能，仪表通过Modbus协议与上位机通讯(LabView)，实现组态界面读取流量实际流量值和控制流量值。
如图3a～图3g所示，试验段1中装入燃料组件2，试验段1的上部插入第二铠装热电偶8，试验段1的下部插入第一铠装热电偶7，下部压差计3与试验段1的中下端连接，测量组件下半段压降，上部压差计4与试验段1的中上端连接，测量组件上半段压降，两端压差计5与试验段1的上下端连接，测量全组件段压降；局部压差计6安装于试验段6中所对应燃料组件2下端的下管座和第一、二格架2-1两端的位置；
燃料组件2为比例1:1的全尺寸模拟燃料组件，试验段1为用于安装燃料组件2的金属支撑框，试验模型组件2作为一个单元，其与试验段1支撑外框之间间距为真实核电厂燃料组件的间距的一半(0.5mm)。为避免支撑框入口段由于管道的突扩形成旋涡给试验造成影响，以及防止碎片在入口处残留堆积，除了将四棱锥流道1-5设计成四棱锥外，还在试验模型组件2下方的入口处设计带有4个同尺寸阶梯孔流道的组件下支撑板1-2以保证流型的稳定和支撑燃料组件2，组件下支撑板1-2的尺寸尺寸为高＝400mm，长/宽＝214.02mm，。
试验段1拥有A、B、C、D四面且四面均设计有窗户，为了便于试验中全方位观察记录组件某一位置，其中A面的多处设有用于安装各压差计的布置传感器测量孔1-3；试验段1为竖直设置，且试验段1的底部通过螺栓安装有四个柱状的试验段支撑件1-4，支撑件1-4可分别通过螺栓调节各自的高度，使试验段保持绝对竖直。
如图4和图5所示，碎片搅混系统33包括：L形管25、搅混水箱14、加热线圈15、带有搅混叶片的搅拌电机16、搅混回路31和温控系统18，其中搅拌电机16安装于搅混水箱14的顶部正中外，电机轴16-1为搅拌电机16的动力输出，电机轴16-1伸入搅混水箱14中并在搅混水箱14内的中部和下部设有两个叶轮16-2；搅混回路31连接搅混水箱14的下部和中部且搅混回路31中设有一搅混泵；搅混水箱14的内部上间隔设有加热线圈15，且所有加热线圈15都与外部的温控系统18相连；四个第三铠装热电偶14-2等间距安装于搅混水箱14呈圆锥形的底部内，搅混水箱14沿竖直方向开有一搅混水箱观察窗14-1；注水系统17通过注水阀19与搅混水箱14的上部相连；安全壳碎片通过注水系统17添加至碎片搅混系统33中。
碎片搅混系统33的入口为一段L形管25，且该L形管25从搅混水箱14的上部伸入后弯折至搅混水箱14内的下部；搅混水箱14圆锥形底部的出口为碎片搅混系统33的出口；L形管25为DN65不锈钢管；
搅混水箱14中通过注水系统17注入去离子水，在加入试验碎片后，搅混回路31可在搅混泵的驱动下为碎片在水中提供搅混动力，叶轮16-2均匀搅拌使得搅混水箱14内形成均匀的碎片悬浮液；搅混水箱14的底部设计成圆锥形可防止碎片的沉淀；搅混水箱14的顶部安装有绝热的顶盖；试验用的循环水从搅混水箱14的底部流出，返回时从L形管25流入。
如图2所示，碎片添加系统32的入口分别与上游球阀32-3和旁路球阀32-5相连，碎片添加系统32的出口分别与下游球阀32-6和旁路球阀32-5相连，上游球阀32-3和下游球阀32-6间设有异物贮存腔32-1；异物贮存腔32-1的上方设有排气阀32-2和碎片注入球阀32-4，异物贮存腔32-1的下方顺序设有碎片添加排水球阀32-7和碎片收集水箱32-8；
包括异物贮存腔32-1、六个球阀和一个水箱的碎片添加系统32在不进行碎片添加正常运行时，除上游球阀32-3和下游球阀32-6的状态为开外，其余四个阀门的状态均为关闭；
碎片添加系统32进行添加安全壳碎片时的具体操作方法如下：
步骤101、将所要添加的安全壳碎片放置于烧杯中，加水混合充分搅拌；
步骤102、打开旁路球阀32-5；
步骤103、关闭下游球阀32-6和上游球阀32-3；
步骤104、打开排气阀32-2和碎片添加排水球阀32-7，将异物贮存腔32-1内的水排至碎片收集水箱32-8中；
步骤105、关闭排气阀32-2和碎片添加排水球阀32-7，碎片注入球阀32-4，将混合搅拌后的碎片以及碎片收集水箱32-8中的水先后通过注入球阀32-4灌入异物贮存腔32-1中；
步骤106、关闭阀门32-4，打开下游球阀32-6和上游球阀32-3，随后关闭旁路球阀32-5；安全壳碎片的添加完成。
本实施例在在工作时，第一铠装热电偶7、第二铠装热电偶8、第三铠装热电偶14-2、下部压差计3、上部压差计4、两端压差计5、局部压差计6、下部压力计9、上部压力计10、第一流量计11和第二流量计12需一直与数据采集与处理系统相连以监控燃料组件2的状态。
本实施例在试验中主要考虑两种事故破口类型即冷管段破口和热管段破口；在模拟两类破口时，实验台架的配置将有所不同；
当模拟热管段破口时，因为进入再循环阶段燃料组件2内的流动方向为向上流动，故此时主干路电动V型球阀20、热管段第一电动V型球阀21和热管段第二电动V型球阀打开，其他阀门关闭，夹带着碎片的流体将依次通过组件下管座、组件格架和棒束以及组件上管座，最终流回搅混水箱14中；
当模拟冷管段破口时，如果最终安全壳水淹水位高于冷管段标高，则安全壳内的流体夹带着碎片将会直接通过破损冷管段流入上腔室1-1和燃料组件2，从而组件内的流动方向为向下流动，故模拟此种工况下时主干路电动V型球阀20、冷管段第一电动V型球阀22、冷管段第二电动V型球阀27，其他阀门关闭。
当破裂发生在热管段时，通过燃料组件的冷却水流量将增大；当发生在冷管段时，通过燃料组件的冷却水流量则会减小。可通过控制台的变频离心泵13频率来调节流量大小；当(整个)试验回路发生阻塞造成压降过大时，打开旁路电动V型球阀29应急保护变频离心泵13。
对于试验中安全壳碎片量的确定，考虑以下两种情况：a)安全壳碎片完全沉积在燃料组件内部，此时造成压降的碎片量为加入的碎片量；b)部分安全壳碎片沉积在燃料组件内，剩余的安全壳碎片回到搅混水箱14中，此时需要在试验停止后先关闭主干路电动V型球阀20，接下来开启排碎片电动V型球阀24，将搅混水箱14中的安全壳碎片排至滤网30中进行过滤收集，并在空气中晾干称重。
本实施例中试验所用的安全壳碎片为：
表1试验用安全壳碎片的组成列表
在核电厂LOCA事故中，破口处的保温棉被喷射出来的高温高压的蒸汽所撕裂，为了还原事故后纤维碎片的真实特性，本试验采取特殊方法处理玻璃棉纤维，使其接近于事故后的纤维碎片，具体操作方法如下：
(1)在搅拌器内添加适量烘烤后的纤维及1L水；
(2)搅拌5秒；
(3)将搅拌器内的纤维混合液倒入过滤斗，用额外的水冲洗搅拌器容器，尽可能将纤维碎片清理出来；
(4)用真空吸管将纤维中的水抽干；
(5)再次冲洗过滤过的纤维；
(6)将纤维晾干，直至可以从滤纸上取下(可先取出大部分干燥的，剩下的继续晾干后取出)；
(7)将纤维置于器皿中，放入100℃的烤箱内烘烤12小时，在器皿上方放置一层纱布，防止纤维被吹散；
(8)上述过程完成后将纤维存放至密封袋内，待试验时使用。
以下为本实施例中三种不同的模拟工况及其结果；
试验工况一，基准试验：
本试验为无碎片时测量燃料组件不同流量下的阻力特性，为加入安全壳碎片后的试验提供参考基准具体参数如表2所示，
表2基准试验矩阵
试验工况一的流程设计如下：
通过注水系统17向水箱14注入试验所需水量，打开主干路电动V型球阀20、热管段第一电动V型球阀21和热管段第二电动V型球阀28，并关闭其他阀门；随后打开变频离心泵13，将整个试验回路注满水，适量增大泵频，加速流体在试验回路中的循环，排出试验回路中的气泡，防止影响试验；观察收集水箱26中在液面以下的L形管25不在有气泡排出时，关闭离心泵；将下部压差计3、上部压差计4、两端压差计5、局部压差计6调零；通过调整变频离心泵13的频率将回路流量维持在1m
如图6所示的流量-压降特性曲线，可见全组件压降很小，上下半组件压降接近，此试验结果重复性较高，可用以确定组件是否清洗干净，可为工况三变流量试验提供基准参考，且可得出组件的阻力特性。
试验工况二，模拟热段LOCA试验：
本工况发生于试验工况一结束后，在试验工况一结束后进行碎片添加以模拟热段LOCA的试验(多批次依序添加)，具体流程为：
步骤211、流向保持从下往上，通过调整泵频将流量调至初始流量值9.917m
步骤212、将安全壳碎片按批次依表3投入试验回路，每个批次之间按照规定时间间隔投入(此处添加方式是参考核电厂热段破口事故后长期冷却阶段碎片循环特性和结果的保守性)；
步骤213、试验过程中通过调整泵频使流量维持在9.917m
步骤214、上述试验完成后按照表4进行变流量试验，用于给出不同流量对燃料组件压降的影响(可与试验工况一的试验结果做对比)；
步骤215、采集数据。
以上步骤211～步骤215是针对某核电厂LOCA事故特性设置的，本发明可根据不同核电厂的LOCA事故特性对试验步骤进行局部调整，其功能是尽可能还原核电LOCA事故后长期循环冷却的真实性。
表3添加批次-碎片对应表
如图7所示，步骤213时基准试验的试验结果为：两端压差计5所测全组件压降和下部压差计3所测下半组件压降大小相近，两者曲线重合度较高；上部压差计4所测上半组件压降极小且曲线平缓；说明安全壳碎片几乎全部堆积在下半组件；局部压差计6所测下管座和第一、二格架压降占比较大，说明大部分安全壳碎片堆积在下管座和第一、二格架，此处为安全壳碎片堆积关键位置。加入颗粒碎片后，对压降影响极小，加入纤维碎片后压降逐渐升高，加入第一批化学碎片后，压降显著升高，说明单一颗粒碎片对压降影响很小，纤维碎片可形成较稳定的碎片床，为粒径较小的颗粒物堆积在碎片床上提供了前提，造成了严重堵塞。
表4变流量参数表
如图8所示，步骤214时的试验结果为：可从图中看出变流量过程中压降变化稳定，且相同流量下的压降近似相等，说明在变流量前，下方由安全壳碎片堆积形成的碎片床结构已相对稳定，不再随流量的变化而改变，此图还可用于研究碎片床的阻力特性。
在试验工况二结束后，进行对试验段1组件的清洗，具体方法为：
步骤221、开启下端排水球阀23-1，将系统中的水排尽；
步骤222、关闭主干路V型电动球阀20，开启注水阀19，向搅混水箱14中注入一定量的水；
步骤223、开启主干路电动V型球阀20、冷管段第一电动V型球阀22、下端排水球阀23-1，打开变频离心泵13，将收集水箱26中的水从上向下灌入试验段1，水和安全壳碎片都从下端排水球阀23-1流出，冲洗组件的流量可根据变频离心泵13的泵频调节，此过程持续0.5小时。
按步骤221～步骤223进行对试验段1组件的清洗以去除试验段1部分的安全壳碎片，很大程度上节省了后续拆卸试验段1清洗组件的人工成本。
试验工况三，模拟冷段LOCA试验：
本工况中燃料组件2中水流的流动方向为向下；具体分为以下步骤：
步骤301、开启电动V型球阀20、冷管段第一电动V型球阀22、冷管段第二电动V型球阀27，关闭其他阀门；
步骤302、流向保持从上往下，通过调整变频离心泵13的泵频将流量调至初始流量值2.5m
步骤303、将安全壳碎片按批次依表5投入试验回路，每个批次之间按照规定时间间隔投入(此处添加方式是参考核电厂冷段破口事故后长期冷却阶段碎片循环特性和结果的保守性)；
步骤304、试验过程中通过调整泵频使流量维持在2.5m
步骤305、上述试验完成后按照表4进行变流量试验，用于给出不同流量对燃料组件压降的影响；
步骤306、采集数据。
表5添加批次-碎片对应表
如图9所示，步骤303的试验结果为：两端压差计5所测全组件压降与上部压差计4所测上半组件压降大小相近，两者曲线重合度较高，下部压差计3所测下半组件压降很小且曲线平缓，说明该工况下安全壳碎片几乎全部堆积在上半组件，此实验结果与热段LOCA模拟试验结果相反。加入颗粒后，对压降影响极小，加入纤维碎片后压降逐渐升高，加入第一批化学碎片后，压降显著升高,此流量下的极限压降远小于热段LOCA试验结果。
如图10所示，步骤305试验结果为：变流量时，下方由安全壳碎片堆积形成的碎片床“压实现象”较明显，流量变大时，碎片床被压实，流量减小时，相同流量下压降变小，说明碎片床结构发生改变，且压实过程不可逆。
在试验工况三结束后，进行对试验段1组件的清洗，具体方法为：
步骤311、开启下端排水球阀23-1，将系统中的水排尽；
步骤312、关闭主干路V型电动球阀20，开启注水阀19，向搅混水箱14中注入一定量的水；
步骤313、开启主干路电动V型球阀20、热管段第二电动V型球阀28、上端排水球阀23-2，其他阀门关闭，打开变频离心泵13，将收集水箱26中的水从下向上注入试验段1，水和安全壳碎片都从上端排水球阀23-2流出，冲洗组件的流量可根据变频离心泵13的泵频调节，此过程持续0.5小时。
按步骤311～步骤313进行对试验段1组件的清洗以去除试验段1部分安全壳碎片，很大程度上节省了后续拆卸试验段1清洗组件的人工成本。
模拟碎片对燃料组件压降影响的装置及冷段破口模拟方法专利购买费用说明
Q：办理专利转让的流程及所需资料
A：专利权人变更需要办理著录项目变更手续，有代理机构的，变更手续应当由代理机构办理。
1：专利变更应当使用专利局统一制作的“著录项目变更申报书”提出。
2：按规定缴纳著录项目变更手续费。
3：同时提交相关证明文件原件。
4：专利权转移的，变更后的专利权人委托新专利代理机构的，应当提交变更后的全体专利申请人签字或者盖章的委托书。
Q:专利著录项目变更费用如何缴交
A：（1）直接到国家知识产权局受理大厅收费窗口缴纳,（2）通过代办处缴纳，（3）通过邮局或者银行汇款,更多缴纳方式
Q：专利转让变更，多久能出结果
A：著录项目变更请求书递交后，一般1-2个月左右就会收到通知，国家知识产权局会下达《转让手续合格通知书》。
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