利用核反应堆容纳建筑物模型的冷却水损失事故实验装置制造方法及图纸

本发明专利技术涉及利用核反应堆容纳建筑物模型的冷却水损失事故实验装置，包括：容纳容器，其顶面开放，侧面和底面透明；内部结构物，其配置于上述容纳容器的内部；注水管，其配置于上述容纳容器的上端，并能够移动；测量装置，其配置于上述容纳容器的底面，用于监视容纳容器的内部的流体和异物的动作；提供能够从整体直观地掌握冷却水损失事故的数据。

【技术实现步骤摘要】
利用核反应堆容纳建筑物模型的冷却水损失事故实验装置
本专利技术涉及利用核反应堆容纳建筑物模型的冷却水损失事故实验装置。
技术介绍
核电站的安全设备考虑冷却材料丧失事故等的设计基准事故而设计，在发生因冷却材料损失事故（LOCA，LossOfCoolantAccident）而导致控制棒不工作或者只依靠借助控制棒进行的紧急停止无法镇压的事故的情况下，位于核反应堆内部的紧急堆芯冷却系统（ECCS，EmergencyCoreCoolingSystem）将启动，这时，将储存在换料水箱（RWST）的水用作洒水泵的水源来冷却核反应堆，若换料水箱枯竭，则转换为利用再循环集水槽的再循环运转模式，进行使冷却水继续循环的再循环冷却。为此，紧急堆芯冷却系统包括洒水装置、过滤器和水槽等。但是，即使这种紧急堆芯冷却系统工作，在发生冷却水损失事故时，由于主管道断裂，也有可能由包括形成管道的物质和保温材料等其他物质在内的物质在容纳容器内进行物理反应、化学反应而产生异物，而这种异物妨碍进行再循环冷却的流路，导致无法正常进行冷却，还会向反应堆建筑物的底部移动而阻碍再循环及导致过滤网（filterscreen）堵塞的现象，若在包括此处的特定位置异物过度堆积，则还会发生泵损伤的情况。图1是表示这种冷却材料损失事故（LOCA）状况的图，能够看到，核反应堆容纳容器的内部的管道发生断裂，使得冷却水在容纳容器的底部流动，换料水箱启动，重新使用经由过滤器聚集到水槽的冷却水，由此可知，在异物导致过滤堵塞的情况下，泵受到超负荷，因而无法正常进行再循环冷却。至于异物所造成的影响，根据发生断裂事故的位置，在异物的分布、移送率等方面可能存在差异，应当考虑异物的移送、在集水槽过滤器的前端的流动时的化学相互作用、在过滤器中的异物的长期相互作用、在再循环的水中的化学粒子的生成及分解现象、水头损失等多种因素，来解释对水头损失造成的影响，但是目前无法可视性地提供与异物的分布、移送速度、移送率等相关的信息。韩国专利申请号第10-2008-0064121号“适用卡尔曼滤波器或卡尔曼平滑器来计算核电站核反应堆冷却材料系统的未确认泄漏率的核反应堆冷却材料系统断裂前泄漏监测方法”提供了一种利用卡尔曼滤波器或卡尔曼平滑器来监测核反应堆冷却材料系统断裂前泄漏的方法，但这仅仅是将泄漏率作为一个数值来提供，而未能提供与由断裂事故引发的异物的分布、移送率等相关的可视性信息。
技术实现思路
本专利技术是为了解决如上所述的问题而提出的，其目的在于，提供一种在发生冷却水损失事故时能够视觉性地了解与流速、异物的分布等相关的信息的实验装置。为了达成如上所述的目的，提供一种利用核反应堆容纳建筑物模型的冷却水损失事故实验装置，可包括：容纳容器，其顶面开放，侧面和底面透明；内部结构物，其配置于上述容纳容器的内部；注水管，其配置于上述容纳容器的上端，并能够移动；测量装置，其配置于上述容纳容器的底面，用于监视容纳容器的内部的流体和异物的动作。在上述容纳容器的底面设置水槽部，上述水槽部可与上述注水管相连接。上述注水管可前后左右上下移动。上述注水管还可包括加热器和异物储存库，上述加热器用于加热被投入的流体，在实际事故时产生的物理性异物、化学性异物投入到上述异物储存库。根据如上所述的实验装置，具有能够提供关于核反应堆冷却水损失事故的可视性数据的效果。附图说明图1是表示冷却水损失事故状况的图。图2、图3、图4是表示本专利技术的实验装置的一实施例的图。附图标记的说明11：注水管12：容纳容器13：内部结构物14：侧面15：水槽部16：测量装置17：底面具体实施方式以下，参考附图，对本专利技术进行详细说明。图2表示本专利技术的容纳容器模型的一实施例。本专利技术的容纳容器模型设有具有将核反应堆的容纳容器缩小的形态的容纳容器12，在容纳容器内配置有将实际核反应堆的内部结构缩小而配置的内部结构物13。容纳容器12以及内部结构物13根据核反应堆来进行不同的配置。并且，在容纳容器12的上端形成有注水管11，注水管11可向前后左右上下6个方向移动，用于使注水管11移动的结构，采用公知的技术能够充分实现，因而省略其详细的说明。注水管11模仿的是在发生冷却水损失事故时冷却水在断裂面排出的情况。注水管11的一侧末端朝向容纳容器的内部，而另一侧末端与用于供给水的供给装置（未图示）和水槽相连接。能够移动注水管11使其位于在容纳容器的内部发生断裂事故的位置。容纳容器的上端以无论通过哪儿都能通过注水管11供给水的方式开放，且容纳容器的侧面和底面由透明材质形成，以容易观测。容纳容器可通过按规定比例缩小实际核反应堆容纳容器制作而成，容纳容器的内侧的堆芯或者其他内部结构物13也可按相同比例缩小而配置，这种配置可根据核反应堆而不同。尤其，由透明材质形成容纳容器的底面17，以便观察，从而使得在实际发生冷却水损失事故时能够容易测定异物移动并测定流速。容纳容器的侧面14也使用透明的材质，以便于用肉眼观察。在容纳容器的底面17的下侧，形成水槽部15，水槽部15在其下端附着形成可移动的轮子（未图示）或者其他移动单元，以位于在实际的容纳容器形成的水槽的位置，从而能够反映实际核反应堆的设计。为了便于说明，图示出的是水槽部的末端从容纳容器12隔开，但是在实际运转时，与容纳容器的下端紧贴，使经由容纳容器的下端的冷却水通过水槽部排出。并且，水槽部的一侧末端可与注水管11的末端相连接。即，经由容纳容器的底部的冷却水经过水槽重新向注水管排出。即，在断裂事故时的冷却水再循环过程中，通过观察异物的流动，能够解释由于异物堆积而对冷却水再循环产生的问题。在实验装置的下端设置测量装置，测量装置用于观察异物在容纳容器内的流动，并且，测量装置可移动，以确保无论在容纳容器的内侧的哪个位置都能够进行观测。即，在下端测定异物在结构物内的特定位置移动的速度。以往，为了计算由结构物造成的影响，要求进行流体力学性解释，在这种情况下，止步于仅计算特定位置的值，在制作实验装置时，也通过放入球或者其他漂浮物并拍摄成视频（video）来测定了流体的速度，但在本专利技术中，利用激光并借助有异物通过时光的分散来在探测器的表面进行干扰，并利用多普勒效应来获得对速度的频率来测定流速，因而能够直接进行测定。并且，本专利技术中，当变更了管道位置时，由于将异物的流动及路径从整体上可视化，因而能够直观地进行确认。尤其，由于能够变更注水管的位置和水槽部的位置，并能够变更容纳容器内部结构物的位置，因而能够适用任何形态的容纳容器并进行解释。图3表示图示从下侧观察本专利技术的实验装置的形状。通过在下侧配置测量装置，能够测定所希望的位置的流速、异物的移动、异物堆积的程度等。为此，容纳容器12以从地面隔开规定间隔的方式进行设置。水槽部也能够借助移动单元来移动。并且，可追加附着用于对流体进行加热的循环加热加热器、用于测定流体的流量的流量计、用于检测流体的温度变化和压力变化的传感器等。并且，为了模仿实际事故，使通过注水管投入的流体与实际事故时的压力及温度相应地循环，并能够向循环的流体投入在实际现场发生的化学性异物、物理性异物，为此，注水管还可追加包括异物投入装置。并且，使得通过注水管投入的流体的流速可发生变化，来能够模仿发生水头损失的情况。图4表示包括其他测量仪和显示机本文档来自技高网...

【技术保护点】
利用核反应堆容纳建筑物模型的冷却水损失事故实验装置，其特征在于，包括：容纳容器，其顶面开放，侧面和底面透明；内部结构物，其配置于上述容纳容器的内部；注水管，其配置于上述容纳容器的上端，并能够移动；测量装置，其配置于上述容纳容器的底面，用于监视容纳容器的内部的流体和异物的动作。

【技术特征摘要】
1.一种利用核反应堆安全壳模型的冷却水损失事故实验装置，其特征在于，包括：容纳容器，其顶面开放，侧面和底面透明，并且其对应于核反应堆的安全壳；内部结构物，其配置于上述容纳容器的内部，并且其对应于核反应堆的内部构件；注水管，其配置于上述容纳容器的上端，并能够移动，并且其对应于核反应堆的破裂的冷管段；测量装置，其配置于上述容纳容器的底面，用于监视容纳容器的内部的流体和异物的动作。2.根据权利要求1所述的利用核反应堆安全壳模型的冷却水损失事故实验装置，其特征在于，在上述容纳容器的底面设置水槽部，上述水槽部与上述注水管相连接，并且上述水槽部对应于核反应堆的再...

【专利技术属性】
技术研发人员：李秉喆，金兄泽，李相原，崔唯正，洪兑协，
申请(专利权)人：FNC科技株式会社，韩国水力原子力株式会社，
类型：发明
国别省市：韩国;KR