CN102693673B - 非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了属于核电能源技术领域的非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器。它的结构如下：堆芯补水箱、第一电磁阀、第二电磁阀、安注箱、压力容器、第八热电偶、墨水注射器和阀门通过管路装配在一起，墨水注射器、稳压器、安全阀、第二压力计、泄压阀和阀门通过管路装配在一起，墨水注射器、第三热电偶、蒸汽发生器、喷射泵和阀门通过管路装配在一起。本发明的有益效果为：本发明能够对核电站核岛安全壳内部正常工况下一、二回路的循环过程以及LOCA失水事故工况下安全注射系统和非能动余热排出热交换器的运行过程有直观的了解。

Description

非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器
技术领域
本发明属于核电能源技术领域，特别涉及非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器。
背景技术
核电站核岛安全壳内部具有严格的封闭性，使得核电厂员工以及核电专业学生无法对其内部正常工况下一、二回路的循环过程以及LOCA失水事故工况下安全注射系统和非能动余热排出热交换器的运行过程有直观的了解。而目前，广泛用于教学的演示模型多为塑料或泡沫制成的静态模型，无法实现各运行过程的动态模拟。
发明内容
本发明针对上述缺陷公开了非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器。本发明涉及一种能够用于实验和教学的先进压水堆一回路正常运行工况和LOCA失水事故工况下安注水箱、堆芯补水箱、内置换料水箱、非能动余热排出热交换器运行过程的实验仪器。
非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器的结构如下：堆芯补水箱、第一电磁阀、第二电磁阀、安注箱、压力容器、第八热电偶、墨水注射器和阀门通过管路装配在一起，墨水注射器、稳压器、安全阀、第二压力计、泄压阀和阀门通过管路装配在一起，墨水注射器、第三热电偶、蒸汽发生器、喷射泵和阀门通过管路装配在一起，蒸汽发生器、第三电磁阀、非能动余热排出热交换器、第一热电偶、进水口、第二主进水阀、手动调节角阀、离心泵、泄漏阀、第四热电偶、压力容器和阀门通过管路装配在一起，非能动余热排出热交换器与换料水箱装配在一起，换料水箱、第四电磁阀、第二电磁阀、安注箱、压力容器和阀门通过管路装配在一起。
所述压力容器的左端、中部和右端分别安装有第五热电偶、第六热电偶和第七热电偶；所述压力容器的右侧安装有第一主进水阀。
所述蒸汽发生器上装有第一压力计、第二热电偶、蒸汽发生器进水口和蒸汽发生器出水口。
所述喷射泵安装在换料水箱的左侧。
所述蒸汽发生器、U形管、稳压器、压力容器、安注箱、堆芯补水箱、换料水箱、非能动余热排出热交换器和管路均由玻璃制成。
所述蒸汽发生器的下封头呈半球形，蒸汽发生器由隔板分成两个水室：进水室和出水室；
所述蒸汽发生器的内部并联了10~20根平行的U形管。
本发明的有益效果为：本发明能够对核电站核岛安全壳内部正常工况下一、二回路的循环过程以及LOCA失水事故工况下安全注射系统和非能动余热排出热交换器的运行过程有直观的了解。
附图说明
图1是本发明所述的AP1000核岛主系统模拟运行仪器平面图。
图中标号：
1-蒸汽发生器；2-稳压器；3-压力容器；4-安注箱；5-堆芯补水箱；6-换料水箱；7-喷射泵；8-非能动余热排出热交换器；9-蒸汽发生器进水口；10-蒸汽发生器出水口；11-第一热电偶；12-进水口；13-手动调节角阀；14-离心泵；15-泄漏阀；16-第一压力计；17-第二热电偶；18-第三热电偶；19-第二压力计；20-安全阀；21-第四热电偶；22-第五热电偶；23-第六热电偶；24-第七热电偶；25-墨水注射器；26-第八热电偶；27-泄压阀；28-第一主进水阀；29-第二主进水阀 ； 30-第一电磁阀；31-第二电磁阀；32-第三电磁阀；33-第四电磁阀；34-U形管。
具体实施方式
下面结合附图对本发明作进一步详细说明：
本发明提供了一种用于教学实验的AP1000核岛主系统模拟运行仪器，下面对具体实验步骤和原理对本发明做进一步说明。
如图1所示，非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器的结构如下：堆芯补水箱5、第一电磁阀30、第二电磁阀31、安注箱4、压力容器3、第八热电偶26、墨水注射器25和阀门通过管路装配在一起，墨水注射器25、稳压器2、安全阀20、第二压力计19、泄压阀27和阀门通过管路装配在一起，墨水注射器25、第三热电偶18、蒸汽发生器1、喷射泵7和阀门通过管路装配在一起，蒸汽发生器1、第三电磁阀32、非能动余热排出热交换器8、第一热电偶11、进水口12、第二主进水阀29、手动调节角阀13、离心泵14、泄漏阀15、第四热电偶21、压力容器3和阀门通过管路装配在一起，非能动余热排出热交换器8与换料水箱6装配在一起，换料水箱6、第四电磁阀33、第二电磁阀31、安注箱4、压力容器3和阀门通过管路装配在一起。
压力容器3的左端、中部和右端分别安装有第五热电偶22、第六热电偶23和第七热电偶24；所述压力容器3的右侧安装有第一主进水阀28。
蒸汽发生器1上装有第一压力计16、第二热电偶17、蒸汽发生器进水口9和蒸汽发生器出水口10。
喷射泵7安装在换料水箱6的左侧。
蒸汽发生器1、U形管34、稳压器2、压力容器3、安注箱4、堆芯补水箱5、换料水箱6、非能动余热排出热交换器8和管路均由玻璃制成。非能动余热排出热交换器8由热交换性能良好的玻璃管制成。
所述蒸汽发生器1的下封头呈半球形，蒸汽发生器1由隔板分成两个水室：进水室和出水室；
所述蒸汽发生器1的内部并联了10~20根平行的U形管34，增大了换热面积，从而提高的传热效率。
本发明根据先进压水堆核岛内部构件组成及非能动安全系统工作原理，本发明采用强迫循环。以水作为一、二回路以及非能动安全注射系统中的工质。一回路主要包括压力容器3、离心泵14、U形管34、稳压器2和相应的管道阀门。二回路主要为蒸汽发生器1。
AP1000核岛主系统模拟运行仪器所有部件均由钢架支撑。
一回路中的工质通过水泵提供动力在一回路中循环流动，进入蒸汽发生器1下封头中的进水室，然后进入并联的U形管34中，通过管壁把热量传递给二回路。
稳压器2上有一个安全阀20，当一回路的压力超过安全压力，则安全阀20自动泄压。
本发明的工作过程如下:
1）确定实验设备各个阀门状态：压力容器3顶部的阀门开启；泄压阀27开启；手动调节角阀13关闭；泄漏阀15关闭；第一主进水阀28开启；第一电磁阀30、第二电磁阀31、第三电磁阀32和第四电磁阀33关闭。
2）向一回路注水，要求冷却剂以很大的速度流经一回路，这样可以冲掉U形管34内顶部的气泡。
3）打开稳压器2上的出水口，以使稳压器2里水位达到合适的高度。
4）打开离心泵14电源，观察一回路强迫循环过程。
5）打开泄漏阀15，使一回路的水从泄漏阀处流出，模拟一回路冷段小破口失水事故。
6）稳压器2水位下降，当水位降至稳压器2的1/4高度时，第一电磁阀30打开，堆芯补水箱5开始向一回路进行补水。
7）在堆芯补水箱5向一回路进行补水的同时第三电磁阀32打开，非能动余热排出热交换器8开始运行。
8）堆芯补水箱5中水位降至1/5高度时，第二电磁阀31打开，安注箱4开始向一回路注水。
9）当压力容器3内加热棒开始裸露时，第四电磁阀33打开，换料水箱6开始向堆芯补水。
10）补水过程观察一段时间后关闭泄露阀15，稳压器2中水位上升，第一电磁阀30、第二电磁阀31、第三电磁阀32和第四电磁阀33自动关闭。
11）关闭离心泵14电源。
本发明使用离心泵14为一回路循环提供动力，以实现一回路强迫循环过程。
本发明以实现一回路冷段小破口失水事故工况下安注4箱、堆芯补水箱5和换料水箱6的动作过程。
本发明可以实现非能动余热排出热交换器8的热交换过程。

Claims (6)

1.非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器，其特征在于，它的结构如下：堆芯补水箱（5）、第一电磁阀（30）、第二电磁阀（31）、安注箱（4）、压力容器（3）、第八热电偶（26）、墨水注射器（25）和阀门通过管路装配在一起，墨水注射器（25）、稳压器（2）、安全阀（20）、第二压力计（19）、泄压阀（27）和阀门通过管路装配在一起，墨水注射器（25）、第三热电偶（18）、蒸汽发生器（1）、喷射泵（7）和阀门通过管路装配在一起，蒸汽发生器（1）、第三电磁阀（32）、非能动余热排出热交换器（8）、第一热电偶（11）、进水口（12）、第二主进水阀（29）、手动调节角阀（13）、离心泵(14)、泄漏阀（15）、第四热电偶（21）、压力容器（3）和阀门通过管路装配在一起，非能动余热排出热交换器（8）与换料水箱（6）装配在一起，换料水箱（6）、第四电磁阀（33）、第二电磁阀（31）、安注箱（4）、压力容器（3）和阀门通过管路装配在一起。
2.根据权利要求1所述的非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器，其特征在于，所述压力容器（3）的左端、中部和右端分别安装有第五热电偶（22）、第六热电偶（23）和第七热电偶（24）；所述压力容器（3）的右侧安装有第一主进水阀（28）。
3.根据权利要求1所述的非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器，其特征在于，所述蒸汽发生器（1）上装有第一压力计（16）、第二热电偶（17）、蒸汽发生器进水口（9）和蒸汽发生器出水口（10）。
4.根据权利要求1所述的非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器，其特征在于，所述喷射泵（7）安装在换料水箱（6）的左侧。
5.根据权利要求1所述的非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器，其特征在于，所述蒸汽发生器（1）、U形管（34）、稳压器（2）、压力容器（3）、安注箱（4）、堆芯补水箱（5）、换料水箱（6）、非能动余热排出热交换器（8）和管路均由玻璃制成。
6.根据权利要求1所述的非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器，其特征在于，所述蒸汽发生器（1）的下封头呈半球形，蒸汽发生器（1）由隔板分成两个水室：进水室和出水室；
所述蒸汽发生器（1）的内部并联了10~20根平行的U形管（34）。
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Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104282346B (zh) * 2013-07-05 2017-04-12 Fnc科技株式会社 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
CN103824604B (zh) * 2013-11-18 2016-04-06 国核（北京）科学技术研究院有限公司 堆芯紧急冷却热混合试验装置及其试验方法
CN106297915B (zh) * 2015-05-12 2020-04-17 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 一种用于核电站的非能动安注系统
CN106205750B (zh) * 2016-08-15 2017-09-29 武汉蓝辉机电设备有限公司 一种核电站非能动冷却系统演示装置
CN108257690B (zh) * 2016-12-29 2019-11-22 福建福清核电有限公司 一种研究安全壳非能动排热系统自然循环阻力影响的装置
CN110459334A (zh) * 2019-07-12 2019-11-15 华北电力大学 一种压水堆安全壳冷却系统多功能实验装置及其实验方法
CN114863785A (zh) * 2022-06-15 2022-08-05 长安大学 一种化工仪表认知实验装置
CN115762824A (zh) * 2022-10-08 2023-03-07 中广核研究院有限公司 反应堆事故模拟试验装置及方法

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4828787A (en) * 1986-07-17 1989-05-09 Rheinisch-Westfalisches Elektrizitatswerk Akteingesellschaft Apparatus for simulation of the operation of a pressurized water nuclear reactor
WO2009149946A1 (de) * 2008-06-13 2009-12-17 Ksg Kraftwerks-Simulator-Gesellschaft Mbh Verfahren zur simulation von in einem druckwasserreaktor auftretenden thermohydraulischen phänomenen
CN202258091U (zh) * 2011-08-30 2012-05-30 华北电力大学 可实验运行的压水堆及其蒸汽发生器动态仿真模型
CN202662218U (zh) * 2012-06-04 2013-01-09 华北电力大学 非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4828787A (en) * 1986-07-17 1989-05-09 Rheinisch-Westfalisches Elektrizitatswerk Akteingesellschaft Apparatus for simulation of the operation of a pressurized water nuclear reactor
US4828787B1 (zh) * 1986-07-17 1991-09-03 Rhein Westfael Elect Werk Ag
WO2009149946A1 (de) * 2008-06-13 2009-12-17 Ksg Kraftwerks-Simulator-Gesellschaft Mbh Verfahren zur simulation von in einem druckwasserreaktor auftretenden thermohydraulischen phänomenen
CN202258091U (zh) * 2011-08-30 2012-05-30 华北电力大学 可实验运行的压水堆及其蒸汽发生器动态仿真模型
CN202662218U (zh) * 2012-06-04 2013-01-09 华北电力大学 非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
稳压器压力水位控制系统建模与仿真;马进等;《核科学与工程》;20100331;第30卷;第9页-第14页 *
马进等.稳压器压力水位控制系统建模与仿真.《核科学与工程》.2010,第30卷

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