CN113029848B - 一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置，该装置包括用于模拟核电站安全壳的罐体(1)、模拟冷凝回流并收集冷凝水的冷凝回流组件、用于对收集的冷凝水进行称重的称重组件(6)，所述的冷凝回流组件和称重组件(6)均设置在罐体(1)内部，所述的称重组件(6)设置在冷凝回流组件的冷凝水收集端。称重组件(6)对冷凝回流组件回收的冷凝液进行称重，进而得到冷凝液回收效率。与现有技术相比，本发明能够模拟核电站安全壳内壁面冷凝液回收系统的冷凝回流行为，并通过回收的冷凝水称重来估算冷凝回流损失，指导核电站安全壳内壁面冷凝液回收系统的优化设计。
Description
技术领域
本发明涉及核电站优化设计技术领域，尤其是涉及一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置。
背景技术
在第三代自主先进压水堆核电站CAP1000和CAP1400的设计中，非能动余热排出(PRHR)系统在事故态下的长期冷却过程中将发挥至关重要的作用。该系统中的安全壳内换料水箱(IRWST)在此过程中将蒸发产生的水蒸汽通过冷凝回流系统形成冷凝液并最终返回IRWST，可保证IRWST的水量可利用率，从而支持一回路的长期冷却，为堆芯安全提供重要保障。
前期调研和常温常压的附板冷凝回流试验研究表明：安全壳内换料水箱的安全壳壁面上的附板和返回槽等会造成一定量的冷凝液损失。该冷凝液的损失，将直接影响到冷凝回流的份额，对于PRHR长期冷却分析具有重要意义。前期调研表明，当前并无可行的计算方法来有效估算该损失。
发明内容
本发明的目的就是为了克服上述现有技术存在的缺陷而提供一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置。
本发明的目的可以通过以下技术方案来实现：
一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置，该装置包括用于模拟核电站安全壳的罐体、模拟冷凝回流并收集冷凝水的冷凝回流组件、用于对收集的冷凝水进行称重的称重组件，所述的冷凝回流组件和称重组件均设置在罐体内部，所述的称重组件设置在冷凝回流组件的冷凝水收集端；
称重组件对冷凝回流组件回收的冷凝液进行称重，通过和冷凝回流组件入口流量比对计算获得冷凝液回收效率。
优选地，所述的冷凝回流组件包括冷凝水箱、试验主板和收集槽，所述的试验主板用于模拟核电站安全壳的冷凝液回流壁面，所述的试验主板通过固定杆安装在罐体中，所述的试验主板沿垂直方向布置，所述的冷凝水箱设置在试验主板顶部，所述的冷凝水箱用于向试验主板上均匀散布冷凝水，所述的收集槽设置在试验主板底部，所述的收集槽用于收集冷凝水，所述的收集槽通过连接结构与称重组件连通。
优选地，所述的试验主板上位于冷凝水流过的相对面上设有加热模块。
优选地，所述的称重组件包括称重箱和称重仪，所述的称重箱置于称重仪上，所述的收集槽通过所述的连接结构与称重箱连通。
优选地，所述的连接结构包括连通管路。
优选地，所述的称重仪包括高精度耐高压称重模块，所述的称重模块耐压大于0.5MPa，测量误差小于±1％。
优选地，所述的罐体包括直筒段以及位于直筒段两端的顶盖和底盖。
优选地，所述的顶盖上设有加压气入口和冷凝水入口，所述的加压气入口用于向罐体内输入加压气体用于模拟核电站安全壳内的高压环境，所述的冷凝水入口用于向冷凝回流组件中输入冷凝水。
优选地，所述的罐体直筒段设有用于观察罐体内冷凝水回流过程的观测窗。
优选地，所述的罐体直筒段还设有人工检修的人孔。
与现有技术相比，本发明具有如下优点：
本发明试验装置能够模拟核电站安全壳内壁面冷凝液回收系统，通过称重组件的设置能够对冷凝水流回收的冷凝水进行称重，从而计算冷凝回流损失，进而得到冷凝液回收效率，指导核电站安全壳内冷凝液回收系统的优化设计。
附图说明
图1为本发明一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收系统效率的试验装置的结构示意图；
图2为本发明冷凝回流组件的分布示意图。
图中，1为罐体，2为冷凝水箱，3为试验主板，4为收集槽，5为固定杆，6为称重组件，7为加压气入口，8为冷凝水入口，9为观测窗，10为人孔，31为第一附板，32为第二附板，33为第三附板。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施例对本发明进行详细说明。注意，以下的实施方式的说明只是实质上的例示，本发明并不意在对其适用物或其用途进行限定，且本发明并不限定于以下的实施方式。
实施例
如图1、图2所示，一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置，该装置包括用于模拟核电站安全壳的罐体1、模拟冷凝回流并收集冷凝水的冷凝回流组件、用于对收集的冷凝水进行称重的称重组件6，冷凝回流组件和称重组件6均设置在罐体1内部，称重组件6设置在冷凝回流组件的冷凝水收集端。称重组件6对冷凝回流组件回收的冷凝液进行称重，通过和冷凝回流组件入口流量比对计算获得冷凝液回收效率。
冷凝回流组件包括冷凝水箱2、试验主板3和收集槽4，试验主板3用于模拟核电站安全壳内冷凝液回流的壁面，试验主板3上设有附板，包括第一附板31、第二附板32和第三附板33，试验主板3通过固定杆5安装在罐体1中，试验主板3沿垂直方向布置，冷凝水箱2设置在试验主板3顶部，冷凝水箱2用于向试验主板3上均匀散布冷凝水，收集槽4设置在试验主板3底部，收集槽4用于收集冷凝水，收集槽4通过连接结构与称重组件6连通。试验主板3上位于冷凝水流过的相对面上设有加热模块。试验主板3有效面积5m×1.2m，试验主板3背面安装加热模块，以控制试验主板3温度，并在风扇配合下，使罐内温度达到试验板温度。试验主板3立于底部的支撑格架上，其背面由固定杆5和罐体1连接。
称重组件6包括称重箱和称重仪，称重箱置于称重仪上，收集槽4通过连接结构与称重箱连通。连接结构包括连通管路。称重仪包括高精度耐高压称重模块，称重模块耐压大于0.5MPa，测量误差小于±1％。
罐体1包括直筒段以及位于直筒段两端的顶盖和底盖。顶盖和底盖距离约5.5m，直筒段直径约2.0m，主体采用铸铁制造，并进行表面防腐处理。
顶盖上设有加压气入口7和冷凝水入口8，加压气入口7用于向罐体1内输入加压气体用于模拟核电站安全壳内的高压环境，冷凝水入口8用于向冷凝回流组件中输入冷凝水。
罐体1直筒段设有用于观察罐体1内冷凝水回流过程的观测窗9，通过观测窗9观测主板上附板安装区域的溅射现象。罐体1直筒段还设有人工检修的人孔10，便于进行日常的更换附板及维修安装工作。
试验装置安装时，打开顶盖法兰，吊装固定试验主板3，安装顶部冷凝水箱2，底部收集槽4，以及称重组件6。安装测量探头，测量信号线和动力线。安装、一般检修和维护从人孔10进入，顶盖的法兰不开启。
通过更换附板和固定杆5，流量和温度，可进行不同工况下水膜散布情况，测试流程如下：
1.开罐，由人孔10进入，安装指定附板等构件；
2.确定试验主板3板面清洁与干燥；
3.确定仪表仪器正常，闭罐；
4.加压，确定压力达到指定值，再次确定仪表仪器正常；
5.确定水温和试验板温度达到指定值，按指定水流量输入罐内；
6.待水膜分布稳定后，测量并记录回收水量；
7.停止水流，确定板面干涸；
8.降温降压，开罐并结束实验；
测量参数包括水温，水流量，水重量和压力。水温测量精度要求±1℃，选用一级精度T型热电偶，在＜135℃时精度达±0.5℃；水流量测量精度要求±1℃，选用MGG/KLGG型高压电磁流量计；水重量测量精度要求1％，选用C3精度称量模块；压力测量精度要求1％，选用1级精度压力表。随机误差采取多次测量取平均值方式予以控制。
测量过程中测点分布，水温在冷凝水箱2出口收集处和冷凝水入口8处测量，水流量在冷凝水入口8前端测量，水重量在回收后进行测量，压力测量在罐体1内顶部，固定在壁面。
该试验装置能够模拟核电站安全壳内壁面冷凝液回收系统，通过称重组件6的设置能够对冷凝水流回收的冷凝水进行称重，从而计算冷凝回流损失，指导核电站安全壳内壁面冷凝液回收系统的优化设计。
上述实施方式仅为例举，不表示对本发明范围的限定。这些实施方式还能以其它各种方式来实施，且能在不脱离本发明技术思想的范围内作各种省略、置换、变更。
Claims (4)
1.一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置，其特征在于，该装置包括用于模拟核电站安全壳的罐体(1)、模拟冷凝回流并收集冷凝水的冷凝回流组件、用于对收集的冷凝水进行称重的称重组件(6)，所述的冷凝回流组件和称重组件(6)均设置在罐体(1)内部，所述的称重组件(6)设置在冷凝回流组件的冷凝水收集端；
称重组件(6)对冷凝回流组件回收的冷凝液进行称重，通过和冷凝回流组件入口流量比对计算获得冷凝液回收效率；
所述的冷凝回流组件包括冷凝水箱(2)、试验主板(3)和收集槽(4)，所述的试验主板(3)用于模拟核电站安全壳内冷凝液回流的壁面，所述的试验主板(3)通过固定杆(5)安装在罐体(1)中，所述的试验主板(3)沿垂直方向布置，所述的冷凝水箱(2)设置在试验主板(3)顶部，所述的冷凝水箱(2)用于向试验主板(3)上均匀散布冷凝水，所述的收集槽(4)设置在试验主板(3)底部，所述的收集槽(4)用于收集冷凝水，所述的收集槽(4)通过连接结构与称重组件(6)连通；
所述的试验主板(3)上位于冷凝水流过的相对面上设有加热模块；
所述的称重组件(6)包括称重箱和称重仪，所述的称重箱置于称重仪上，所述的收集槽(4)通过所述的连接结构与称重箱连通；
所述的称重仪包括高精度耐高压称重模块，所述的称重模块耐压大于0.5MPa，测量误差小于±1％；
所述的罐体(1)包括直筒段以及位于直筒段两端的顶盖和底盖；
所述的顶盖上设有加压气入口(7)和冷凝水入口(8)，所述的加压气入口(7)用于向罐体(1)内输入加压气体用于模拟核电站安全壳内的高压环境，所述的冷凝水入口(8)用于向冷凝回流组件中输入冷凝水。
2.根据权利要求1所述的一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置，其特征在于，所述的连接结构包括连通管路。
3.根据权利要求1所述的一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置，其特征在于，所述的罐体(1)直筒段设有用于观察罐体(1)内冷凝水回流过程的观测窗(9)。
4.根据权利要求1所述的一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置，其特征在于，所述的罐体(1)直筒段还设有人工检修的人孔(10)。
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