CN114023471B - 一种压水堆核电站模拟实验台架 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种压水堆核电站模拟实验台架，包括主循环管路系统、支循环管路系统、冷却系统、压力控制系统和给排水系统，支循环管路系统包括第一容器罐和波动管，主循环管路系统包括第二容器罐和第三容器罐，第一容器罐和第二容器罐分别位于波动管两端，冷却系统分别用于冷却第一容器罐和主循环管路系统中的水温，给排水系统用于向第三容器罐中注水和/或将第三容器罐中的水下泄排放。本发明的模拟实验台架，通过各系统间相互配合控制实验台架的管路中的压力及水温，模拟一回路多工况运行、各瞬态工况下1:1模拟波动管的波进波出流量，并实时监测温度、压力和流量，对实际运行的核电厂的关键部件进行有效的安全性评估，为核电站安全运行提供保障。

Description

一种压水堆核电站模拟实验台架

技术领域

本发明属于核电技术领域，具体涉及一种压水堆核电站模拟实验台架。

背景技术

压水堆核电厂的反应堆冷却系统又称一回路主系统，其主要功能是将反应堆堆芯中核裂变反应产生的热量传送到蒸汽发生器，从而冷却堆芯，防止燃料元件烧毁。系统内的稳压器可用于控制冷却剂压力；一回路稳压器波动管存在于稳压器和主回路管道之间，起到控制系统压力的作用，属于核电站中重要的核安全一级管道。

由于稳压器中的流体温度高，密度低，波动管截面的上部被其占据；主管道中的流体温度低，密度高，波动管截面的下部被其占据，在工程应用中，这种现象被称为稳压器波动管的热分层。当产生热分层时，工质中的温度分布呈现上部热下部冷的一种状态，并通过热传导使管壁在不同方向上都会产生热应力，并导致发生热分层的管道产生机械变形、管道破裂等破坏管道完整性的现象。核电站的工艺系统可能受到热分层作用的影响，其中稳压器波动管可能受到的影响最严重。

因此，获取波动管热分层的定量数据以及相应运行工况下热分层的变化特性对于开展稳压器波动管热分层的研究具有十分重要的意义。但是对于同时测量1:1波进波出流量并关注管道内外壁的温度的模拟实验方法，具有投资大，高难度的特点，因此很少有人实现。

发明内容

有鉴于此，为了克服现有技术的缺陷，本发明的目的是提供一种压水堆核电站模拟实验台架，用于解决现有技术中无法准确获取压水堆核电站的稳压器波动管的波进波出流量，导致无法对核电站的一回路主管道进行有效的疲劳寿命评估以保证核电站的核安全。

为了达到上述目的，本发明采用以下的技术方案：

本发明提供了一种压水堆核电站模拟实验台架，包括主循环管路系统、支循环管路系统、冷却系统、压力控制系统和给排水系统，所述支循环管路系统包括第一容器罐和波动管，所述主循环管路系统包括第二容器罐和第三容器罐，所述第一容器罐和第二容器罐分别位于所述波动管的两端，所述第一容器罐用于模拟稳压器，所述冷却系统分别用于冷却所述第一容器罐内的水温和所述主循环管路系统中的水温，所述压力控制系统用于向所述第三容器罐施加压力，所述给排水系统用于向所述第三容器罐中注水和/或将所述第三容器罐中的水下泄排放。

通过主循环管路系统、支循环管路系统、冷却系统、压力控制系统和给排水系统之间的相互配合控制和调节整个模拟实验台架的管路中的压力及水的温度，可模拟核电厂一回路的多工况运行，同时实现在各瞬态工况下1:1模拟波动管的波进波出流量，并对其进行全方位实时监测，通过由模拟实验台架获取的数据，可对实际运行的核电厂的关键部件进行有效的安全性评估，从而为核电站安全及可靠运行提供保障。

根据本发明的一些优选实施方面，压力控制系统包括气瓶集装格，一组集装格有9个高压氮气瓶，高压氮气瓶参数为100L、25MPa(充气压力)，高压氮气瓶出厂自带减压阀，减压至20MPa；氮气瓶与第三容器罐之间还设置有调节阀。在第三容器罐注水结束后，压力控制系统在常压下向第三容器罐中充氮排水，约充至第三容器罐的二分之一水位；此外，压力控制系统还可满足模拟实验台架在各工况下的运行压力需求。

根据本发明的一些优选实施方面，所述主循环管路系统包括主循环泵和第一加热器，所述主循环泵用于驱动所述主循环管路系统内水的流动，所述第一加热器用于对所述主循环管路系统内流动的水进行加热。本发明的一些实施例中，主循环泵用于驱动一回路主流，主循环管路系统的主循环泵后设置有第六阀门，用于调节主循环管路系统的水的流量，第六阀门后设置有监测水的流量和温度的流量计和温度计，以及监测管道压力的压力表；第二容器罐和第三容器罐之间设置有第七阀门。

根据本发明的一些优选实施方面，所述支循环管路系统包括第一支路、第二支路、第一阀门和第二加热器，所述第一阀门用于控制流向所述第一支路或第二支路的水的流量，所述第二加热器用于对所述支循环管路系统内流动的水进行加热。支循环管路系统包括支循环泵，支循环泵位于第二阀门和第三阀门之间或第四阀门和第五阀门之间，支循环泵驱动支循环管路系统水的流动，通过支循环管路系统可模拟波动管在正常工况下的波动流量，该回路的泵流量小，功率小，主要模拟启动过程、停堆过程、升功率、满功率及降功率动态波动运行等正常工况下的波动管内流动状态。支循环泵后也设置有流量计和压力表，用于监测流经第一支路或第二支路的水的流量以及管道的压力。

根据本发明的一些优选实施方面，所述第一支路包括第二阀门和第三阀门，所述第二支路包括第四阀门和第五阀门；所述第二阀门和第三阀门同时打开，所述第四阀门和第五阀门同时关闭时，水经所述第一支路由所述第一容器罐流向所述第二容器罐；所述第二阀门和第三阀门同时关闭，所述第四阀门和第五阀门同时打开时，水经所述第二支路由所述第二容器罐流向所述第一容器罐。水经第一支路由第一容器罐流向第二容器罐时，模拟核电厂稳压器内流体排出或液位下降过程；水经第二支路由第二容器罐流向第一容器罐时，模拟流体进入稳压器或液位上升过程。

根据本发明的一些优选实施方面，所述第一支路打开时，所述第二阀门的一端通过管道与所述主循环泵和第一加热器之间的管路连通；所述第二支路打开时，所述第五阀门的一端通过管道与所述主循环泵和第一加热器之间的管路连通。支循环管路系统与主循环管路系统之间具有重合的部分，当第二阀门和第三阀门开启时，水由第三容器罐流出后经过主循环泵后，一部分由第二阀门经第一支路、第一容器罐流向第二容器罐；一部分直接流向第二容器罐。当第四阀门和第五阀门开启时，第一容器罐中的水由第一阀门、第四阀门经第二支路进入主循环管路系统的管道后流向第二容器罐。

根据本发明的一些优选实施方面，所述第一容器罐内设置有第三加热器，所述第三加热器用于对所述第一容器罐内的水进行加热。所述冷却系统包括第一冷却回路和第二冷却回路，所述第一冷却回路用于冷却所述第一容器罐内的水温，所述第二冷却回路用于冷却所述主循环管路系统中的水温。所述第一冷却回路包括第一换热器和冷却泵；所述第二冷却回路包括第二换热器和循环水泵，所述主循环泵与第一加热器之间设置有三通阀，通过所述三通阀连通所述主循环管路系统与所述第二冷却回路。第二冷却回路中的第二换热器能够满足各工况下的主循环管路系统和支循环管路系统的温度、第一容器罐的温度要求以及降功率、停堆过程模拟的需求。第一冷却回路还包括喷淋模块，喷淋模块连接第一容器罐，在第一容器罐加热阶段时，第一容器罐内的水会再循环，由于第一容器罐内设置有第三加热器，喷淋模块能够防止第一容器罐内上下水温偏差大；此外，喷淋模块还可对第一容器罐内的上部蒸汽控压。

根据本发明的一些优选实施方面，所述给排水系统包括除盐水给水模块、高压补水模块和泄压排放模块，所述除盐水给水模块用于向所述第三容器罐注水，所述高压补水模块用于维持所述第三容器罐内的水的液位，所述泄压排放模块用于下泄排放所述第三容器罐内的水。本发明的一些实施例中，除盐水给水模块包括除盐水箱、上水泵，上水泵后设置有第八阀门。事先制备足够的除盐水，存入除盐水箱中。打开第八阀门，开启上水泵，在常温常压下向第三容器罐中注水，注水过程控制在30分钟以内。高压补水模块包括容积泵，容积泵后设置有第九阀门。泄压排放模块包括第十阀门及闪蒸罐，闪蒸罐布置在实验厂房外。泄压排放模块主要功能为在水实体加热阶段、第一容器罐生成汽腔阶段、冷停堆阶段等对水进行下泄排放，最大排放量为400kg/h。

根据本发明的一些优选实施方面，包括监测仪表，所述监测仪表包括分别用于监测温度、流量及压力的温度计、流量计和压力表。通过检测仪表实时掌握模拟实验台架的各个管路的温度、压力及流量等，能够精准控制运行条件，有利于收集到准确真实的数据。

由于采用了上述技术方案，与现有技术相比，本发明的有益之处在于：本发明的一种压水堆核电站模拟实验台架，通过主循环管路系统、支循环管路系统、冷却系统、压力控制系统和给排水系统之间的相互配合控制和调节整个模拟实验台架的管路中的压力及水的温度，可模拟核电厂一回路的多工况运行，同时实现在各瞬态工况下1:1模拟波动管的波进波出流量，并对其进行全方位实时监测，通过由模拟实验台架获取的数据，可对实际运行的核电厂的关键部件进行有效的安全性评估，从而为核电站安全及可靠运行提供保障。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案，下面将对实施例描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1为本发明优选实施例中压水堆核电站模拟实验台架的示意图；

附图中：主循环管路系统-10，第二容器罐-11，第三容器罐-12，主循环泵-13，第一加热器-14，三通阀-15，支循环管路系统-20，第一容器罐-21，波动管-22，支循环泵-23，第二加热器-24，第三加热器-25，冷却系统-30，第一换热器-31，冷却泵-32，第二换热器-33，循环水泵-34，喷淋模块-35，压力控制系统-40，氮气瓶-41，调节阀-42，给排水系统-50，除盐水箱-51，上水泵-52，容积泵-53，闪蒸罐-54，管道-60，第一阀门-70，第二阀门-80，第三阀门-90，第四阀门-100，第五阀门-110，第六阀门-120，第七阀门-130，第八阀门-140，第九阀门-150，第十阀门-160。

具体实施方式

为了使本技术领域的人员更好地理解本发明的技术方案，下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分的实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都应当属于本发明保护的范围。

如图1所示，本发明提供了一种压水堆核电站模拟实验台架，设计压力为17.23MPa，设计温度为360℃，包括主循环管路系统10、支循环管路系统20、冷却系统30、压力控制系统40和给排水系统50，其中，支循环管路系统20包括波动管22。各系统之间相互配合，模拟实际核电厂一回路的多工况运行，同时在各瞬态工况下1:1模拟波动管22的波进波出流量，且控制其流量可在0～6t/h范围内任意调节。

主循环管路系统10包括第二容器罐11、第三容器罐12、主循环泵13和第一加热器14，主循环泵13与第一加热器14之间设置有三通阀15，通过三通阀15将主循环管路系统10与冷却系统30连通。第一容器罐21和第二容器罐11分别位于所述波动管22的两端，第一容器罐21用于模拟稳压器。主循环泵13用于驱动主循环管路系统10内水的流动，第一加热器14用于对主循环管路系统10内流动的水进行加热。主循环泵13后设置有第六阀门120，用于调节主循环管路系统10的水的流量，第六阀门120后设置有监测水的流量和温度的流量计和温度计，以及监测管道60压力的压力表；第二容器罐11和第三容器罐12之间设置有第七阀门130。

支循环管路系统20还包括第一容器罐21、第二加热器24、第一阀门70、第一支路、第二支路和支循环泵23；第一容器罐21内还设置有第三加热器25，用于对第一容器罐21内的水进行加热。第一阀门70用于控制流向第一支路或第二支路的水的流量，第二加热器24用于对支循环管路系统20内流动的水进行加热；支循环泵23用于驱动支循环管路系统20内水的流动，通过支循环管路系统20可模拟波动管22在正常工况下的波动流量；支循环泵23后也设置有流量计和压力表，用于监测流经第一支路或第二支路的水的流量以及管道60的压力。其中，第一支路包括第二阀门80和第三阀门90，第二支路包括第四阀门100和第五阀门110，支循环泵23位于第二阀门80和第三阀门90之间或第四阀门100和第五阀门110之间。本实施例中，当第二阀门80和第三阀门90同时打开，第四阀门100和第五阀门110同时关闭时，水经第一支路由第一容器罐21流向第二容器罐11；当第二阀门80和第三阀门90同时关闭，第四阀门100和第五阀门110同时打开时，水经第二支路由第二容器罐11流向所述第一容器罐21。支循环管路系统20与主循环管路系统10之间具有重合的部分，第一支路打开时，第二阀门80的一端通过管道60与主循环泵13和第一加热器14之间的管路连通；第二支路打开时，第五阀门110的一端通过管道60与主循环泵13和第一加热器14之间的管路连通。

冷却系统30包括第一冷却回路和第二冷却回路，第一冷却回路用于冷却第一容器罐21内的水温，第二冷却回路用于冷却主循环管路系统10中的水温。其中，第一冷却回路包括第一换热器31、冷却泵32和喷淋模块35，喷淋模块35连接第一容器罐21，在第一容器罐21加热阶段，第一容器罐21内的水会再循环，由于第一容器罐21内设置有第三加热器25，喷淋模块35能够防止第一容器罐21内上下水温偏差大；而喷淋模块35则用于对第一容器罐21内的上部蒸汽进行控压。第二冷却回路包括第二换热器33和循环水泵34，三通阀15的其中一个接口与第二冷却回路中连接第二换热器33的管道60相连通。第二换热器33能够满足各工况下的主循环管路系统10和支循环管路系统20的温度、第一容器罐21的温度要求以及降功率、停堆过程模拟的需求。

压力控制系统40包括气瓶集装格，一组集装格有9个高压氮气瓶41，在氮气瓶41与第三容器罐12之间设置有调节阀42，用于调节氮气的压力。在第三容器罐12注水结束后，压力控制系统40在常压下向第三容器罐12中充氮排水，约充至第三容器罐12的二分之一水位；此外，压力控制系统40还可满足模拟实验台架在各工况下的运行压力需求。

给排水系统50包括除盐水给水模块、高压补水模块和泄压排放模块。除盐水给水模块包括除盐水箱51、上水泵52，上水泵52后设置有第八阀门140。事先制备足够的除盐水，存入除盐水箱51中。打开第八阀门140，开启上水泵52，在常温常压下向第三容器罐12中注水，注水过程控制在30分钟以内。高压补水模块包括容积泵53，容积泵53后设置有第九阀门150。泄压排放模块包括第十阀门160及闪蒸罐54，闪蒸罐54布置在实验厂房外。泄压排放模块主要功能为在水实体加热阶段、第一容器罐21生成汽腔阶段、冷停堆阶段等对水进行下泄排放，最大排放量为400kg/h。

本实施例中的一种压水堆核电站模拟实验台架模拟各工况的工作过程如下所述：

(一)启动过程模拟

第一步：准备阶段，注水

制备足够的除盐水，存入除盐水箱51，打开第八阀门140，开启上水泵52，在常温常压下向第三容器罐12中注水，依据水位高低顺序打开第三容器罐12的排气阀进行静排气，注满水后关闭排气阀。注水过程控制在30分钟以内。注满水后，各部件、各管路在常压、常温下试运行；各加热器、换热器在低功率下试运行，间歇式打开各排气阀，排出水体和管网内部的空气。整个管网水体预热到40℃，压力为常压，并在常压下充氮排水，充至二分之一水位处。检查各部件工作是否正常，密封是否正常，为实验做好准备。

第二步：水实体加热

通过高压氮气瓶41控制压力，使得压力增长速率为1.0MPa/h；设定主循环管路系统10的流量为18000kg/h，由主循环泵13提供动力；打开第一阀门70，第二阀门80和第三阀门90，关闭第四阀门100和第五阀门110，按照核电厂实际流量控制支循环泵23的流量，水从第三容器罐12经主循环泵13、第六阀门120、第一支路(第二阀门80、支循环泵23、第三阀门90)、第一阀门70由第一容器罐21向第二容器罐11流动，通过第三加热器25和第一加热器14将第一容器罐21和第二容器罐11均加热至110℃。

第三步：生成汽腔

加热阶段模拟：设定主循环管路系统10的流量为18000kg/h，由主循环泵13提供动力。支循环管路系统20用支循环泵23以流量1139.5kg/h，从第一容器罐21向第二容器罐11通过波动管22输送热水。第一容器罐21从110℃加热到223℃，升温速率为28℃/h，加热时间为4小时；打开第二冷却回路，通过第二换热器33和循环水泵34维持第二容器罐11的温度维持在110℃。加热的同时，用氮气瓶41保持第一容器罐21的压力在2.3～2.5MPa范围内。

汽腔形成阶段模拟：关停支循环泵23，关闭第一阀门70，保持第一容器罐21内的第三加热器25始终处于加热状态，打开第十阀门160提供下泄流量。在第一容器罐21上部逐步形成汽腔，汽腔形成容积为0.5m³；汽腔形成后，关闭第十阀门160，打开第一阀门70，启动支循环泵23，继续后续的实验。保持第二容器罐11的水温维持在110℃，第一容器罐21的水温为223℃不变，用支循环泵23以流量5492.3kg/h，由第一容器罐21通过波动管22向第二容器罐11输送水，持续3小时。该过程中，用氮气瓶41保持第一容器罐21的压力维持在2.3～2.5MPa，控制第一容器罐21的液位使得汽腔容积变化在0.5m³的5％以内。

第四步：加热到热停堆工况

第一容器罐21和第二容器罐11同时加热，升温速率为28℃/h，第二容器罐11加热到291.4℃，第一容器罐21加热到343℃，加热持续时间为6.5小时。在加热过程中，对第一容器罐21先采用氮气加压，再升温，并补水以维持第一容器罐21水位不变，尽量保持压力和温度沿饱和曲线上升，最终使压力上升到15.5MPa。加热加压的同时，通过支循环泵23将第一容器罐21的水通过波动管22输送到第二容器罐11，支循环泵23的流量为710.79kg/h。

(二)停堆过程模拟

第一步：冷却降温降压

同时打开第一冷却回路和第二冷却回路，降温速率为28℃/h，第二容器罐11由291.4℃冷却到110℃，第一容器罐21由343℃降温到223℃，冷却时间为6.5小时。在降温过程中，对第一容器罐21先降温，再降压，用排氮气方式降压。尽量保持压力和温度沿饱和曲线下降，最终使压力下降到2.5MPa。氮气流量为6-10kg/h。降温降压的同时，关闭第二阀门80和第三阀门90，打开第四阀门100和第五阀门110，水从主循环泵13和第六阀门120流经第二容器罐11，利用支循环泵23经第二支路将第二容器罐11中的水输送到第一容器罐21，支循环泵23的流量为710.79kg/h。

第二步：补水排气，去汽腔

消除汽腔阶段模拟：第二容器罐11的水温度维持在110℃，第一容器罐21为223℃不变。利用支循环泵23以流量5492.3kg/h，由第二容器罐11通过波动管22向第一容器罐21输送水，持续3小时。该过程中，用氮气保持第一容器罐21压力在2.3～2.5MPa。

关闭支循环泵23，关闭第一阀门70，消除第一容器罐21内的汽腔后打开第一阀门70，启动支循环泵23，继续后续的实验。

稳压器冷却阶段模拟：第二容器罐11的温度维持在110℃不变，第一容器罐21从223℃冷却到110℃，降温速度28℃/h，降温时间4小时。用支循环泵23以流量1139.5kg/h，从第二容器罐11向第一容器罐21输送水，仍然保持主循环管路系统10的流量18000kg/h，。该过程中，用氮气保持第一容器罐21压力在2.3～2.5MPa。

第三步：降到冷停堆工况

按照实际流量控制支循环泵23的流量为632.6kg/h，保持主循环管路系统10的流量18000kg/h。通过排氮气，控制压力下降，使得第一容器罐21的压力下降速率为1.0MPa/h。通过第一冷却回路和第二冷却回路分别对第一容器罐21和第二容器罐11冷却，冷却速率为28℃/h，冷却时间约2.5小时，二者均由110℃冷却到40℃。冷却过程中，水体积收缩，第一容器罐21的压力由2.3～2.5MPa下降到常压。

(三)升功率及满功率运行过程模拟

控制支循环泵23的流量为246.94kg/h，支循环管路系统20的水由第二支路经第二容器罐11打入第一容器罐21，保持主循环管路系统10流量为18000kg/h。在48小时内，控制第二容器罐11温度从291.4℃逐渐上升到327.6℃。同时，第一容器罐21通过第三加热器25维持其温度在343℃。当第二容器罐11温度升到327.6℃后，维持其温度不变，继续运行两天。

(四)降功率运行过程模拟

按照实际流量控制支循环泵23的流量为246.94kg/h，保持主管道60的流量为18000kg/h。支循环管路系统20的水由第一支路经第一容器罐21打入第二容器罐11，通过第二容器罐11的第二冷却回路，在48小时内，控制期温度从327.6℃下降到291.4℃。同时，第一容器罐21通过第三加热器25，保证温度维持在343℃。

上述实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施，并不能以此限制本发明的保护范围，凡根据本发明精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围之内。

Claims (7)

1.一种压水堆核电站模拟实验台架，其特征在于，包括主循环管路系统、支循环管路系统、冷却系统、压力控制系统和给排水系统，所述支循环管路系统包括第一容器罐和波动管，所述主循环管路系统包括主循环泵、第一加热器、第二容器罐和第三容器罐，所述第一容器罐和第二容器罐分别位于所述波动管的两端，所述第一容器罐用于模拟稳压器，所述冷却系统分别用于冷却所述第一容器罐内的水温和所述主循环管路系统中的水温，所述压力控制系统用于向所述第三容器罐施加压力，所述给排水系统用于向所述第三容器罐中注水和/或将所述第三容器罐中的水下泄排放；所述支循环管路系统包括第一支路、第二支路、第一阀门和第二加热器，所述第一阀门用于控制流向所述第一支路或第二支路的水的流量，所述第二加热器用于对所述支循环管路系统内流动的水进行加热，所述第一支路包括第二阀门和第三阀门，所述第二支路包括第四阀门和第五阀门；所述第二阀门和第三阀门同时打开，所述第四阀门和第五阀门同时关闭时，水经所述第一支路由所述第一容器罐流向所述第二容器罐；所述第二阀门和第三阀门同时关闭，所述第四阀门和第五阀门同时打开时，水经所述第二支路由所述第二容器罐流向所述第一容器罐；所述第一支路打开时，所述第二阀门的一端通过管道与所述主循环泵和第一加热器之间的管路连通；所述第二支路打开时，所述第五阀门的一端通过管道与所述主循环泵和第一加热器之间的管路连通。

2.根据权利要求1所述的一种压水堆核电站模拟实验台架，其特征在于，所述主循环泵用于驱动所述主循环管路系统内水的流动，所述第一加热器用于对所述主循环管路系统内流动的水进行加热。

3.根据权利要求2所述的一种压水堆核电站模拟实验台架，其特征在于，所述冷却系统包括第一冷却回路和第二冷却回路，所述第一冷却回路用于冷却所述第一容器罐内的水温，所述第二冷却回路用于冷却所述主循环管路系统中的水温。

4.根据权利要求3所述的一种压水堆核电站模拟实验台架，其特征在于，所述第二冷却回路包括第二换热器，所述主循环泵与第一加热器之间设置有三通阀，通过所述三通阀连通所述主循环管路系统与所述第二冷却回路。

5.根据权利要求1所述的一种压水堆核电站模拟实验台架，其特征在于，所述给排水系统包括除盐水给水模块、高压补水模块和泄压排放模块，所述除盐水给水模块用于向所述第三容器罐注水，所述高压补水模块用于维持所述第三容器罐内的水的液位，所述泄压排放模块用于下泄排放所述第三容器罐内的水。

6.根据权利要求1所述的一种压水堆核电站模拟实验台架，其特征在于，所述第一容器罐内设置有第三加热器，所述第三加热器用于对所述第一容器罐内的水进行加热。

7.根据权利要求1所述的一种压水堆核电站模拟实验台架，其特征在于，包括监测仪表，所述监测仪表包括分别用于监测温度、流量及压力的温度计、流量计和压力表。

Images