CN206893306U - 用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置 - Google Patents

Abstract

一种用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，包括试验壳本体；蒸汽供应系统；氦气充注系统；冷却水供应系统；冷凝水回收系统；冷却水收集系统；循环冷却水系统；压缩空气及抽真空系统；测量和控制系统；以及电气系统。

Description

用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置

技术领域

本实用新型涉及大型先进压水堆非能动安全系统安全分析及试验研究领域，具体而言，涉及用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置——命名为CERT（Containment safety vErification via integRal Test）。

背景技术

AP/CAP型核电站是第三代非能动安全型先进压水堆核电站，采用非能动安全系统来应对核电站事故，保证反应堆的安全。“非能动”的设计理念是压水堆核电站安全系统设计中的一次重大革新，其充分利用物质的自然特性，如重力、自然循环、压缩气体膨胀等自然力，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），降低了人因失误引起电站事故的概率；大幅度提高了核电安全性并兼顾了经济性。非能动系统存在驱动力小、容易受系统间相互作用影响等特性，因此如何充分掌握并发挥非能动技术来提高核电站的安全是一个至关重要的问题，而试验是一种重要且无法替代的手段。

AP/CAP型核电站使用非能动安全壳冷却系统（PCS）排出安全壳内的热量，使得在发生失水事故（LOCA）和主蒸汽管道破裂事故（MSLB）等向安全壳释放大量质量和能量的事故后，安全壳内温度和压力的升高不至于威胁安全壳的完整性。非能动安全壳冷却系统（PCS）对核电厂安全具有极为重要的意义。

在LOCA或MSLB事故后，随着经由破口的质能释放，安全壳压力升高，在达到安全壳高压整定值后，将会自动触发PCS系统投入，冷却水从安全壳顶部的储水箱流出，经过流量分配装置分配后在钢安全壳外表面形成液膜。这样，安全壳内的热量通过蒸汽冷凝、辐射传热和对流传热传递给钢结构内表面，再经过钢壳壁面的导热传递到安全壳外表面。空气在浮升力作用下流过安全壳外环形通道下降段和上升段，形成自然通风冷却。冷却水在安全壳外表面形成水膜并蒸发，安全壳外表面的热量将通过空气的对流、辐射和液膜的蒸发最终排向环境大气，实现了对安全壳的非能动冷却。

CERT综合性能试验台架是在比例分析的基础上，按照一定比例尺度建造综合试验装置，使其能够有效模拟安全壳内、外结构及材料热性能，研究不同蒸汽喷放条件下，内部蒸汽自然循环及冷凝、外部水膜蒸发及空气对流热载出等模拟PCS运行过程中有关热工水力现象对试验模型系统的影响，为评价系统整体性能、相关模型建立及程序分析提供试验数据。

在AP/CAP系列非能动核电站的发展历程中，非能动安全壳冷却系统针对新堆型的设计特点，诸如堆芯尺寸增大、功率增加以及事故后安全壳内质能释放量增大等，采用相同的非能动设计理念的PCS能否带走安全壳内热量，并保证事故后安全壳的完整性，是确保新堆型设计方案成功所面临的主要挑战之一。在CERT设计过程中，通过比例模型试验研究所模拟的原型非能动安全壳冷却系统的性能，包括大型钢结构安全壳外的水膜稳定性和水膜蒸发特性、安全壳外的空气自然循环和自然对流、安全壳内的空气/蒸汽混合物的自然对流和蒸汽在安全壳内壁的冷凝、以及系统的整体性能等，为CERT试验装置能够模拟原型系统相关的物理过程及现象奠定了基础。

但是在现有技术中，仍存在着以下缺陷。如应用于核电站非能动安全壳系统热工水力学性能的综合性缩小比例试验研究内容缺失，无实施先例（如，核电站事故情景下，尤其较为重大的设计基准事故条件下，复杂物理过程及现象无相应比例的试验数据支持）。

在现有技术中，尚无能够以某一线性缩比尺度（CERT对应于CAP1400堆型为八分之一线性比例）成功模拟AP/CAP系列核电站安全壳事故情况下的壳外水膜分布、环腔空气逆流、壳内能量向外部的输运等一系列耦合过程及瞬态事故情景的试验装置及其相关的回路系统（西屋LST试验装置仅模拟了AP600、AP1000的稳态情况）。

在现有技术中，尚无能够应用于某一功率体积比例条件下（CERT对应于CAP1400堆型为1/512比例）所对应的核电站设计基准事故的安全壳壳内热工水力学（T-H）相关现象的系统化、精细化测量方法与手段。

在现有技术中，现有的计算模拟或经验关联式，对于非能动安全壳冷却系统事故工况下的全面描绘有待进一步完善，相关试验数据在高流速大流量蒸汽喷放模拟的工况条件下尚存不足。该尺度的试验装置及配套的测量、控制系统所得到的大数据量、高瞬时性数据存在同步分析及评价难题。

实用新型内容

本实用新型成功发展了一套能够应用于核电站原型尺寸安全壳系统的缩小比例试验模拟技术，包括试验系统设计尺寸比例分析、试验工况参数比例分析、试验数据的分析及评价的整体流程。本实用新型的试验装置是国内外首次针对AP/CAP系列非能安全壳冷却系统在事故条件下的热工水力学性能完整建立的一套综合性强、精密度高、瞬稳态功能全面的大型试验装置。

根据本实用新型的技术方案，提供了一种用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，其包括：

试验壳本体，其由一个直筒段和上、下两个椭圆封头焊接而成；

蒸汽供应系统，其用于模拟事故质能释放边界条件，蒸汽供应系统通过快速开启/关闭阀门、快速调节阀以及减温减压装置对蒸汽喷放流量变化率和蒸汽参数进行控制，蒸汽供应系统由蓄热器支路、蒸汽主管道支路组成，通过对调节阀、减压阀的控制和大小流量的切换，可以使蒸汽以不同的流量和参数状态瞬间向试验壳内喷放；

氦气充注系统，其将氦气充注到试验壳内部，与蒸汽、空气混合后达到不同浓度的摩尔浓度，模拟不凝性气体对安全壳换热的影响；

冷却水供应系统，其模拟安全壳喷淋水边界条件，冷却水供应系统由储水罐、电加热器、分配水箱、水分配器、冷却水泵和阀门及仪表组成；

冷凝水回收系统，其用于收集试验壳本体内部蒸汽冷凝水，冷凝水收集系统设计为多条支路，每条冷凝水支路均与试验壳本体连接，经过浮球式自动疏水阀，将蒸汽与冷凝水分离后，流经质量流量计、热电偶和压力表后，汇流通过换热器，降温后收集至回收水箱进行称重；

冷却水收集系统，其用于收集壳体未蒸发冷却水，冷却水收集系统由与试验壳本体收集水槽连接的收集口导入未蒸发冷却水，通过管道，依靠冷却水自身重力流入地坑；

循环冷却水系统，其将冷凝水收集系统导出的高温水的热量通过闭式循环导出至大气空间，循环冷却水系统由循环泵、循环水罐、空冷塔、热交换器、阀门和仪表组成；

压缩空气及抽真空系统，其包括压缩空气系统和抽真空系统，压缩空气系统为试验壳本体和回路仪表提供压缩空气，压缩空气系统包括空压机、冷干机、储气罐、阀门和仪表，抽真空系统对试验壳进行抽真空，抽真空系统由真空泵、阀门和仪表组成；

测量和控制系统，控制系统实现台架的远程/就地控制和紧急情况下的安全保护功能；测量系统包括本体及回路上温度、压力、流速、湿度的测量仪表以及气体成分分析系统、水膜视频采集系统用于测量壳内不同位置处的气体成分和壳外水膜覆盖率的测量；以及

电气系统，其用于向用电设备提供电力支持和功率分配及保护功能。

本实用新型的优点在于：

1. 发展并完善了通用的热工水力学（T-H）比例分析方法，使之在非能动安全壳冷却系统的缩比例试验装置的实现方案上进行了成功拓展与应用；

2. 建立了能够完整模拟主体结构尺度条件下（CERT对应于CAP1400为八分之一线性比例），核电站设计基准事故（LOCA及MSLB）的瞬态及稳态事故情景试验模拟装置，包括能够实现相关T-H现象及其与原型非能动安全壳冷却系统关键特征相互作用的试验壳本体（包括壳体导热性能模拟、壳内隔间流道模拟、壳内热阱效应模拟、壳体壁面性能模拟等）；

3. 建立了一整套能够为试验提供精确边界条件、初始条件的工艺回路系统（包括壳外冷却水模拟、逆流空气模拟等）。突破了大流量、大范围、快速喷放的精确控制先进试验技术；

4. 发展并实现了能够应用于复杂、多耦合状态T-H物理过程的高瞬态、宽参数范围、多参数类型、多测点、高精度和动态响应速度快的先进测控系统；

5. 实现了非能动安全壳冷却系统综合性能瞬态模拟，并发展出一套可用于多目标综合控制的试验方法；

6. 进一步细化或发展了非能动安全壳冷却系统相关T-H物理过程及现象学模型，并支持了已有成熟经验关系式的优化与完善；

7. 建立了能够对接瞬态数据采集及大规模数据量分析评价的程序化计算分析系统，成功实现了试验数据的快速、准确、全面的分析计算及结果图形化输出；

8. 建立CERT试验台架的技术经验及分析方法，以及试验台架本身的性能模拟能力，能够应用于其他类似的质能包容并使用非能动冷却方式降温降压系统的缩比研究。

通过所提供的描述将更明显看到本实用新型更多的适用领域。应当理解，本部分的描述和特定例子仅用于说明，并不限制本实用新型的范围。

附图说明

下面将结合附图来详细地论述本实用新型的实施例和其他方面。

图1示出了根据本实用新型的核反应堆安全壳冷却系统性能模拟试验装置。

图2示出了根据本实用新型的水分配器。

图3示出了根据本实用新型的蒸汽供应系统流程示意图。

图4示出了根据本实用新型的氦气供应系统流程示意图。

图5示出了根据本实用新型的冷却水供应系统流程示意图。

图6示出了根据本实用新型的冷凝水收集系统流程示意图。

图7示出了根据本实用新型的冷却水收集系统流程示意图。

图8示出了根据本实用新型的循环冷却水系统流程图。

图9示出了根据本实用新型的压缩空气及抽真空系统流程示意图。

图10示出了根据本实用新型的台架测量和控制系统结构示意图。

具体实施方式

附图和以下说明描述了本实用新型的可选实施方式以教导本领域普通技术人员如何实施和再现本实用新型。为了教导本实用新型技术方案，已简化或省略了一些常规方面。本领域普通技术人员应该理解源自这些实施方式的变型或替换将落在本实用新型的保护范围内。本领域普通技术人员应该理解下述特征能够以各种方式组合以形成本实用新型的多个变型。由此，本实用新型并不局限于下述可选实施方式，而仅由权利要求和它们的等同物限定。

现在参照图1，根据本实用新型的用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置示出为核反应堆安全壳冷却系统性能模拟试验装置，该核反应堆安全壳冷却系统性能模拟试验装置包括试验壳本体、蒸汽/氦气供应系统、氦气充注系统、冷却水供应系统、冷凝水回收系统、冷却水收集系统、循环冷却水系统、压空及抽真空系统、测量控制及电气系统等系统组成。

试验壳本体是AP/CAP型压水堆非能动安全壳冷却系统的线性缩比模型，包括试验壳及壳内构件、空气导流罩和水分配器。并按缩比分析结果，在试验壳内设置了环吊模拟体、蒸汽发生器模拟体、操作平台、换料水池隔间、蒸汽喷口等内部构件。

试验壳本体由一个直筒段和上、下两个椭圆封头焊接而成。试验壳的材料采用S304不锈钢，内外表面采用Carbonline 11HSN无机锌涂层。

壳体的内表面上部、中部、下部处设置有冷凝水收集槽，分别收集穹顶，壳内直筒段表面上部和壳内直筒段表面中部的冷凝水。试验壳体底部设有蒸汽注入口和冷凝水收集管路接口；壳底部还设有充注压缩空气、抽真空和充注氦气的复用接口。壳体上还设置多个（例如三个）公称直径为200mm的玻璃视镜口，用于观察壳内流场情况。壳体上还设置了一个人孔，其公称直径例如为600mm，用于人员、设备和材料的进出。壳内构件包括环吊与小车模拟体、蒸汽发生器模拟体、壳内隔间、蒸汽喷口、操作平台和维修平台、热阱模拟体和自由容积填充物。

两个蒸汽发生器模拟体设置在相应的区域，内部填充了绝热材料，用于模拟原型蒸汽发生器。壳内共包括7个隔间，分别为东蒸汽发生器隔间、西蒸汽发生器隔间、RCDT隔间、RV模拟体隔间、换料水池隔间、IRWST隔间、CVS&ACC隔间。

壳内设置有蒸汽喷口，并且这些喷口可以根据不同工况要求进行置换，能够模拟LOCA工况的冷管断裂、弥散喷放、ADS4喷放、MLSB工况的蒸汽发生器顶部和CMT隔间内喷放等蒸汽喷放形式。通过不同喷口的组合或管线的调整，可以模拟不同位置、方向的破口；根据喷放质能、流速的要求可以选择合适的喷口。

壳内布置了聚四氟乙烯板制成的长期热阱模拟体，一部分平铺在操作平台和维修平台上，其余分布在操作平台和维修平台之间的空间内。每块聚四氟乙烯板表面留有足够的空间进行换热。

试验壳外装有空气导流罩，模拟原型非能动安全壳冷却系统的导流板，由不锈钢框架和有机玻璃组成，从下至上分为三段，下段为直筒段，中间为穹顶扩散段，上段为烟囱段。空气导流罩内表面与试验壳外表面形成环腔。空气导流罩底部支撑在外部冷却水收集槽上，并设有空气入口。空气导流罩的出口与风管连接，风管出口处可以设置无级变速的轴流风机，用于驱动环腔内空气的流动。

在壳体材料的选择方面，时间常数比和壳体导热比都是重要比例关系，需要尽量满足相似。其中，如果壳体导热比大于1，即热阻偏小，会导致壳体外表面的温度升高，可能引起壳外冷却水膜发生沸腾换热（根据原型系统数值模拟结果，壳外水膜温度略低于沸点），从而导致现象发生根本性转变。因此，壳体导热比应不大于1。

如果选择原型材料作为试验壳材料，为满足壳体导热比为1，壁厚需与原型一致，即52mm，此时时间常数比为8；如选择原型壁厚的一半即26mm，可得 壳体导热比为2，时间常数比为4，结果对比如表1所示。

表1原型材料不同厚度特征比值

由此可见，壳体材料如果选择原型材料会使得上述两个比（时间常数比与壳体导热比）之间存在着无法调和的矛盾。若要满足壳体导热比要求，则换热时间常数比失真度过大；或者二者都不满足。

如果采用热导率较小的材料，一定程度上可以缓解上述矛盾。因此，需要找到一种壳体材料并确定合适的壁厚，使时间常数比与壳体导热比在满足上述要求的情况下，试验壳同时满足设计压力下的强度要求以及焊接、热处理、探伤等加工要求。

经过对于有关比值的筛选，06Cr13、06Cr13Al、06Cr19Ni10、022Cr19Ni5Mo3Si2N、022Cr22Ni5Mo3N等材料可满足壳体导热比接近且不大于1，换热时间常数比相对尽可能小的要求。

相对于上述其他材料，06Cr19Ni10即304不锈钢，是工业生产中常用钢种，其可焊性、热处理、探伤等工程经验较丰富，且易于采购和加工。因此，本实用新型的壳体材料选择304不锈钢。

按照壳壁厚度为20mm对试验壳进行了应力分析。由计算结果可知，壳体应力分布较为均匀，应力大小在0-90MPa之间，小于计算设定条件下壳体材料的许用应力限值130MPa，强度和刚度均满足要求。

同时，选择20mm厚的304不锈钢作为壳体材料可使得壳体导热比接近1，且时间常数比<3.3。不同温度下304不锈钢特性参数及壳体厚度选择20mm时的特征比值如下表所示。

表2 20mm厚304不锈钢物性参数及特征比值

综上所述，考虑试验目标可达性以及工程实施可实现性，在优先满足比例分析对于壳体导热比及换热时间常数比要求条件下，壳体材料选择为304不锈钢，壳壁厚度选择为20mm。

如图2所示，试验壳顶封头上部设置水分配器，用于将除盐水均匀的喷淋到试验壳顶封头外表面上，并达到预设的水膜覆盖率。水分配器由6个支路组成，内外两圈共72个倒“J”形的喷管，每个喷管上的喷嘴都可以更换。水分配器由塔架顶部的分配水箱提供冷却水，主路上安装调节阀和流量计，用于控制总流量；每个支路上分别设置气动调节阀，可以独立控制每个支路的流量。喷淋到试验壳外表面上未蒸发完的剩余冷却水由壳体外部的收集槽收集后导入到冷却水收集系统进行测量。

参照图3，本实用新型的蒸汽供应系统提供模拟事故质能释放边界条件。为了满足试验需求，蒸汽供应系统通过快速开启/关闭阀门、快速调节阀以及减温减压装置对蒸汽喷放流量变化率和蒸汽参数进行控制。快速开启/关闭阀门响应时间为1.5s。减温系统采用高温雾化结构对电厂来流蒸汽进行减温，将进入试验壳本体蒸汽过热度控制在5℃以内。

蒸汽供应系统由蓄热器支路、蒸汽主管道支路组成，通过对调节阀、减压阀的控制和大小流量的切换，可以使蒸汽以不同的流量和参数状态瞬间向试验壳内喷放。氦气充注系统能够将氦气充注到试验壳内部，与蒸汽、空气混合后达到不同浓度的摩尔浓度，模拟氢气等不凝性气体对安全壳换热的影响。蒸汽供应系统为试验提供不同温度、不同压力、不同流量和不同过热度的蒸汽。

图4是氦气供应系统流程示意图。氦气充注系统用于模拟事故后轻质不凝性气体释放条件。氦气充注系统用于在一段时间内向试验壳本体充注一定体积的氦气。氦气由氦气瓶组提供，流经汇流排和阀门，最终在蒸汽系统N3口快开阀前与蒸汽管路汇流，经由N3口注入试验壳。氦气采用工业氦气，为了保证充气稳定性和持续性，将多个氦气瓶组成瓶组，通过汇流排汇流后充注。缓慢充注氦气，确保通过流量计、试验壳内压力升高值和氦气瓶组压力降获得准确的充注氦气流量。

图5是冷却水供应系统流程示意图。冷却水供应系统模拟安全壳喷淋水边界条件。冷却水供应系统为试验壳外表面喷淋提供一定温度、一定流量和不同分配形式的除盐水。冷却水供应系统由储水罐、电加热器、分配水箱、水分配器、冷却水泵和阀门及仪表组成。冷却水供应系统由电厂提供除盐水，经由储水罐、冷却水泵、电加热器后进入高位分配水箱，高位分配水箱以稳定的压力向水分配器提供除盐水。冷却水水温通过电加热器进行控制并通过变频器调节。水分配器设计成分区喷淋形式，利用分区控制和调节。

冷凝水收集系统用于收集试验壳本体内部蒸汽冷凝水。为了分析不同区域的冷凝能力，冷凝水收集系统设计可以为多条支路（例如10条），每条冷凝水支路均与试验壳本体连接，经过浮球式自动疏水阀，将蒸汽与冷凝水分离后，流经质量流量计、热电偶和压力表后，汇流通过换热器，降温后收集至回收水箱进行称重，通过控制设计，进行自动切换收水。冷凝水出口温度可承受0～80℃。

回收水箱放置在称重仪上，在本水箱停止收水后，对水箱内冷凝水进行称重并排放，排放结束后，再次称重，获得收水重量。为了保证称重仪的精度，试验前采用经计量院标定过的磅秤对称重仪进行了标定，标定采用分次装水方式，标定至最高装水量位置。各支路流量计通过回收水箱称重方式标定，如图6所示。

冷却水收集系统流程图如图7所示，冷却水收集系统用于收集壳体未蒸发冷却水。冷却水收集系统由与试验壳本体收集水槽连接的收集口导入未蒸发冷却水，通过管道，依靠冷却水自身重力，流入地坑，为了满足流量满管测量要求，管路中段设置U型结构。

循环冷却水系统流程图如图8所示，循环冷却水系统将冷凝水收集系统导出的高温水的热量通过闭式循环导出至大气空间。循环冷却水系统由循环泵、循环水罐、空冷塔、热交换器、阀门和仪表组成。循环冷却水系统通过热交换器将冷凝水热量导出至循环水中，通过空冷塔将循环水中热量导出至最终热阱大气中。

图9示出了压缩空气及抽真空系统流程示意图。其中包括压缩空气系统和抽真空系统。压缩空气系统为试验壳本体和回路仪表提供压缩空气。压缩空气系统由空压机、冷干机、储气罐、阀门和仪表等组成，压缩空气系统由两条支路组成，一条支路为整个试验台架用气仪表提供压缩空气，一条支路与试验壳本体连接，根据试验需要，向试验壳本体内部充注压缩空气。

测量和控制系统架构如图10所示。电气系统为CERT台架用电设备提供电力支持和功率分配及保护功能，控制系统实现台架的远程/就地控制和紧急情况下的安全保护功能；测量系统包括本体及回路上温度、压力、流速、湿度等参量的测量仪表以及气体成分分析系统、水膜视频采集系统用于测量壳内不同位置处的气体成分和壳外水膜覆盖率的测量。CERT试验台架的测控系统主要由两部分构成，分别是台架控制系统（PLC系统）和数据采集系统（DAS系统），水膜覆盖率测量系统和壳内气体组分分析系统。

上面已经参照具体实施例详细描述了本实用新型，显然，在不脱离所附权利要求中所限定的本实用新型范围的情况下，可以进行更改和变化。更具体地，尽管本实用新型的一些方面在本文中被确定为优选的或者有利的，但是本实用新型不必限制于本实用新型的这些优选实施例。

Claims (10)

1.一种用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，其特征在于，其包括：

试验壳本体，其由一个直筒段和上、下两个椭圆封头焊接而成；

蒸汽供应系统，其用于模拟事故质能释放边界条件，蒸汽供应系统通过快速开启/关闭阀门、快速调节阀以及减温减压装置对蒸汽喷放流量变化率和蒸汽参数进行控制，蒸汽供应系统由蓄热器支路、蒸汽主管道支路组成，通过对调节阀、减压阀的控制和大小流量的切换，可以使蒸汽以不同的流量和参数状态瞬间向试验壳内喷放；

氦气充注系统，其将氦气充注到试验壳内部，与蒸汽、空气混合后达到不同浓度的摩尔浓度，模拟不凝性气体对安全壳换热的影响；

冷却水供应系统，其模拟安全壳喷淋水边界条件，冷却水供应系统由储水罐、电加热器、分配水箱、水分配器、冷却水泵和阀门及仪表组成；

冷凝水回收系统，其用于收集试验壳本体内部蒸汽冷凝水，冷凝水收集系统设计为多条支路，每条冷凝水支路均与试验壳本体连接，经过浮球式自动疏水阀，将蒸汽与冷凝水分离后，流经质量流量计、热电偶和压力表后，汇流通过换热器，降温后收集至回收水箱进行称重；

冷却水收集系统，其用于收集壳体未蒸发冷却水，冷却水收集系统由与试验壳本体收集水槽连接的收集口导入未蒸发冷却水，通过管道，依靠冷却水自身重力流入地坑；

循环冷却水系统，其将冷凝水收集系统导出的高温水的热量通过闭式循环导出至大气空间，循环冷却水系统由循环泵、循环水罐、空冷塔、热交换器、阀门和仪表组成；

压缩空气及抽真空系统，其包括压缩空气系统和抽真空系统，压缩空气系统为试验壳本体和回路仪表提供压缩空气，压缩空气系统包括空压机、冷干机、储气罐、阀门和仪表，抽真空系统对试验壳进行抽真空，抽真空系统由真空泵、阀门和仪表组成；

测量和控制系统，控制系统实现台架的远程/就地控制和紧急情况下的安全保护功能；测量系统包括本体及回路上温度、压力、流速、湿度的测量仪表以及气体成分分析系统、水膜视频采集系统用于测量壳内不同位置处的气体成分和壳外水膜覆盖率的测量；以及

电气系统，其用于向用电设备提供电力支持和功率分配及保护功能。

2.根据权利要求1所述的用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，试验壳本体的顶封头上部设置水分配器，用于将除盐水均匀的喷淋到试验壳顶封头外表面上，并达到预设的水膜覆盖率。

3.根据权利要求1所述的用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，水分配器由塔架顶部的分配水箱提供冷却水，主路上安装调节阀和流量计，用于控制总流量；每个支路上分别设置气动调节阀，用于独立控制每个支路的流量，喷淋到试验壳外表面上未蒸发完的剩余冷却水由壳体外部的收集槽收集后导入到冷却水收集系统进行测量。

4.根据权利要求1所述的用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，试验壳本体包括试验壳及壳内构件、空气导流罩和水分配器，试验壳内设置了环吊模拟体、蒸汽发生器模拟体、操作平台、换料水池隔间、蒸汽喷口。

5.根据权利要求1所述的用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，壳体的内表面上部、中部、下部处设置有冷凝水收集槽，分别收集穹顶，壳内直筒段表面上部和壳内直筒段表面中部的冷凝水。

6.根据权利要求1所述的用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，试验壳体底部设有蒸汽注入口和冷凝水收集管路接口；壳底部还设有充注压缩空气、抽真空和充注氦气的复用接口，壳体上还设置多个公称直径为200mm的玻璃视镜口，用于观察壳内流场情况，壳体上还设置了一个人孔，其公称直径为600mm，用于人员、设备和材料的进出。

7.根据权利要求1所述的用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，壳内构件包括环吊与小车模拟体、蒸汽发生器模拟体、壳内隔间、蒸汽喷口、操作平台和维修平台、热阱模拟体和自由容积填充物。

8.根据权利要求1所述的用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，两个蒸汽发生器模拟体设置在相应的区域，内部填充了绝热材料，用于模拟原型蒸汽发生器，壳内共包括7个隔间，分别为东蒸汽发生器隔间、西蒸汽发生器隔间、RCDT隔间、RV模拟体隔间、换料水池隔间、IRWST隔间、CVS&ACC隔间，壳内设置有蒸汽喷口，并且这些喷口可以根据不同工况要求进行置换，能够模拟LOCA工况的冷管断裂、弥散喷放、ADS4喷放、MLSB工况的蒸汽发生器顶部和CMT隔间内喷放的蒸汽喷放形式。

9.根据权利要求1所述的用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，试验壳外装有空气导流罩，模拟原型非能动安全壳冷却系统的导流板，由不锈钢框架和有机玻璃组成，从下至上分为三段，下段为直筒段，中间为穹顶扩散段，上段为烟囱段。

10.根据权利要求1所述的用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，试验壳本体的壳体材料选择为304不锈钢，壳壁厚度选择为20mm。