CN219872889U - 一种用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构 - Google Patents

Abstract

本申请涉及一种用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括安全壳模拟体、抑压水池模拟体和支撑组件。安全壳模拟体用于连接喷淋系统或者导热系统，安全壳模拟体与蒸汽供应管路连通；抑压水池模拟体内部装有用于冷凝的液体，抑压水池模拟体与安全壳模拟体连通，抑压水池模拟体的上部与安全壳模拟体的下部固定连接在一起，抑压水池模拟体固定连接于地面上；支撑组件沿安全壳模拟体及抑压水池模拟体周向围绕设置，一端固定连接于地面上，另一端支撑安全壳模拟体。

Description

一种用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构

技术领域

本申请涉及核能安全技术领域，特别是涉及一种用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构。

背景技术

核电厂安全壳系统作为第三道安全屏障，在事故工况下用于实现放射性包容、安全壳热量导出等安全功能。而核电厂事故情况下大量高温高压蒸汽进入安全壳，造成安全壳内迅速升温升压，若超过安全壳所能承受的温度与压力限值，安全壳的完整性将遭到破坏，届时反应堆内放射物质将不可控的释放到外部环境，对公众和环境带来危害。

而验证安全壳系统非能动模块设计的各项性能，需要通过一定比例模化实验进行验证。常规实验装置设计中，针对安全壳系统质能释放实验模拟工况过于单一，主要实验模拟体的结构模化也较为简单，在需要同时开展安全壳系统能动/非能动压力控制、能动/非能动安全壳热量导出的整体性能实验时，通常采用连接多个管道的方式来实现对热量导出系统或者抑压系统与安全壳之间的连通，这样开展试验需要的设备建设工程量大、安装工艺复杂以及占地空间大。

实用新型内容

基于此，有必要针对安全壳质能释放实验装置建设工程量大、安装工艺复杂以及占地空间大的问题，提供一种用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，包括：

安全壳模拟体用于连接喷淋系统或者导热系统，安全壳模拟体与蒸汽供应管路连通；

抑压水池模拟体内部装有用于冷凝的液体，抑压水池模拟体与安全壳模拟体连通，抑压水池模拟体的上部与安全壳模拟体的下部固定连接在一起，抑压水池模拟体固定连接于地面上；

支撑组件沿安全壳模拟体及抑压水池模拟体周向围绕设置，一端固定连接于地面上，另一端支撑安全壳模拟体。

上述的用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，包括安全壳模拟体、抑压水池模拟体和支撑组件，其中，安全壳模拟体与蒸汽供应管路连通，蒸汽供应管路与蒸汽源连通，以便为安全壳模拟体提供蒸汽。安全壳模拟体能够放置或连接导热系统，以便通过安全壳模拟体能够进行能动或非能动热量导出试验。或者安全壳模拟体还能够连接喷淋系统，以便开展喷淋等能动冷却系统在事故条件下安全壳内的长期排热性能试验。抑压水池模拟体固定连接于地面上，抑压水池模拟体的上部和安全壳模拟体的下部固定连接在一起，且安全壳模拟体和抑压水池模拟体为连通状态，以便安全壳模拟体内的介质能够进入抑压水池模拟体内进行直接接触冷凝，来完成安全壳模拟体的快速泄压。支撑组件沿安全壳模拟体和抑压水池模拟体周向围绕设置，以支撑抑压水池模拟体和安全壳模拟体并保证试验时设备的稳定性。且支撑组件一端固定连接于地面，另一端支撑于安全壳模拟体，保证抑压水池模拟体的位置相对固定，并能够同时对抑压水池模拟体和安全壳模拟体其起支撑作用。通过上述的结构，安全壳模拟体的下部和抑压水池模拟体的上部固定连接，并在其周向围绕设置支撑组件来支撑抑压水池模拟体和安全壳模拟体，保证设备整体的稳定性，满足了超大型安全壳实验装置平台对主模化设备的结构需求，不仅能够同时开展安全壳系统能动/非能动压力控制、能动/非能动安全壳热量导出的整体性能实验，还提高了开展试验前车间预制和现场拼装的便捷性，节约时间成本和人工成本。且安全壳模拟体与抑压模拟模拟体采用上下对中布置方式，在实际开展实验装置建设过程中，同等模化比例下可大幅降低装置的占地面积。

在一些实施例中，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括连通件，所述连通件具有连通腔，所述连通件连接于所述安全壳模拟体和所述抑压水池模拟体之间，以通过所述连通腔连通所述安全壳模拟体与所述抑压水池模拟体。

在一些实施例中，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括膨胀节，所述膨胀节设于所述安全壳模拟体与所述抑压水池模拟体之间的所述连通件上。

在一些实施例中，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括抑压管，所述抑压管的入口端置于所述连通件中，所述抑压管的出口端伸入所述抑压水池模拟体水空间。

在一些实施例中，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构还包括爆破片，所述爆破片设置于所述抑压管的入口端。

在一些实施例中，所述安全壳模拟体的下部与所述抑压水池模拟体的上部通过固定支撑架连接。

在一些实施例中，所述固定支撑架为型钢。

在一些实施例中，所述支撑组件包括：

多个支撑立柱，相互间隔设置，各所述支撑立柱一端固定安装于地面，多个所述支撑立柱沿所述安全壳模拟体及所述抑压水池模拟体的的周向围设；

支撑框，固定连接于多个支撑立柱的另一端；所述支撑框用于支撑所述安全壳模拟体。

在一些实施例中，所述安全壳模拟体还包括环形支撑座，所述环形支撑座固定连接于所述安全壳模拟体的外壁，所述环形支撑座支撑在所述支撑框上。

在一些实施例中，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括模拟裙座，所述模拟裙座连接于所述抑压水池模拟体的下部，并固定安装于地面上，用于支撑所述抑压水池模拟体。

在一些实施例中，所述抑压水池模拟体和所述安全壳模拟体的上部和下部均设有封头。

附图说明

图1为本申请一实施例提供的核电厂安全壳系统实验的主设备正面剖视图。

图2为本申请一实施例提供的核电厂安全壳系统实验的主设备整体结构示意图。

附图标记：

安全壳模拟体10；抑压水池模拟体20；抑压管201；爆破片202；模拟裙座203；支撑组件30；支撑立柱301；支撑框302；连通件40；膨胀节50；固定支撑架60；环形支撑座70。

具体实施方式

为使本申请的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂，下面结合附图对本申请的具体实施方式做详细的说明。在下面的描述中阐述了很多具体细节以便于充分理解本申请。但是本申请能够以很多不同于在此描述的其它方式来实施，本领域技术人员可以在不违背本申请内涵的情况下做类似改进，因此本申请不受下面公开的具体实施例的限制。

在本申请的描述中，需要理解的是，若有出现这些术语“中心”、“纵向”、“横向”、“长度”、“宽度”、“厚度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”、“内”、“外”、“顺时针”、“逆时针”、“轴向”、“径向”、“周向”等，这些术语指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本申请和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本申请的限制。

此外，若有出现这些术语“第一”、“第二”，这些术语仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括至少一个该特征。在本申请的描述中，若有出现术语“多个”，“多个”的含义是至少两个，例如两个，三个等，除非另有明确具体的限定。

在本申请中，除非另有明确的规定和限定，若有出现术语“安装”、“相连”、“连接”、“固定”等，这些术语应做广义理解。例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或成一体；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通或两个元件的相互作用关系，除非另有明确的限定。对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本申请中的具体含义。

在本申请中，除非另有明确的规定和限定，若有出现第一特征在第二特征“上”或“下”等类似的描述，其含义可以是第一和第二特征直接接触，或第一和第二特征通过中间媒介间接接触。而且，第一特征在第二特征“之上”、“上方”和“上面”可是第一特征在第二特征正上方或斜上方，或仅仅表示第一特征水平高度高于第二特征。第一特征在第二特征“之下”、“下方”和“下面”可以是第一特征在第二特征正下方或斜下方，或仅仅表示第一特征水平高度小于第二特征。

需要说明的是，若元件被称为“固定于”或“设置于”另一个元件，它可以直接在另一个元件上或者也可以存在居中的元件。若一个元件被认为是“连接”另一个元件，它可以是直接连接到另一个元件或者可能同时存在居中元件。如若存在，本申请所使用的术语“垂直的”、“水平的”、“上”、“下”、“左”、“右”以及类似的表述只是为了说明的目的，并不表示是唯一的实施方式。

参阅图1至图2，图1示出了本申请一实施例中的提供的核电厂安全壳系统实验的主设备结构示意图，本申请一实施例提供的一种用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，包括安全壳模拟体10、抑压水池模拟体20和支撑组件30。安全壳模拟体10用于连接喷淋系统或者导热系统，安全壳模拟体10与蒸汽供应管路连通；抑压水池模拟体20内部装有用于冷凝的液体，抑压水池模拟体20与安全壳模拟体10连通，抑压水池模拟体20的上部与安全壳模拟体10的下部固定连接在一起，抑压水池模拟体20固定连接于地面上；支撑组件30沿安全壳模拟体10及抑压水池模拟体20周向围绕设置，一端固定连接于地面上，另一端支撑安全壳模拟体10。

上述的用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，包括安全壳模拟体10、抑压水池模拟体20和支撑组件30，其中，安全壳模拟体10与蒸汽供应管路连通，蒸汽供应管路与蒸汽源连通，以便为安全壳模拟体10提供蒸汽。安全壳模拟体10内能够放置或连接导热系统，以便通过安全壳模拟体10能够进行能动或非能动热量导出试验。或者安全壳模拟体10还能够连接喷淋系统，以便开展喷淋等能动冷却系统在事故条件下安全壳内的长期排热性能试验。抑压水池模拟体20固定连接于地面上，抑压水池模拟体20的上部和安全壳模拟体10的下部固定连接在一起，且安全壳模拟体10和抑压水池模拟体20为连通状态，以便安全壳模拟体10内的介质能够进入抑压水池模拟体20内进行直接接触冷凝，来完成安全壳模拟体10的快速泄压。支撑组件30沿安全壳模拟体10和抑压水池模拟体20周向围绕设置，以支撑抑压水池模拟体20和安全壳模拟体10并保证试验时设备的稳定性。且支撑组件30一端固定连接于底面，另一端支撑于安全壳模拟体10，保证抑压水池模拟体20的位置相对固定，并能够同时对抑压水池模拟体20和安全壳模拟体10其起支撑作用。通过上述的结构，安全壳模拟体10的下部和抑压水池模拟体20的上部固定连接，并在其周向围绕设置支撑组件30来支撑抑压水池模拟体20和安全壳模拟体10，保证设备整体的稳定性，并通过控制通入蒸汽的流量，能够模拟不同破口事故后的质能释放过程，同时开展安全壳系统能动/非能动压力控制、能动/非能动安全壳热量导出的整体性能实验。满足了超大型安全壳实验装置平台对主模化设备的结构需求，还提高了开展试验前车间预制和现场拼装的便捷性，节约时间成本和人工成本。且安全壳模拟体10与抑压水池模拟体采用上下对中布置方式，在实际开展实验装置建设过程中，同等模化比例下可大幅降低装置的占地面积。

在本实施例中，导热系统能够通过与循环回路连接形成能动热量导出循环或者非能动热量导出循环，从而实现对安全壳热量非能动导出系统的性能进行研究，以确保安全壳热量导出非能动导出系统在投入使用时的安全性和可靠性。且该主设备模化结构中，模拟第三道安全屏障的安全壳模拟体10和模拟质能释放抑压功能卸压阱的抑压水池模拟体20分别采用独立支撑型式，可根据实验需求调节模化容积及模化尺寸比例。

在本实施例中，模拟质能释放事故工况的安全壳模拟体10与抑压水池模拟体20之间为独立设备，可根据实验模化需求采用不同的布置方式灵活设置，以满足不同试验需要。且安全壳模拟体能够无约束坐落在支撑组件上，同时安全壳模拟体的下部与抑压水池模拟体连接，在安全壳模拟体通过本体的自由膨胀收缩实现热应力补偿，以避免设备本体热膨胀应力对钢结构平台基础产生的反向拉力的同时，还保证设备在试验工况下的稳定性。设备结构可根据需要调整质能释放工况的喷放位置、相对高差，以及满足高能质能释放的需求，从而能够模拟不同事故时质能释放的状况。

在一些实施例中，核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括连通件40，连通件40具有连通腔，连通件40连接于安全壳模拟体10和抑压水池模拟体20之间，以通过连通腔连通安全壳模拟体10与抑压水池模拟体20。

连通件40设置于安全壳模拟体10与抑压水池模拟体20之间，一端与安全壳模拟体10的下部固定连接，另一端与抑压水池模拟体20的上部固定连接并部分地伸入抑压水池模拟体20内，以实现安全壳模拟体10与抑压水池模拟体20之间的连通，并使安全壳模拟体10内的混合蒸汽能够进入抑压水池模拟体20的水空间进行直接接触冷凝，来完成安全壳模拟体10的快速泄压。以便对事故状况下质能释放的压力响应曲线和理论上模拟质能释放压力响应曲线进行验证。

在其他实施例中，抑压水池模拟体20和安全壳模拟体10可根据模化需求通过开孔的隔板等方式直接相连。

在一些实施例中，核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括膨胀节50，膨胀节50设于安全壳模拟体与抑压水池模拟体之间的连通件40上。

安全壳模拟体10和抑压水池模拟体20通过连通件40实现有效连通，膨胀节50设置于在安全壳模拟体10和抑压水池模拟体20之间的连通件40上，通过设置膨胀节50来实现安全壳模拟体10和抑压水池模拟体20在拼装过程中的对中偏差矫正，同时能够避免安全壳模拟体10和抑压水池模拟体20在拼装过程中产生的局部应力集中，保证设备整体运行的稳定性。

在一些实施例中，核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括抑压管201，抑压管201的入口端置于连通腔中，抑压管201的出口端伸入抑压水池模拟体20水空间。

抑压管201入口端设于连通腔中，抑压管201的出口端伸入抑压水池模拟体20内的水空间，使得连通腔通过抑压管201与抑压水池模拟体20连通，且安全壳模拟体10的蒸汽能够通过抑压管201进入抑压水池模拟体20，并伸入水空间直接接触冷凝，以实现对安全壳模拟体10的快速泄压。

在其他实施例中，抑压管201可以设置多个，并根据具体场景设置不同形式的抑压管201，以满足实际需求。

在一些实施例中，核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构还包括爆破片202，爆破片202设置于抑压管201的入口端。

在抑压管201的入口端设置爆破片202，能够保证抑压水池模拟体20和安全壳模拟体10的实体隔离，避免不进行试验的状况下，抑压水池内的液体进入安全壳模拟体10。由于爆破片202能在规定的温度和压力下爆破，泄放压力，使得此时连通腔能够通过抑压管201与抑压水池连通，以便开展试验。通过设置连通件40，并设置抑压管201来实现安全壳模拟体10和抑压水池模拟体20之间的连通，既可实现安全壳系统整体性能实验，也可满足爆破片202、抑压管201等单功能部件的性能实验的开展。

在一些实施例中，安全壳模拟体10的下部与抑压水池模拟体20的上部通过固定支撑架60连接。安全壳模拟体10和抑压水池模拟体20之间通过固定支撑架进行焊接固定，以消除在实验装置质能释放工况下由金属膨胀节50产生的轴向盲板推力，保证试验运行时设备的可靠性。且通过固定支撑架60连接使得安全壳模拟体10与抑压水池模拟体20采用上下对中布置方式，在实际开展实验装置建设过程中，同等模化比例下可大幅降低装置的占地面积。同时由于安全壳模拟体10下端与抑压水池模拟体20固定连接，抑压水池模拟体20固定安装于地面，保证了试验工况下设备整体的稳定性

在一些实施例中，固定支撑架60为多根型钢。安全壳模拟体10的下部和抑压水池模拟体20的上部通过多根型钢进行固定连接，并进行焊接固定，以使安全壳模拟体10与抑压水池模拟体20相对固定。

在一些实施例中，型钢可采用槽钢、工字钢等不同型式。

在一些实施例中，支撑组件30包括多个支撑立柱301和支撑框302，多个支撑立柱301相互间隔设置，各支撑立柱301一端固定安装于地面，多个支撑立柱301沿安全壳模拟体10及抑压水池模拟体20的的周向围设；支撑框302固定连接于多个支撑立柱301的另一端；支撑框302用于支撑安全壳模拟体10。

多个支撑立柱301相互间隔的围绕于安全壳模拟体10和抑压水池模拟体20的周向设置，且支撑立柱301一端固定安装于地面上，另一端与支撑框302固定连接，使得支撑框302能够对安全壳模拟体10起支撑作用，而支撑框302能够通过固定安装于底面的支撑立柱301，来使地面的混凝土来承担整个设备的荷载，从而保证设备安装的稳定性。且固定支撑架60与支撑组件30之间无横向约束，便于拼装。

在一些实施例中，安全壳模拟体10还包括环形支撑座70，环形支撑座70固定连接于安全壳模拟体10的外壁，环形支撑座70支撑在支撑框302上。

环形支撑座70围设于安全壳模拟体10，并与安全壳模拟体10的外壁固定连接，使得开展质能释放实验的安全壳模拟体10能够通过环形支撑座70自由坐落在支撑框302上，易于安装。在质能释放工况下，设备热应力可通过安全壳模拟体10的自由膨胀收缩实现补偿，同时避免了安全壳模拟体10热膨胀应力对支撑组件30产生的反向拉力，确保支撑组件30的安全性和稳定性。

在一些实施例中，核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括模拟裙座203，模拟裙座203连接于抑压水池模拟体20的下部，并固定安装于地面上，用于支撑抑压水池模拟体20。

在一些实施例中，抑压水池模拟体20和安全壳模拟体10的上部和下部均设有封头。通过在抑压水池模拟体20及安全壳模拟体10的上部和下部均设封头，也就是将抑压水池模拟体20及安全壳模拟体10为带有椭圆封头或者椭球封头的压力容器，能够进一步保证压力容器的承压能力，在满足安全使用需求的同时保证其强度。

以上所述实施例的各技术特征可以进行任意的组合，为使描述简洁，未对上述实施例中的各个技术特征所有可能的组合都进行描述，然而，只要这些技术特征的组合不存在矛盾，都应当认为是本说明书记载的范围。

以上所述实施例仅表达了本申请的几种实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对申请专利范围的限制。应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本申请构思的前提下，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本申请的保护范围。因此，本申请专利的保护范围应以所附权利要求为准。

Claims (10)

1.一种用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括：

安全壳模拟体，用于连接喷淋系统或者导热系统，所述安全壳模拟体与蒸汽供应管路连通；

抑压水池模拟体，内部装有用于冷凝的液体，所述抑压水池模拟体与所述安全壳模拟体连通，所述抑压水池模拟体的上部与所述安全壳模拟体的下部固定连接在一起，所述抑压水池模拟体固定连接于地面上；

支撑组件，沿所述安全壳模拟体及所述抑压水池模拟体周向围绕设置，一端固定连接于地面上，另一端支撑所述安全壳模拟体。

2.根据权利要求1所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括连通件，所述连通件具有连通腔，所述连通件连接于所述安全壳模拟体和所述抑压水池模拟体之间，以通过所述连通腔连通所述安全壳模拟体与所述抑压水池模拟体。

3.根据权利要求2所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括膨胀节，所述膨胀节设于所述安全壳模拟体与所述抑压水池模拟体之间的所述连通件上。

4.根据权利要求2所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括抑压管，所述抑压管的入口端置于所述连通腔中，所述抑压管的出口端伸入所述抑压水池模拟体的水空间。

5.根据权利要求4所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构还包括爆破片，所述爆破片设置于所述抑压管的入口端。

6.根据权利要求1所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述安全壳模拟体的下部与所述抑压水池模拟体的上部通过固定支撑架连接。

7.根据权利要求6所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述固定支撑架为型钢。

8.根据权利要求1所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述支撑组件包括：

多个支撑立柱，相互间隔设置，各所述支撑立柱一端固定安装于地面，多个所述支撑立柱沿所述安全壳模拟体及所述抑压水池模拟体的周向围设；

支撑框，固定连接于多个支撑立柱的另一端；所述支撑框用于支撑所述安全壳模拟体。

9.根据权利要求8所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述安全壳模拟体还包括环形支撑座，所述环形支撑座固定连接于所述安全壳模拟体的外壁，所述环形支撑座支撑在所述支撑框上。

10.根据权利要求1所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述抑压水池模拟体和所述安全壳模拟体的上部和下部均设有封头。