一种研究全厂断电和壳内大破口事故对安全壳影响的装置

摘要

本发明属于安全壳非能动热量导出技术领域，具体涉及一种研究全厂断电和壳内大破口事故对安全壳影响的装置。电锅炉分别通过安全壳下部进汽管线和安全壳上部进汽管线与安全壳模拟体连接，热交换器放置在安全壳模拟体内，热交换器两端分别通过自然循环下降段管线和自然循环上升段管线与冷却水箱底部相连，自然循环下降段管线设置有下降段隔离阀，电锅炉与冷却水箱内蒸汽加热管线连接，该管线上设置有水箱加热段隔离阀和水箱加热段流量计。本发明是国内第一次用于中核华龙一号安全壳非能动热量导出系统实验装置研究核电站先后发生全厂断电事故和大破口极端事故工况下系统响应特性，具有较大的实践意义。

说明书

技术领域

本发明属于安全壳非能动热量导出技术领域，具体涉及一种研究全厂断电和壳内大破口事故对安全壳影响的装置。

背景技术

中核华龙一号在设计上安全壳非能动热量导出系统(PCS)与二回路非能动余热排出系统(PRS)共用冷却水池，考虑到先后发生全厂断电事故(SBO)、一回路/主蒸汽大破口事故的可能性，此时PRS系统已经对冷却水箱进行过加热以及其他可能的极端事故工况，导致冷却水池在PCS系统投运前已经被加热到一个较高的温度甚至已经达到了饱和温度。此时PCS系统回路管道中的冷却水的温度(常温)比冷却水箱中的低，这与PRS未投入时环路内比较均匀的系统温度分布的工况不同，将导致初期PCS自然循环驱动力不足，自然循环建立比较困难。所以有必要研究SBO事故叠加后续的大破口事故工况下自然系统的运行特性，要求试验开始前冷却水池水温已经被加热到饱和温度。

发明内容

本发明的目的在于提供一种研究全厂断电和壳内大破口事故对安全壳影响的装置，以解决引入冷却水池被提前加热到饱和温度的前提条件的研究需求，并且研究了中核华龙一号核电站先后发生全厂断电事故(SBO)、一回路/主蒸汽大破口事故工况下系统自然循环建立情况，以证明系统设计的有效性。

为达到上述目的，本发明所采取的技术方案为：

一种研究全厂断电和壳内大破口事故对安全壳影响的装置，电锅炉分别通过安全壳下部进汽管线和安全壳上部进汽管线与安全壳模拟体连接，热交换器放置在安全壳模拟体内，热交换器两端分别通过自然循环下降段管线和自然循环上升段管线与冷却水箱底部相连，自然循环下降段管线设置有下降段隔离阀，电锅炉与冷却水箱内蒸汽加热管线连接，该管线上设置有水箱加热段隔离阀和水箱加热段流量计。

所述的电锅炉的出口设置有流量表，用于观察和控制电锅炉出汽量。

所述的冷却水箱中放有设定液位的常温除盐水。

所述的电锅炉生产出高温高压的水蒸汽通过安全壳下部进汽管线和安全壳上部进汽管线进入安全壳模拟体，安全壳模拟体模拟真实核电站安全壳内事故工况下的各种参数，安全壳模拟体内高温高压蒸汽加热热交换器，热交换器管道内液体沸腾温度升高并通过自然循环上升段管线进入冷却水箱，冷却水箱内液体下降通过自然循环下降段管线流过热交换器，从而形成自然循环流量，并在过程中连续不断带走安全壳模拟体内热量，降低安全壳模拟体的压力，确保安全壳模拟体的安全，通过下降段隔离阀控制实验的开始，通过冷却水箱内蒸汽加热管线将冷却水箱内的常温除盐水加热至饱和温度。

稍微开启水箱加热段隔离阀，对冷却水箱内蒸汽加热管线进行暖管，暖管完成后逐渐打开水箱加热段隔离阀，向冷却水箱通入加热蒸汽，全开过程中实时观察水箱加热段流量计，用监视器观察冷却水箱内蒸汽加热管线的振动情况，通过控制水箱加热段隔离阀的开度来控制加热蒸汽的流量，将冷却水箱内除盐水加热至饱和温度；提前向安全壳模拟体内通入一定量的气体配比的压缩空气和氦气，通过安全壳下部进汽管线和安全壳上部进汽管线开始向安全壳模拟体内通入蒸汽，待壳内压力升高至安全壳喷淋系统启动压力0.24MPa时，开启下降段隔离阀，观察系统回路各个参数变化情况，实时记录回路自然循环建立过程数据，处理数据，计算数据，做出需要的参数随时间变化的曲线，以此来判断整个系统自然循环的建立情况是否能满足原设计的需要。

本发明所取得的有益效果为：

本发明是国内第一次用于中核华龙一号安全壳非能动热量导出系统实验装置研究核电站先后发生全厂断电事故SBO和大破口极端事故工况下系统响应特性，具有较大的实践意义。其优点有：1.使用现已有的加热设备提供热源；2.新增成本较少；3.操作简单；4.试验过程安全可控。

附图说明

图1为研究全厂断电和壳内大破口事故对安全壳影响的装置结构图；

图中：1、电锅炉；2、安全壳模拟体；3、热交换器；4、冷却水箱；5、水箱加热段隔离阀；6、下降段隔离阀；7、冷却水箱内蒸汽加热管线；8、安全壳下部进汽管线；9、安全壳上部进汽管线；10、自然循环下降段管线；11、自然循环上升段管线；12、水箱加热段流量计；13、流量表。

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。

如图1所示，为研究全厂断电和壳内大破口事故对安全壳影响的装置结构图。电锅炉1分别通过安全壳下部进汽管线8和安全壳上部进汽管线9与安全壳模拟体2连接，电锅炉1的出口设置有流量表13，热交换器3放置在安全壳模拟体2内，热交换器3两端分别通过自然循环下降段管线10和自然循环上升段管线11与冷却水箱4底部相连，自然循环下降段管线10设置有下降段隔离阀6，电锅炉1与冷却水箱内蒸汽加热管线7连接，该管线上设置有水箱加热段隔离阀5和水箱加热段流量计12。

电锅炉1生产出高温高压的水蒸汽并通过安全壳下部进汽管线8和安全壳上部进汽管线9进入安全壳模拟体2内，通过电锅炉1出口的流量表13可以观察和控制电锅炉1出汽量，加上事先在安全壳模拟体2内充好的压缩空气氦气等，可以模拟真实核电站安全壳内事故工况下的各种参数。热交换器3放置在安全壳模拟体2内，冷却水箱4中放有设定液位的常温除盐水，热交换器3两端分别通过自然循环下降段管线10和自然循环上升段管线11与冷却水箱4底部相连。安全壳模拟体2内高温高压蒸汽加热热交换器3，热交换器3管道内液体沸腾温度升高并通过自然循环上升段管线11进入冷却水箱4，冷却水箱4内液体下降通过自然循环下降段管线10流过热交换器3，从而形成自然循环流量，并在过程中连续不断带走安全壳模拟体2内热量，降低安全壳模拟体2的压力，从而可确保安全壳模拟体2的安全。通过设置在自然循环下降段管线10的下降段隔离阀6可以控制实验的开始。另外，通过冷却水箱内蒸汽加热管线7可以将冷却水箱4内的常温除盐水加热至饱和温度。

稍微开启水箱加热段隔离阀5，对水箱加热段流量计12、水箱加热段隔离阀5、冷却水箱内蒸汽加热管线7进行暖管，暖管完成后逐渐打开水箱加热段隔离阀5，向冷却水箱4通入加热蒸汽。全开过程中实时观察水箱加热段流量计12，用监视器(摄像头设置在冷却水箱内及相关观察系统)观察冷却水箱内蒸汽加热管线7的振动情况，通过控制水箱加热段隔离阀5的开度来控制加热蒸汽的流量，将冷却水箱4内除盐水加热至饱和温度。提前向安全壳模拟体2内通入一定量的气体配比的压缩空气和氦气，通过安全壳下部进汽管线8和安全壳上部进汽管线9开始向安全壳模拟体2内通入蒸汽，待壳内压力升高至安全壳喷淋系统启动压力0.24MPa时，开启下降段隔离阀6，通过遍布系统的各种仪表观察系统回路各个参数变化情况，实时记录回路自然循环建立过程数据，处理数据，计算数据，做出需要的参数(自然循环流量/安全壳压力/系统排热功率)随时间变化的曲线，以此来判断整个系统自然循环的建立情况是否能满足原设计的需要。