[发明专利]核电站管道泄漏率的试验方法及系统

说明书

技术领域

本发明涉及核电站管道泄漏试验技术，具体涉及一种核电站管道泄漏率的试验方法及系统。

背景技术

当核电站压力管道发生泄漏时，高温高压流体从管道破口处向外喷射至低压环境，流体压力快速下降，工质由单相过冷状态迅速变为两相状态而且气液相间存在明显的热力及动力不平衡，同时工质在破口末端变为临界流动，其机理非常复杂。因此，有必要研究一种高压流体穿透裂缝泄漏及临界泄漏中的泄漏率定量试验方法和装置，从而修正管道穿透性裂缝泄漏率的计算模型，并修正现有临界泄漏模型编制的计算程序。

发明内容

针对现有技术中裂缝流量与裂缝尺寸的定量计量存在很大的困难和不确定性的问题，本发明结合现有的实验条件与工程实际的需要，提供了一种核电站管道泄漏率的试验方法及系统，主要采用模拟裂缝尺寸的形式，建立流量和确定尺寸的关系，同时针对工程实际的真实裂缝进行实际工况下的泄漏试验，能够测定不同载荷下不同裂缝形式下的泄漏量。

本发明的技术方案如下：一种核电站管道泄漏率的试验方法，包括如下步骤：

步骤一：用介质生成装置生成相应的介质；

步骤二：通过质量流量计测量从介质生成装置流出的介质质量；

步骤三：从介质生成装置流出的介质经过加工有裂缝的试验段，进入冷凝装置，冷凝装置将介质冷却并通过质量流量计测量试验段泄漏的介质质量，将测出的介质质量与试验段输入的介质质量进行对比，如果二者结果相等或基本接近，则测量结果可信；否则，重复测量；

步骤四：将试验段切开，检测裂纹的表面粗糙度和流道，并将检测值作为泄漏率程序的输入，比较泄漏率程序的结果与试验结果的差别。

进一步，如上所述的核电站管道泄漏率的试验方法，其中，步骤一生成的介质为欠热液体、饱和液体、气液两相混合物、饱和蒸汽、过热蒸汽或超临界流体。

进一步，如上所述的核电站管道泄漏率的试验方法，其中，步骤三中试验段泄漏的介质泄漏率小于20kg/h的情况下，采用溢流测量方法测量冷凝后的介质质量；试验段泄漏的介质泄漏率大于或等于20kg/h的情况下，采用直接冷凝测量方法测量冷凝后的介质质量。

一种应用于上述核电站管道泄漏率试验方法的系统，包括介质生成装置和试验段测量装置，其中，所述的介质生成装置包括介质补充水箱，介质补充水箱通过管路与预热器连接，预热器通过管路连接加工有裂缝的试验段的入口，在预热器与试验段入口相连接的管路上设置用于测量试验段输入介质质量的质量流量计，试验段的出口与冷凝装置相连接，冷凝装置与用于测量试验段泄漏介质质量的质量流量计相连接。

进一步，如上所述的核电站管道泄漏率试验系统，其中，在试验段的入口前侧设置汽水混合器，介质补充水箱通过一条管路与汽水混合器的冷水入口连接，所述的预热器通过管路与汽水混合器的蒸汽入口连接，在与汽水混合器的冷水入口和蒸汽入口连接的管路上分别设置质量流量计。

进一步，如上所述的核电站管道泄漏率试验系统，其中，所述的冷凝装置为冷凝器或冷凝水溢流箱。

进一步，如上所述的核电站管道泄漏率试验系统，其中，所述的冷凝水溢流箱包括设置在箱体下方的与试验段出口相连接的蒸汽分配管，蒸汽分配管上设置若干小孔；所述的蒸汽分配管的上方设有蛇形盘管冷凝器，在蛇形盘管冷凝器的上方设置用于降低介质液面波动和衰减冷凝噪声的均流板；箱体的上部为溢流出口。

更进一步，所述的冷凝水溢流箱上部的溢流出口为能够减小流面面积的倾斜缩口形状。

本发明的有益效果如下：本发明结合现有的实验条件与工程实际的需要，主要采用模拟裂缝尺寸的形式，建立流量和确定尺寸的关系，能够针对工程实际的真实裂缝进行实际工况下的泄漏实验，测定不同载荷下不同裂缝形式下的泄漏量。

附图说明

图1为核电站管道泄漏率试验系统的结构示意图；

图2为试验段的一种实施结构示意图；

图3为采用溢流测量方法测量冷凝后的介质质量的示意图；

图4为采用直接冷凝测量方法测量冷凝后的介质质量的示意图；

图5为冷凝水溢流箱结构示意图。

具体实施方式

下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。