[发明专利]一种核反应堆稳压器安全阀水封试验系统及其试验方法

说明书

本发明公开了一种核反应堆稳压器安全阀水封试验系统及方法，该回路可以进行真空、空气以及多组分不凝性气体下的低压、中压水力水封实验，揭示水力水封结构的水封过程和水力水封机理现象。该回路主要包含去离子制水系统、加热水箱、热水泵、压力容器、真空泵、不凝性气体、排气卸压口、水封实验段、控制及采集系统等。实验压力范围为0.1‑1.0MPa，温度范围为0‑180℃。本发明的实验回路能够实现水封结构实验现象的可视。回路压力容器采用一体化设计，同时安装有多处传感装置。本发明具有安全性高、实验数据精度高、易于安装维修等优点。

技术领域

本发明属于核动力设备性能验证性试验研究技术领域，具体涉及一种核反应堆稳压器安全阀水封试验系统及其试验方法。

背景技术

核电站稳压器是将一回路压力维持在整定值，调节一回路压力的重要设备。在稳压器安全阀上游设有水封结构，目的是减少稳压器汽相空间的氢气通过安全阀泄漏至卸压箱，减少安全阀下游管线以及稳压器安全阀接管嘴承受的水力载荷以及减缓安全阀温度波动。早在19世纪末期，英国湍流专家Reynolds就研究了U型管水封如何阻止下水道秽气进入房中，利用U型管水密封来阻止下水道臭气进入浴室和厕所中是建筑行业中的通常做法。由于氢气的分子量很小，具有很强的逃逸性，氢气很容易从阀门的缝隙中泄露到核电站厂房内，可能导致不可预见的影响和事故。因此，有必要在安全阀前端设置水封阻止氢气向外泄露，针对水封结构中复杂的传热冷凝现象，在反应堆启动阶段安全阀前段的水封情况需要实验验证。

稳压器安全阀水力水封试验主要研究在高压情况下由于管外与空气形成的自然对流换热导致管内蒸汽的珠状冷凝和膜状冷凝，从而在收集槽内累积形成水封液面的现象。现阶段国内外针对蒸汽冷凝形成水封的现象的实验很少，水封的应用一般为冷态水封，如ZL201510402043.7中关于闸门结构水封实验装置和方法的阐述，主要用于水工闸门水封状态下的变形和封水特性的研究。对于热态带压情况下的冷凝自水封现象的研究较为匮乏，在核反应堆中水封现象较为重要，因此，本专利提供研究此现象的实验装置和实验方法。

发明内容

本发明的目的是针对上述试验装置或试验系统不适用或不满足核工程领域对稳压器安全阀水力水封试验研究的需求，提供一种能够最大限度还原反应堆稳压器安全阀水力水封现象的试验系统及其试验方法，本发明所述系统能够获得水封结构处液位、压力、温度，同时又可以获得稳压器内不凝结气体对水封形成的影响，为核反应堆在起堆过程中稳压器内安全阀水封情况的判定提供依据。

为了达到上述目的，本发明采用如下技术方案：

一种核反应堆稳压器安全阀水封试验系统，包括去离子制水系统1、连接去离子制水系统的第一流量控制阀801的第一补水泵201，第一补水泵201另一端连接加热水箱3，加热水箱3低端连接有第一排污阀802，同时加热水箱3内置有多组加热棒，每组加热棒功率为60kW；加热水箱3外部连接有测量其液位的第一差压变送器1001；加热水箱3出口设置第一温度传感器901；他们在回路中起到为试验回路提供低于饱和温度的去离子水，同时保证加热水箱内加热棒的正常稳定工作，以上组成了试验系统的水源及预加热模块；

加热水箱3下游连接有高温泵202，高温泵202连接第二流量控制阀803，第二流量控制阀803控制反应堆稳压器模拟体压力容器4的流量，压力容器4低端设置有第二排污阀804，控制压力容器内的水存量；压力容器4下半部装有加热棒以及整流板，加热棒总功率为200kW；压力容器4中部设置有第二温度传感器902，监测压力容器内水温；压力容器4上半部和下半部分分别连接有第二差压变送器1002的低压端和高压端，检测压力容器4坍塌液位；压力容器4斜上方连接有水封结构试验段5，为实验主要试验段；压力容器4顶部装有压力传感器11和导波雷达液位计12，用于检测压力容器4内坍塌液位、混合液位，保证加热棒的安全运行，压力容器4外层包裹保温棉，以上组成了系统的压力容器模块；