[发明专利]一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置

说明书

本发明涉及一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置，该装置包括用于模拟核电站安全壳的罐体(1)、模拟冷凝回流并收集冷凝水的冷凝回流组件、用于对收集的冷凝水进行称重的称重组件(6)，所述的冷凝回流组件和称重组件(6)均设置在罐体(1)内部，所述的称重组件(6)设置在冷凝回流组件的冷凝水收集端。称重组件(6)对冷凝回流组件回收的冷凝液进行称重，进而得到冷凝液回收效率。与现有技术相比，本发明能够模拟核电站安全壳内壁面冷凝液回收系统的冷凝回流行为，并通过回收的冷凝水称重来估算冷凝回流损失，指导核电站安全壳内壁面冷凝液回收系统的优化设计。

技术领域

本发明涉及核电站优化设计技术领域，尤其是涉及一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置。

背景技术

在第三代自主先进压水堆核电站CAP1000和CAP1400的设计中，非能动余热排出(PRHR)系统在事故态下的长期冷却过程中将发挥至关重要的作用。该系统中的安全壳内换料水箱(IRWST)在此过程中将蒸发产生的水蒸汽通过冷凝回流系统形成冷凝液并最终返回IRWST，可保证IRWST的水量可利用率，从而支持一回路的长期冷却，为堆芯安全提供重要保障。

前期调研和常温常压的附板冷凝回流试验研究表明：安全壳内换料水箱的安全壳壁面上的附板和返回槽等会造成一定量的冷凝液损失。该冷凝液的损失，将直接影响到冷凝回流的份额，对于PRHR长期冷却分析具有重要意义。前期调研表明，当前并无可行的计算方法来有效估算该损失。

发明内容

本发明的目的就是为了克服上述现有技术存在的缺陷而提供一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置。

本发明的目的可以通过以下技术方案来实现：

一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置，该装置包括用于模拟核电站安全壳的罐体、模拟冷凝回流并收集冷凝水的冷凝回流组件、用于对收集的冷凝水进行称重的称重组件，所述的冷凝回流组件和称重组件均设置在罐体内部，所述的称重组件设置在冷凝回流组件的冷凝水收集端；

称重组件对冷凝回流组件回收的冷凝液进行称重，通过和冷凝回流组件入口流量比对计算获得冷凝液回收效率。

优选地，所述的冷凝回流组件包括冷凝水箱、试验主板和收集槽，所述的试验主板用于模拟核电站安全壳的冷凝液回流壁面，所述的试验主板通过固定杆安装在罐体中，所述的试验主板沿垂直方向布置，所述的冷凝水箱设置在试验主板顶部，所述的冷凝水箱用于向试验主板上均匀散布冷凝水，所述的收集槽设置在试验主板底部，所述的收集槽用于收集冷凝水，所述的收集槽通过连接结构与称重组件连通。

优选地，所述的试验主板上位于冷凝水流过的相对面上设有加热模块。

优选地，所述的称重组件包括称重箱和称重仪，所述的称重箱置于称重仪上，所述的收集槽通过所述的连接结构与称重箱连通。

优选地，所述的连接结构包括连通管路。

优选地，所述的称重仪包括高精度耐高压称重模块，所述的称重模块耐压大于0.5MPa，测量误差小于±1％。

优选地，所述的罐体包括直筒段以及位于直筒段两端的顶盖和底盖。

优选地，所述的顶盖上设有加压气入口和冷凝水入口，所述的加压气入口用于向罐体内输入加压气体用于模拟核电站安全壳内的高压环境，所述的冷凝水入口用于向冷凝回流组件中输入冷凝水。

优选地，所述的罐体直筒段设有用于观察罐体内冷凝水回流过程的观测窗。

优选地，所述的罐体直筒段还设有人工检修的人孔。

与现有技术相比，本发明具有如下优点：