[发明专利]一种用于模拟U型换热管断裂事故的装置及使用方法

说明书

本发明公开了一种用于模拟U型换热管断裂事故的装置及使用方法，属于核反应堆蒸汽发生器技术领域。本发明装置包括蒸汽发生器、和旁通管道。旁通管道上设置有压力和流量控制模块，用于调控旁通管道形成工作压降后，再形成不同流量，以模拟U型换热管的不同破裂程度，并监测记录二次侧不同位置放射性及温度等参数变化。本发明有助于发现U型换热管泄漏后蒸汽发生器关键参数的变化规律，以便通过核电厂运行过程中蒸汽发生器换热管的实时工作状况的监测，提前给出预防警示，以采取措施防止连带事故的发生。

技术领域

本发明属核反应堆蒸汽发生器技术领域，特别涉及一种用于模拟U型换热管断裂事故的装置及使用方法。

背景技术

蒸汽发生器是连接反应堆和汽轮机的枢纽，其作为核电厂一、二次侧的承压边界，其动态特性，影响着整个反应堆装置的安全运行，尤其涉及蒸汽发生器换热管破裂(SGTR)，需要给与更多的研究，包括单根或多根换热管破裂的研究。

目前对换热管破裂事故研究的较多，主要集中在分析换热管破裂事故的原因、事故处理及其造成的危害。在核电厂运行过程中，因水质控制不力而导致蒸汽发生器的淤污集积而腐蚀管壁，或管壁在长期运行中受到机械损坏而产生的疲劳破裂、冲刷蚀或磨损等，会使蒸汽发生器(SG)管壁减薄。当管壁减薄到一定程度，就可能因蒸汽发生器(SG)管壁突然泄漏、破裂，而发生蒸汽发生器换热管破裂(SGTR)。事故发生后，首先需要判断破损的蒸汽发生器的所在，然后加以隔离。

发生蒸汽发生器换热管破裂(SGTR)事故时，一次侧的冷却剂通过蒸汽发生器(SG)流入二次侧，造成一次侧冷却剂丧失，从而可能导致堆芯冷却不足，造成堆芯融化，引起放射性释放。因此，有必要研究换热管泄漏后蒸汽发生器关键参数的变化规律，以便在核电厂运行过程中对蒸汽发生器换热管的实时工作状况进行实时监测，必要时及时采取有效措施防止连带事故的发生。这种研究意义非常重大。

其中，对换热管断裂事故进行模拟是非常有效的技术手段。

目前本领域的研究集中在研制新型的蒸汽发生器换热管及其零部件。还没有一种非常简便、实用的专门技术手段用于研究换热管破裂事故。

发明内容

鉴于以上分析，本发明旨在提供一种模拟U型换热管断裂事故的装置及使用方法，用以解决无法简单、快捷、准确地研究换热管泄漏后蒸汽发生器关键参数的变化规律的问题。

本发明的目的主要是通过以下技术方案实现的：

一种用于模拟U型换热管破裂事故的装置，包括蒸汽发生器、与蒸汽发生器外部连通的旁通管道；所述蒸汽发生器内设置有U型换热管；所述U型换热管内侧腔体为换热管一次侧和外侧腔体为换热管二次侧；所述U型换热管外壁设置有监测模块；所述旁通管道上设置有流量控制模块和压力控制模块，所述旁通管道连通所述蒸汽发生器的换热管一次侧和换热管二次侧。

所述蒸汽发生器内设置有上壳体与下封头，中间设置有管板；所述U型换热管贯通连接于管板上侧；将所述蒸汽发生器的内腔分割成所述换热管一次侧和换热管二次侧；

所述下封头内设置有纵向的隔板，分隔出下封头的第一腔和第二腔；所述有U型换热管两端分别连通所述下封头的第一腔和第二腔；所述第一腔外壁上设置有换热管一次侧进口；所述第二腔外壁上设置有换热管一次侧出口。

所述上壳体侧壁上设置有换热管二次侧进口，顶端设置有换热管二次侧出口。

环绕所述上壳体内壁，套接有换热管束套筒；所述换热管束套筒下端悬空位于管板上部；所述换热管束套筒上端抵近换热管二次侧出口。

所述监测模块包括设置于所述U型换热管外壁的温度检测模块和放射性检测模块。

所述放射性检测模块包括数个散点设置的放射性取样装置和/或N10I(Tl)闪烁探测器，所述温度检测模块为数个散点设置的热电偶。