The invention provides a test system of nuclear power plant dead pipe segment phenomenon, including the dead pipe segment and used to simulate the first organization to improve the internal temperature of the dead pipe segment; dead pipe segment is fully enclosed metal pipes, a fluid inlet and outlet; the first mechanism includes convection tube, heater, remote heat resistance thermometer, magnetic level gauge and the first remote differential pressure transmitter; convection tube is fully enclosed metal pipeline, through the pipeline and two dead pipe segment connected to form a loop, and an exhaust port; the heater and the dead pipe segment is connected to the liquid heating treatment; remote thermometer has multiple, were installed in the the dead pipe segment and convection tube; magnetic level gauge two, installed in the dead pipe segment, the other is installed in the convection tube; the first remote differential pressure transmitter is arranged on the dead pipe segment and dead pipe string It is connected to the second loop. The implementation of this invention can be used to study and discuss the phenomenon of dead tube section by means of experimental simulation, and the design is reasonable and reliable.
【技术实现步骤摘要】
一种研究核电厂死管段现象的试验系统
本专利技术涉及核电安全测量
,尤其涉及一种研究核电厂死管段现象的试验系统。
技术介绍
安全注入系统RIS和反应堆冷却剂系统RCP之间的接口区域存在有受限空间,该受限空间具体是指上述两个系统逆止阀之间的管道,且该管道会在机组正常运行期间存液体并处于宏观静止状态,因此通常称该管道为RIS死管段。核电厂正常运行时,RIS死管段在靠近RCP的一侧常受RCP冷却剂的加热(温度可达320℃),使得该侧上的逆止阀阀瓣壁面常被腐蚀,导致阀门密封性受到影响,人们常将该类腐蚀现象称之为死管段现象。然而,死管段现象的存在,直接威胁着核电厂第二道安全屏障可靠性。可是多年来,国内外核工业虽然进行大量理论研究,但尚无可行的试验方法来完整模拟核电厂真实运行工况。
技术实现思路
本专利技术实施例所要解决的技术问题在于,提供一种研究核电厂死管段现象的试验系统,能够采用试验模拟的技术手段来研究和探讨死管段现象,且设计合理可靠。为了解决上述技术问题,本专利技术实施例提供了一种研究核电厂死管段现象的试验系统,所述试验系统包括死管段以及用于模拟改善所述死管段内部温度的 ...
【技术保护点】
一种研究核电厂死管段现象的试验系统,其特征在于,所述试验系统包括死管段(1)以及用于模拟改善所述死管段(1)内部温度的第一机构;其中,所述死管段(1)为全封闭式的金属管道,其上设有液体进入口和液体排出口;所述第一机构包括对流管(11)、用于模拟RCP系统温度变化的加热器(12)、用于液体温度测量并实现测量信号远传分组监控的远传热电阻温度计(13)、用于液体液位高度测量并实现测量信号远传的磁翻板液位计(14)和用于判断液体沸腾并实现判断信号远传的第一远传差压变送器(15);其中,所述对流管(11)为全封闭式的金属管道,其通过两个管道(3)与所述死管段(1)形成相互连通的第一回 ...
【技术特征摘要】
1.一种研究核电厂死管段现象的试验系统,其特征在于,所述试验系统包括死管段(1)以及用于模拟改善所述死管段(1)内部温度的第一机构;其中,所述死管段(1)为全封闭式的金属管道,其上设有液体进入口和液体排出口;所述第一机构包括对流管(11)、用于模拟RCP系统温度变化的加热器(12)、用于液体温度测量并实现测量信号远传分组监控的远传热电阻温度计(13)、用于液体液位高度测量并实现测量信号远传的磁翻板液位计(14)和用于判断液体沸腾并实现判断信号远传的第一远传差压变送器(15);其中,所述对流管(11)为全封闭式的金属管道,其通过两个管道(3)与所述死管段(1)形成相互连通的第一回路,并在所述对流管(11)上设有排气口;所述加热器(12)与所述死管段(1)的一端相连,并待所述死管段(1)管道内容纳有一定容量液体时实现对所述液体加热处理;所述远传热电阻温度计(13)有多个,分别对应安装在所述死管段(1)和所述对流管(11)上;所述磁翻板液位计(14)有两个,两个所述磁翻板液位计(14)之一安装在所述死管段(1)上,另一安装在所述对流管(11)上;所述第一远传差压变送器(15)安装在所述死管段(1)上,并与所述死管段(1)串接成第二回路。2.如权利要求1所述的试验系统,其特征在于,所述加热器(12)为中频感应加热器,具有防高温异常及自动保护功能。3.如权利要求2所述的试验系统,其特征在于,所述死管段(1)在靠近所述加热器(12)的一端外侧壁上包覆有保温层。4.如权利要求3所述的试验系统,其特征在于,所述死管段(1)和所述第一机构中所有部件均采用抗350℃高温和8.39Mpa高压的材料制作而成。5.一种研究核电厂死管段现象的试验系统,其特征在于,所述试验系统包括死管段(1)、用于模拟改善所述死管段(1)内部温度的第一机构和/或用于模拟改善所述死管段(1)内部压力的第二机构;其中,所述死管段(1)为全封闭式的金属管道,其上设有液体进入口和液体排出口;所述第一机构包括对流管(11)、用于模拟RCP系统温度变化的加热器(12)、用于液体温度测量并实现测量信号远传分组监控的远传热电阻温度计(13)、用于液体液位高度测量并实现测量信号远传的磁翻板液位计(14)和用于判断液体沸腾并实现判断信号远传的第一远传差压变送器(15);其中,所述对流管(11)为全封闭式的金属管道,其通过两个管道(3)与所述死管段(1)形成相互连通的第一回路,并在所述对流管(11)上设有排气口;所述加热器(12)...
【专利技术属性】
技术研发人员:李剑波,艾华宁,齐宇博,张伟,
申请(专利权)人:中广核研究院有限公司,中国广核集团有限公司,中国广核电力股份有限公司,
类型:发明
国别省市:广东,44
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