一种核反应堆非能动停堆装置的试验系统及其试验方法制造方法及图纸

一种核反应堆非能动停堆装置的试验系统及其试验方法，该系统包括由泵前调节监视模块、主循环回路模块、旁通回路模块、试验系统排放模块及相关管道和仪表组成的水力回路系统，由支撑钢平台、控制棒套管、非能动控制棒模型及其吊装机构组成的非能动停堆装置试验本体，由棒位测量模块、信息监视采集模块、远程控制模块及相关导线和电缆组成的测量控制系统；加热到试验温度值的工质自离心泵出发经过流量调节后进入试验段通过液力维持非能动控制棒模型在控制棒套管内悬浮，之后从试验本体流出再回到水箱，形成闭式循环；本发明专利技术提供了该系统的试验方法；本发明专利技术采用的整体结构简单易于操作，材料和工质成本低廉，试验段的关键部件和设备都采用了可拆卸设计以便于升级改造。

A test system for a nuclear reactor and its test method

A non active nuclear reactor test system shutdown device and its test method, the system includes a hydraulic loop system by the pump before adjusting monitoring module, the main loop module, a bypass circuit module, test system of emission module and related piping and instrumentation components, passive is composed of supporting platform, steel casing, passive control rod control rod model and hoisting mechanism shutdown device test body, measurement and control system is composed of rod position measurement module, information collection module, remote control module and related wire and cable; heating to refrigerant test temperature value from the centrifugal pump through flow regulation after entering the test section through the hydraulic support passive control stick model in control rod casing suspension, after the test body back to the outflow water tank to form a closed cycle; the invention provides the system The test method is simple and easy to operate, and the cost of materials and working fluids is low. The key components and equipments in the test section are designed removable so as to facilitate upgrading.

【技术实现步骤摘要】
一种核反应堆非能动停堆装置的试验系统及其试验方法
本专利技术属于核电厂保护系统设备性能验证性试验研究
，具体涉及一种液力悬浮式核反应堆非能动停堆装置动态特性试验系统及其试验方法。技术背景在异常情况时能进行应急停堆是保护核反应堆安全的重要前提。常规的停堆系统依靠操作人员在反应堆出现异常或发生事故时通过调控设备达到安全停堆的目的，但这些能动的停堆系统都依赖于外部动力供给和人员正确操作，需要一定的响应时间，并且有可能失效。为了进一步降低发生事故的概率，提高反应堆系统的固有安全性，近年来国际上提出了多种非能动的钠冷快堆应急停堆装置，主要包括以下四种：磁性材料居里点温度控制非能动停堆装置、气体膨胀驱动非能动停堆装置、液力悬浮式非能动停堆装置、控制棒热膨胀强化驱动非能动停堆装置。其中液力悬浮式非能动停堆装置最容易实现，仅受冷却剂流体力和非能动组件重力的影响，而不依赖其它任何外界材料、工质和动力，具有较快的响应速度。液力悬浮式非能动停堆装置针对钠冷快堆最严重的无保护失流事故，其原理是在正常运行工况下控制棒受到冷却剂向上的液力维持悬浮在堆芯上部，在失流事故工况下当流量下降到设计值时控制棒的本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核反应堆非能动停堆装置的试验系统，其特征在于：包括水力回路系统、非能动停堆装置试验本体和测量控制系统；所述水力回路系统包括泵前调节监视模块、主循环回路模块、旁通回路模块、试验系统排放模块及相关管道和仪表，测量控制系统包括棒位测量模块、信息监视采集模块、远程控制模块及相关导线和电缆；带变频器的离心泵(1)和离心泵(1)上游管道上的第一阀门(618)，第一阀门(618)上游管道上的金属筛网(617)及其上游水箱(12)，安装在离心泵(1)和第一阀门(618)之间管道上的第二温度传感器(619)，水箱(12)侧壁安装的温控电加热器组(13)、第一温度传感器(616)和第一液位计(14)，他们在回...

【技术特征摘要】
1.一种核反应堆非能动停堆装置的试验系统，其特征在于：包括水力回路系统、非能动停堆装置试验本体和测量控制系统；所述水力回路系统包括泵前调节监视模块、主循环回路模块、旁通回路模块、试验系统排放模块及相关管道和仪表，测量控制系统包括棒位测量模块、信息监视采集模块、远程控制模块及相关导线和电缆；带变频器的离心泵(1)和离心泵(1)上游管道上的第一阀门(618)，第一阀门(618)上游管道上的金属筛网(617)及其上游水箱(12)，安装在离心泵(1)和第一阀门(618)之间管道上的第二温度传感器(619)，水箱(12)侧壁安装的温控电加热器组(13)、第一温度传感器(616)和第一液位计(14)，他们在回路中作用分别是提供循环动力、调节泵入口流量、过滤泵入口流体、储液稳压、监测泵入口流体温度、储液加热、监测储液温度以及水箱液位，以上共同组成了水力回路系统的泵前调节监视模块；离心泵(1)下游管道上连接有Y型过滤器(602)，控制流向试验本体水质在合理可接受的水平，在离心泵(1)和Y型过滤器(602)之间的管道上布置有第一压力传感器(601)，用来监测泵出口处的流体压力；Y型过滤器(602)下游管道上安装有一个三通，三通的两个出口分别引出一条管道；其中一条管道上依次连接有第二阀门(701)和第三阀门(702)，第三阀门(702)下游管道与主循环回路末端三通的一条分支连通并最终和水箱(12)连接，以上组成了水力回路系统的旁通回路模块，该旁通模块通过调节第二阀门(701)的开度实现旁通流量的调节；另一条管道下游依次安装有第四阀门(603)、科氏力流量计(2)、第六阀门(605)及通过管道与第四阀门(603)并联安装的第五阀门(604)，以上共同组成了水力回路系统的主循环回路模块；第七阀门(606)上游通过管道与第六阀门(605)下游的主回路相连，下游通过管道接入地坑(15)；由于第七阀门(606)处于整个试验回路的最低位置，而回路排放共用一个地坑(15)，因此其与非能动停堆装置试验本体底部入水口位置的第九阀门(609)、水箱(12)底部的第十一阀门(703)共同组成了试验系统排放模块；第六阀门(605)下游管道通过金属软管(607)改变流向并接入竖直安装的试验段入口第八阀门(608)，第八阀门(608)的功能是防止停泵后试验段内的水倒流；第八阀门(608)之后管道由下往上依次连接流动调整器(3)、第三温度传感器(610)、水力缓冲器(4)、可视化套管(5)、控制棒导向套管(6)、控制棒限位器(8)、上部联箱(9)，其在试验段中的作用分别是对经过弯管的液体进行流动整直使其充分发展、监测试验段入口流体温度、对下落的控制棒模型进行减速缓冲、可视化观察及棒位测量、控制棒运动导向、防止控制棒被流体冲出套管以及储液稳压；非能动控制棒模型(7)在可视化套管(5)和控制棒导向套管(6)组成的控制棒套管内竖直运动，其吊装机构(10)位于试验段正上方；可视化套管(5)和控制棒导向套管(6)沿程布置有第二压力传感器(611)、压差传感器(613)和第三压力传感器(612)，控制棒限位器(8)上连接有振动传感器(620)，上部联箱(9)侧壁安装有第四温度传感器(614)和第二液位计(11)，以上部件、管道和仪表都依托支撑钢平台安装，共同组成了非能动停堆装置试验本体；上部联箱(9)出口管道下游安装有第十阀门(615)，第十阀门(615)下游管道通过三通与旁通回路汇合后返回水箱(12)，水箱(12)由外接的自来水管补水。2.根据权利要求1所述的核反应堆非能动停堆装置的试验系统，其特征在于：采用去离子水作为工质，整个试验系统运行在近常压环境下，最高运行温度78℃。3.根据权利要求1所述的核反应堆非能动停堆装置的试验系统，其特征在于：所述试验系统的所有管道、容器和阀门外表面都包覆有厚度不小于5cm保温层以减少热损失；保温层包括用铁丝固定在管道和容器外表面的硅酸铝板包覆层、缠绕在硅酸铝板包覆层外的玻璃丝布以及粘贴在玻璃丝布外的铝箔纸。4.根据权利要求1所述的核反应堆非能动停堆装置的试验系统，其特征在于：所述支撑钢平台主体为三点式支撑方钢，基座预埋于实验室混凝土地面，支撑方钢上端面支撑起圆筒形的上部联箱(9)，模拟了堆内安全棒通道出口的压力环境，控制棒套管在支撑钢架中心处由上下两个平面的套管调整架固定安装，通过套管调整架不同方向的伸缩平移实现相关设备错对中安装和变形倾斜工况的模拟。5.根据权利要求1所述的核反应堆非能动停堆装置的试验系统，其特征在于：所述可视化套管(5)为六边形有机玻璃可视化套管，控制棒导向套管(6)为圆形不锈钢管，两段套管通过带定位键的法兰连接，并有Y型圈和O型圈双重密封；可视化套管(5)底部通过法兰与流动调整器(3)连接，在进口处设置有水力缓冲器(4)通过缩颈和压缩弹簧双重作用进行落棒减速缓冲；控制棒导向套管(6)内部经过打磨抛光，设计了不同内径的多组导向管来研究不同环隙尺寸对非能动停堆装置性能的影响，上端通过法兰与上部联箱(9)连接；在上部联箱(9)底部设置有手动控制的控制棒限位器(8)，能够防止试验装置运行时非能动控制棒模型(7)被水压冲出控制棒套管，同时又不影响液体流动；在上部联箱(9)的上方安装有由电葫芦和滑轨组成的吊装机构(10)，吊绳经配重块和注塑防水电磁铁连接，通过集成的控制手柄操作电葫芦和电磁铁就能够远程完成非能动控制棒模型(7)的吊装和更换；在控制棒套管进口位置和出口各位置安装有一根引压管分别与第二压力传感器(611)和第三压力传感器(612)相连，从相同位置同样引出两根引压管与压差传感器(...

【专利技术属性】
技术研发人员：巫英伟，宋健，苏光辉，田文喜，秋穗正，张大林，
申请(专利权)人：西安交通大学，
类型：发明
国别省市：陕西,61