一种核电站安全壳喷淋系统试验验证方法及试验装置制造方法及图纸

本发明专利技术公开了一种核电站安全壳喷淋系统试验验证方法，包括以下步骤：建立单喷头流量‑压差关系；获得待验证喷淋环路中喷头总流量‑压差关系式；获得待验证喷淋支路流量‑压差关系式；联立待验证喷淋环路中喷头总流量‑压差关系式和喷淋支路流量‑压差关系式即可求解得到待验证喷淋支路的流量和喷头压差。本发明专利技术可在不改造厂内原有结构、避免对核电站安全壳内设备带来腐蚀性风险的基础上，获得安全壳喷淋系统喷淋支路流量(即喷淋支路的喷淋泵流量)、喷头进出口压差等喷淋特性，为核电站安全壳喷淋系统功能验证提供数据支撑。

A test verification method and test device for the sprinkler system of the nuclear power plant's safety shell

The invention discloses a nuclear power plant containment spray system test method, which comprises the following steps: establishing single nozzle flow pressure difference; get the loop flow spray nozzle verification differential pressure type spray; get to be verified branch flow differential pressure type spray nozzle; simultaneous to verify loop in total flow differential pressure and flow pressure spray branch relationship can be obtained to verify the spray flow rate and nozzle pressure difference branch. The invention can be based on the original structure, the transformation does not avoid the risk of corrosion of equipment in nuclear power plant containment, obtain the containment spray system of spray branch flow (i.e. spray pump spray nozzle flow branch), import and export pressure spray characteristics, to provide data support for the function of the containment spray system of nuclear power plant verify.

【技术实现步骤摘要】
一种核电站安全壳喷淋系统试验验证方法及试验装置
本专利技术涉及核电站安全壳喷淋系统试验领域，具体涉及一种核电站安全壳喷淋系统试验验证方法。
技术介绍
安全壳喷淋系统是核电站安全系统，在发生一回路泄漏或安全壳内蒸汽管线破裂的设计基准事故下，喷淋系统向安全壳内喷注硼酸溶液和化学试剂，降低安全壳内环境温度和压力，并抑制安全壳地坑中碘的同位素，在核电厂调试期间，需要开展安全壳喷淋试验以检验喷淋支路流量及喷头进出口压差等喷淋特性是否满足设计要求。当采用常规现场喷淋方法时，需在试验前对厂内设备采取复杂的保护措施，同时试验后厂房内湿度大，对设备带来了腐蚀性风险。鉴于上述背景，专利技术了一种核电站安全壳喷淋系统试验验证方法，可在不改造厂内原有结构、避免腐蚀性风险的基础上，获得安全壳喷淋系统的喷淋特性，可为核电站安全壳喷淋系统功能验证提供重要技术支撑。
技术实现思路
本专利技术目的在于提供一种核电站安全壳喷淋系统试验验证方法，该验证方法可在不改造厂内原有结构、避免对核电站安全壳内设备带来腐蚀性风险的基础上，获得安全壳喷淋系统喷淋支路流量(即喷淋支路的喷淋泵流量)、喷头进出口压差等喷淋特性，为核电站安全壳喷本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核电站安全壳喷淋系统试验验证方法，其特征在于，包括以下步骤：建立单喷头流量‑压差关系：建立自然喷射状态下单喷头试验系统，通过试验获得第n个喷头的流量Wn和喷头前压力Pn，喷头进出口压差ΔPn由公式ΔPn＝Pn‑Patm计算获得，Patm为大气压，根据试验数据建立该喷头流量‑压差关系式，更换喷头，重复上述过程，获得所有喷头流量‑压差关系式；获得喷头总流量‑压差关系式：将自然喷射状态下所有喷头的流量‑压差关系式耦合，得到喷头总流量‑压差关系式；建立待验证喷淋支路流量‑压差关系：调整待验证喷淋支路使得距离进水口处最远喷头的进出口压差ΔPm′满足ΔPm′＝Pm′‑Patm、其中该喷头前压力为Pm′...

【技术特征摘要】
1.一种核电站安全壳喷淋系统试验验证方法，其特征在于，包括以下步骤：建立单喷头流量-压差关系：建立自然喷射状态下单喷头试验系统，通过试验获得第n个喷头的流量Wn和喷头前压力Pn，喷头进出口压差ΔPn由公式ΔPn＝Pn-Patm计算获得，Patm为大气压，根据试验数据建立该喷头流量-压差关系式，更换喷头，重复上述过程，获得所有喷头流量-压差关系式；获得喷头总流量-压差关系式：将自然喷射状态下所有喷头的流量-压差关系式耦合，得到喷头总流量-压差关系式；建立待验证喷淋支路流量-压差关系：调整待验证喷淋支路使得距离进水口处最远喷头的进出口压差ΔPm′满足ΔPm′＝Pm′-Patm、其中该喷头前压力为Pm′；测量得到待测试支路中距离进水口处最远的喷头前压力Pm′和待验证喷淋支路中总流量Wm′，建立待验证喷淋支路流量-喷头压差关系式；求喷淋支路实际喷淋时流量Ws和喷头进出口压差△Ps：实际喷淋时，喷淋环路中总流量与喷头支路中流量相等，联立喷头总流量-压差关系式和待验证喷淋支路流量-压差关系式，求解方程组即可得到实际喷淋时流量Ws和喷头进出口压差△Ps。2.根据权利要求1所述的核电站安全壳喷淋系统试验验证方法，其特征在于，单喷头流量-压差关系为：Wn是的一次函数，即式中，Wn为喷头流量,ΔPn为喷头进出口压差，ΔPn＝Pn-Patm，Patm为大气压，Pn为喷头前压力。3.根据权利要求1所述的核电站安全壳喷淋系统试验验证...

【专利技术属性】
技术研发人员：谢添舟，李勇，谢士杰，幸奠川，郑华，赵海江，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：四川,51