用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置制造方法及图纸

一种用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，包括试验壳本体；蒸汽供应系统；氦气充注系统；冷却水供应系统；冷凝水回收系统；冷却水收集系统；循环冷却水系统；压缩空气及抽真空系统；测量和控制系统；以及电气系统。

Shrinkage proportional comprehensive test device for performance test and research of nuclear power plant safety shell

For a scale comprehensive test device test and study the containment performance of nuclear power plants, including the experiment of shell body; steam supply system; helium filling system; cooling water supply system; condensate recovery system; cooling water collection system; circulating cooling water system; compressed air and vacuum system; measurement and control system and electrical system.

【技术实现步骤摘要】
用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置
本技术涉及大型先进压水堆非能动安全系统安全分析及试验研究领域，具体而言，涉及用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置——命名为CERT（ContainmentsafetyvErificationviaintegRalTest）。
技术介绍
AP/CAP型核电站是第三代非能动安全型先进压水堆核电站，采用非能动安全系统来应对核电站事故，保证反应堆的安全。“非能动”的设计理念是压水堆核电站安全系统设计中的一次重大革新，其充分利用物质的自然特性，如重力、自然循环、压缩气体膨胀等自然力，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），降低了人因失误引起电站事故的概率；大幅度提高了核电安全性并兼顾了经济性。非能动系统存在驱动力小、容易受系统间相互作用影响等特性，因此如何充分掌握并发挥非能动技术来提高核电站的安全是一个至关重要的问题，而试验是一种重要且无法替代的手段。AP/CAP型核电站使用非能动安全壳冷却系统（PCS）排出安全壳内的热量，使得在发生失水事故（LOCA）和主蒸汽管道破裂事故（MSLB）等向安全壳释放大量质量和能量的事故后，安全壳内温度和压力的升高不至于威胁安全壳的完整性。非能动安全壳冷却系统（PCS）对核电厂安全具有极为重要的意义。在LOCA或MSLB事故后，随着经由破口的质能释放，安全壳压力升高，在达到安全壳高压整定值后，将会自动触发PCS系统投入，冷却水从安全壳顶部的储水箱流出，经过流量分配装置分配后在钢安全壳外表面形成液膜。这样，安全壳内的热量通过蒸汽冷凝、辐射传热和对流传热传递给钢结构内表面，再经过钢壳壁面的导热传递到安全壳外表面。空气在浮升力作用下流过安全壳外环形通道下降段和上升段，形成自然通风冷却。冷却水在安全壳外表面形成水膜并蒸发，安全壳外表面的热量将通过空气的对流、辐射和液膜的蒸发最终排向环境大气，实现了对安全壳的非能动冷却。CERT综合性能试验台架是在比例分析的基础上，按照一定比例尺度建造综合试验装置，使其能够有效模拟安全壳内、外结构及材料热性能，研究不同蒸汽喷放条件下，内部蒸汽自然循环及冷凝、外部水膜蒸发及空气对流热载出等模拟PCS运行过程中有关热工水力现象对试验模型系统的影响，为评价系统整体性能、相关模型建立及程序分析提供试验数据。在AP/CAP系列非能动核电站的发展历程中，非能动安全壳冷却系统针对新堆型的设计特点，诸如堆芯尺寸增大、功率增加以及事故后安全壳内质能释放量增大等，采用相同的非能动设计理念的PCS能否带走安全壳内热量，并保证事故后安全壳的完整性，是确保新堆型设计方案成功所面临的主要挑战之一。在CERT设计过程中，通过比例模型试验研究所模拟的原型非能动安全壳冷却系统的性能，包括大型钢结构安全壳外的水膜稳定性和水膜蒸发特性、安全壳外的空气自然循环和自然对流、安全壳内的空气/蒸汽混合物的自然对流和蒸汽在安全壳内壁的冷凝、以及系统的整体性能等，为CERT试验装置能够模拟原型系统相关的物理过程及现象奠定了基础。但是在现有技术中，仍存在着以下缺陷。如应用于核电站非能动安全壳系统热工水力学性能的综合性缩小比例试验研究内容缺失，无实施先例（如，核电站事故情景下，尤其较为重大的设计基准事故条件下，复杂物理过程及现象无相应比例的试验数据支持）。在现有技术中，尚无能够以某一线性缩比尺度（CERT对应于CAP1400堆型为八分之一线性比例）成功模拟AP/CAP系列核电站安全壳事故情况下的壳外水膜分布、环腔空气逆流、壳内能量向外部的输运等一系列耦合过程及瞬态事故情景的试验装置及其相关的回路系统（西屋LST试验装置仅模拟了AP600、AP1000的稳态情况）。在现有技术中，尚无能够应用于某一功率体积比例条件下（CERT对应于CAP1400堆型为1/512比例）所对应的核电站设计基准事故的安全壳壳内热工水力学（T-H）相关现象的系统化、精细化测量方法与手段。在现有技术中，现有的计算模拟或经验关联式，对于非能动安全壳冷却系统事故工况下的全面描绘有待进一步完善，相关试验数据在高流速大流量蒸汽喷放模拟的工况条件下尚存不足。该尺度的试验装置及配套的测量、控制系统所得到的大数据量、高瞬时性数据存在同步分析及评价难题。
技术实现思路
本技术成功发展了一套能够应用于核电站原型尺寸安全壳系统的缩小比例试验模拟技术，包括试验系统设计尺寸比例分析、试验工况参数比例分析、试验数据的分析及评价的整体流程。本技术的试验装置是国内外首次针对AP/CAP系列非能安全壳冷却系统在事故条件下的热工水力学性能完整建立的一套综合性强、精密度高、瞬稳态功能全面的大型试验装置。根据本技术的技术方案，提供了一种用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，其包括：试验壳本体，其由一个直筒段和上、下两个椭圆封头焊接而成；蒸汽供应系统，其用于模拟事故质能释放边界条件，蒸汽供应系统通过快速开启/关闭阀门、快速调节阀以及减温减压装置对蒸汽喷放流量变化率和蒸汽参数进行控制，蒸汽供应系统由蓄热器支路、蒸汽主管道支路组成，通过对调节阀、减压阀的控制和大小流量的切换，可以使蒸汽以不同的流量和参数状态瞬间向试验壳内喷放；氦气充注系统，其将氦气充注到试验壳内部，与蒸汽、空气混合后达到不同浓度的摩尔浓度，模拟不凝性气体对安全壳换热的影响；冷却水供应系统，其模拟安全壳喷淋水边界条件，冷却水供应系统由储水罐、电加热器、分配水箱、水分配器、冷却水泵和阀门及仪表组成；冷凝水回收系统，其用于收集试验壳本体内部蒸汽冷凝水，冷凝水收集系统设计为多条支路，每条冷凝水支路均与试验壳本体连接，经过浮球式自动疏水阀，将蒸汽与冷凝水分离后，流经质量流量计、热电偶和压力表后，汇流通过换热器，降温后收集至回收水箱进行称重；冷却水收集系统，其用于收集壳体未蒸发冷却水，冷却水收集系统由与试验壳本体收集水槽连接的收集口导入未蒸发冷却水，通过管道，依靠冷却水自身重力流入地坑；循环冷却水系统，其将冷凝水收集系统导出的高温水的热量通过闭式循环导出至大气空间，循环冷却水系统由循环泵、循环水罐、空冷塔、热交换器、阀门和仪表组成；压缩空气及抽真空系统，其包括压缩空气系统和抽真空系统，压缩空气系统为试验壳本体和回路仪表提供压缩空气，压缩空气系统包括空压机、冷干机、储气罐、阀门和仪表，抽真空系统对试验壳进行抽真空，抽真空系统由真空泵、阀门和仪表组成；测量和控制系统，控制系统实现台架的远程/就地控制和紧急情况下的安全保护功能；测量系统包括本体及回路上温度、压力、流速、湿度的测量仪表以及气体成分分析系统、水膜视频采集系统用于测量壳内不同位置处的气体成分和壳外水膜覆盖率的测量；以及电气系统，其用于向用电设备提供电力支持和功率分配及保护功能。本技术的优点在于：1.发展并完善了通用的热工水力学（T-H）比例分析方法，使之在非能动安全壳冷却系统的缩比例试验装置的实现方案上进行了成功拓展与应用；2.建立了能够完整模拟主体结构尺度条件下（CERT对应于CAP1400为八分之一线性比例），核电站设计基准事故（LOCA及MSLB）的瞬态及稳态事故情景试本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，其特征在于，其包括：试验壳本体，其由一个直筒段和上、下两个椭圆封头焊接而成；蒸汽供应系统，其用于模拟事故质能释放边界条件，蒸汽供应系统通过快速开启/关闭阀门、快速调节阀以及减温减压装置对蒸汽喷放流量变化率和蒸汽参数进行控制，蒸汽供应系统由蓄热器支路、蒸汽主管道支路组成，通过对调节阀、减压阀的控制和大小流量的切换，可以使蒸汽以不同的流量和参数状态瞬间向试验壳内喷放；氦气充注系统，其将氦气充注到试验壳内部，与蒸汽、空气混合后达到不同浓度的摩尔浓度，模拟不凝性气体对安全壳换热的影响；冷却水供应系统，其模拟安全壳喷淋水边界条件，冷却水供应系统由储水罐、电加热器、分配水箱、水分配器、冷却水泵和阀门及仪表组成；冷凝水回收系统，其用于收集试验壳本体内部蒸汽冷凝水，冷凝水收集系统设计为多条支路，每条冷凝水支路均与试验壳本体连接，经过浮球式自动疏水阀，将蒸汽与冷凝水分离后，流经质量流量计、热电偶和压力表后，汇流通过换热器，降温后收集至回收水箱进行称重；冷却水收集系统，其用于收集壳体未蒸发冷却水，冷却水收集系统由与试验壳本体收集水槽连接的收集口导入未蒸发冷却水，通过管道，依靠冷却水自身重力流入地坑；循环冷却水系统，其将冷凝水收集系统导出的高温水的热量通过闭式循环导出至大气空间，循环冷却水系统由循环泵、循环水罐、空冷塔、热交换器、阀门和仪表组成；压缩空气及抽真空系统，其包括压缩空气系统和抽真空系统，压缩空气系统为试验壳本体和回路仪表提供压缩空气，压缩空气系统包括空压机、冷干机、储气罐、阀门和仪表，抽真空系统对试验壳进行抽真空，抽真空系统由真空泵、阀门和仪表组成；测量和控制系统，控制系统实现台架的远程/就地控制和紧急情况下的安全保护功能；测量系统包括本体及回路上温度、压力、流速、湿度的测量仪表以及气体成分分析系统、水膜视频采集系统用于测量壳内不同位置处的气体成分和壳外水膜覆盖率的测量；以及电气系统，其用于向用电设备提供电力支持和功率分配及保护功能。...

【技术特征摘要】
1.一种用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，其特征在于，其包括：试验壳本体，其由一个直筒段和上、下两个椭圆封头焊接而成；蒸汽供应系统，其用于模拟事故质能释放边界条件，蒸汽供应系统通过快速开启/关闭阀门、快速调节阀以及减温减压装置对蒸汽喷放流量变化率和蒸汽参数进行控制，蒸汽供应系统由蓄热器支路、蒸汽主管道支路组成，通过对调节阀、减压阀的控制和大小流量的切换，可以使蒸汽以不同的流量和参数状态瞬间向试验壳内喷放；氦气充注系统，其将氦气充注到试验壳内部，与蒸汽、空气混合后达到不同浓度的摩尔浓度，模拟不凝性气体对安全壳换热的影响；冷却水供应系统，其模拟安全壳喷淋水边界条件，冷却水供应系统由储水罐、电加热器、分配水箱、水分配器、冷却水泵和阀门及仪表组成；冷凝水回收系统，其用于收集试验壳本体内部蒸汽冷凝水，冷凝水收集系统设计为多条支路，每条冷凝水支路均与试验壳本体连接，经过浮球式自动疏水阀，将蒸汽与冷凝水分离后，流经质量流量计、热电偶和压力表后，汇流通过换热器，降温后收集至回收水箱进行称重；冷却水收集系统，其用于收集壳体未蒸发冷却水，冷却水收集系统由与试验壳本体收集水槽连接的收集口导入未蒸发冷却水，通过管道，依靠冷却水自身重力流入地坑；循环冷却水系统，其将冷凝水收集系统导出的高温水的热量通过闭式循环导出至大气空间，循环冷却水系统由循环泵、循环水罐、空冷塔、热交换器、阀门和仪表组成；压缩空气及抽真空系统，其包括压缩空气系统和抽真空系统，压缩空气系统为试验壳本体和回路仪表提供压缩空气，压缩空气系统包括空压机、冷干机、储气罐、阀门和仪表，抽真空系统对试验壳进行抽真空，抽真空系统由真空泵、阀门和仪表组成；测量和控制系统，控制系统实现台架的远程/就地控制和紧急情况下的安全保护功能；测量系统包括本体及回路上温度、压力、流速、湿度的测量仪表以及气体成分分析系统、水膜视频采集系统用于测量壳内不同位置处的气体成分和壳外水膜覆盖率的测量；以及电气系统，其用于向用电设备提供电力支持和功率分配及保护功能。2.根据权利要求1所述的用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，试验壳本体的顶封头上部设置水分配器，用于将除盐水均匀的喷淋到试验壳顶封头外表面上，并达到预设的水膜覆盖率。3.根据权利要求1所述的用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置，水分配器由塔架顶部的分...

【专利技术属性】
技术研发人员：常华健，赵瑞昌，阳祥，范普成，刘云焰，常磊，江小松，樊焕然，周明正，安旭，毛从清，施文博，蔡林智，
申请(专利权)人：国核华清北京核电技术研发中心有限公司，
类型：新型
国别省市：北京,11