一种评估核电厂事故后化学效应的台架试验系统及方法技术方案

本发明专利技术公开了一种评估核电厂事故后化学效应的台架试验系统及方法，涉及核电安全评估领域，包括：溶解反应系统；设置于所述溶解反应系统内的若干反应罐；所述反应罐的罐体为不锈钢；所述不锈钢罐体的上方设置有五个贯穿件；所述五个贯穿件为热电偶、电导液位计、注液口、取样口、压力管道接口；还包括：通过所述注液口与所述反应罐连接的进样系统；通过所述取样口与所述反应罐连接的取样系统；与所述反应罐连接的沉淀系统；可对所述溶解反应系统和所述取样系统进行控制的控制系统。借助本发明专利技术所提供的系统及方法可获得事故后安全壳内材料在特殊水化学条件下的溶解和沉淀的试验数据。

【技术实现步骤摘要】
一种评估核电厂事故后化学效应的台架试验系统及方法
本专利技术涉及核电安全评估领域，尤其涉及一种评估核电厂事故后化学效应的台架试验系统及方法。
技术介绍
核电站安全壳地坑是压水堆核电站安全注入系统和安全壳喷淋系统(CSS)的重要组成部分。安全壳地坑的用处，首先在于发生冷却剂丧失事故(LOCA)时，能够收集安全注入系统和安全壳喷淋系统释放的液体，其次，在换料水箱用尽时，可以为专设安全设施提供备用冷却水源。安全壳地坑设有滤网，用于过滤严重事故后随着冲刷、脱落而流入地坑的各种碎片和杂物。LOCA事故发生后，安全壳内大量的电器元件、辅助设备等在事故中受到冷却剂、喷淋液、缓冲剂的浸泡和淋洗而发生各类化学反应，从而形成化学碎片。一方面，大颗粒的化学碎片覆盖在滤网上，增加了地坑滤网的压头损失，影响地坑的再循环功能，从而影响堆芯长期冷却。另一方面，小颗粒的化学碎片会通过循环泵进入一回路冷却剂中，从而影响反应堆运行安全。中国专利CN104934081B报道了一种评估压水堆核电厂事故后化学效应的方法，该方法使用理论模型，对压水堆核电厂事故后化学沉淀物本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种评估核电厂事故后化学效应的台架试验系统，其特征在于，包括：/n溶解反应系统；/n设置于所述溶解反应系统内的若干反应罐；/n所述反应罐的罐体为不锈钢；/n所述不锈钢罐体的上方设置有五个贯穿件；/n所述五个贯穿件为热电偶、电导液位计、注液口、取样口、压力管道接口；/n还包括：/n通过所述注液口与所述反应罐连接的进样系统；/n通过所述取样口与所述反应罐连接的取样系统；/n与所述反应罐连接的沉淀系统；/n可对所述溶解反应系统和所述取样系统进行控制的控制系统。/n

【技术特征摘要】
1.一种评估核电厂事故后化学效应的台架试验系统，其特征在于，包括：
溶解反应系统；
设置于所述溶解反应系统内的若干反应罐；
所述反应罐的罐体为不锈钢；
所述不锈钢罐体的上方设置有五个贯穿件；
所述五个贯穿件为热电偶、电导液位计、注液口、取样口、压力管道接口；
还包括：
通过所述注液口与所述反应罐连接的进样系统；
通过所述取样口与所述反应罐连接的取样系统；
与所述反应罐连接的沉淀系统；
可对所述溶解反应系统和所述取样系统进行控制的控制系统。


2.如权利要求1所述的评估核电厂事故后化学效应的台架试验系统，其特征在于，所述反应罐外套一层加热带，通过所述加热带实现所述反应罐的温度可控。


3.如权利要求1所述的评估核电厂事故后化学效应的台架试验系统，其特征在于，所述反应罐内部贴合设置一开口聚四氟乙烯内罐。


4.如权利要求1所述的评估核电厂事故后化学效应的台架试验系统，其特征在于，所述反应罐还包括：反应罐固定夹板、反应罐盖板、O型真空用橡胶密封圈、连接螺母块、螺栓套管、等长双头螺柱和I型六角螺母。


5.如权利要求1所述的评估核电厂事故后化学效应的台架试验系统，其特征在于，所述溶解反应系统还包括：固定座、电机、偏心轮毂、连杆、连接轴、挡圈、螺纹推杆、托盘连接块、反应罐拖板、铸铝加热板、隔热木板和陶瓷纤维棉。


6.如权利要求1所述的评估核电厂事故后化学效应的台架试验系统，其特征在于，所述进样系统设置有若干组水箱，所述每组水箱包括若干个水箱；所述水箱配置有加热器；所述水箱通过分水器和给水电磁阀与所述注液口...

【专利技术属性】
技术研发人员：陈志刚，鲍一晨，苏豪展，石秀强，张乐福，刘晓强，程怀远，
申请(专利权)人：上海交通大学，上海核工程研究设计院有限公司，
类型：发明
国别省市：上海;31