【技术实现步骤摘要】
一种核电站容器/热交换器水压试验压力控制装置
[0001]本技术属于核电水压试验
，具体涉及一种核电站容器/热交换器水压试验压力控制装置。
技术介绍
[0002]根据《压水堆核电厂核岛机械部件在役检查规则》的规范要求，国内法系压水堆核电厂需要在十年周期内对规范等级为2级和3级核岛压力容器、热交换器等设备执行一次法定水压试验，以验证其强度和密封性。由于设计原因，部分核岛压力容器、热交换器的容积较小(例如小于0.01立方米)，但根据规范要求，其试验压力需为设计压力的1.2倍，即试验压力可达到20MPa以上，并且为了避免升压和降压时速率过快导致核岛压力容器、热交换器的承压部件承受的机械应力过大，目前规定了升降压速率一般不应超过1MPa/min。但是，由于水的可压缩性不强，在遇到上述容积较小且试验压力较高的核岛压力容器、热交换器时，很难控制其试验时的升降压速率，导致其超过规范所要求的试验升降压速率，从而对核岛压力容器、热交换器造成损伤。
[0003]因此，目前国内在役核电厂常见的用于核岛压力容器、热交换器的水压试验装置，通常存在以下技术问题：
[0004]1、常用的水压试验装置基本是针对常规核岛压力容器、热交换器设计的，其并未考虑容积较小且试验压力较高(即容积小于0.01立方米、试验压力高于20MPa)的核岛压力容器、热交换器的试验需求；
[0005]2、常用的水压试验装置中的阀门大多采用球阀、截止阀等控制精度不高的阀门，且试验回路中升降压的速率基本为单阀门控制，因此整体的控制精度较低；>[0006]3、常用的水压试验装置在试验过程中无法有效控制试验的升降压速率要求，导致其超过规范所要求的试验升降压速率，易对核岛压力容器、热交换器产生损伤。
技术实现思路
[0007]本技术的目的是提供一种核电站容器/热交换器水压试验压力控制装置，用于解决现有装置升降压速率控制困难等问题。
[0008]为达到上述目的，本技术采用的技术方案是：
[0009]一种核电站容器/热交换器水压试验压力控制装置，包括：
[0010]压力缓冲容器：所述的压力缓冲容器内部可充水；
[0011]主管道：所述的主管道的一端与所述的压力缓冲容器连通，另一端用于与待试验设备连接；
[0012]加压组件：所述的加压组件包括第一支管道、试验泵，所述的第一支管道的一端与所述的主管道连通，另一端与所述的试验泵连通；
[0013]充水组件：所述的充水组件包括第二支管道、水源，所述的第二支管道的一端与所述的主管道连通，另一端与所述的水源连通；
[0014]测压组件：所述的测压组件设置在所述的主管道上；
[0015]阀组件：所述的阀组件设置在所述的主管道、第一支管道以及第二支管道上。
[0016]优选地，所述的阀组件包括第一控制阀、第二控制阀、第三控制阀以及第四控制阀，所述的第一控制阀设置在位于所述的第一支管道与所述的待试验设备之间的主管道上，所述的第二控制阀设置在位于所述的第一支管道与所述的压力缓冲容器之间的主管道上，所述的第三控制阀设置在所述的第一支管道上，所述的第四控制阀设置在所述的第二支管道上。通过设置所述的阀组件增加了多道压力控制屏障，有效增加了试验升降压速率的控制手段。
[0017]进一步优选地，所述的第一控制阀、第二控制阀、第三控制阀以及第四控制阀均可承受大于等于30MPa的压力；所述的第一控制阀、第二控制阀、第三控制阀以及第四控制阀均采用针型阀。
[0018]优选地，所述的测压组件包括第一压力表、第二压力表，所述的第一压力表设置在位于所述的第一支管道与所述的待试验设备之间的主管道上，所述的第二压力表设置在位于所述的第一支管道与所述的压力缓冲容器之间的主管道上。
[0019]进一步优选地，所述的第一压力表、第二压力表的量程为所述的待试验设备的试验压力的1.5倍
‑
3倍，所述的第一压力表、第二压力表的精度等级为大于等于0.4级。
[0020]优选地，所述的第二支管道的一端与位于所述的第一支管道、压力缓冲容器之间的主管道连通。
[0021]进一步优选地，所述的第二控制阀设置在位于所述的第一支管道与所述的第二支管道之间的主管道上；所述的第二压力表设置在位于所述的第一支管道与所述的第二支管道之间的主管道上。
[0022]优选地，所述的试验装置还包括胶管，所述的主管道的另一端通过所述的胶管与所述的待试验设备连接；所述的胶管可承受大于等于30MPa的压力。
[0023]优选地，所述的试验装置还包括安全阀组件，所述的安全阀组件包括第三支管道、设置在所述的第三支管道上的安全阀，所述的第三支管道与位于所述的第一支管道与所述的待试验设备之间的主管道连通。通过设置所述的安全阀组件可避免试验过程中产生超压风险，防止因超压造成待试验设备损伤。
[0024]进一步优选地，所述的安全阀的整定压力为所述的待试验设备的试验压力的1.1倍。
[0025]优选地，所述的压力缓冲容器包括容器主体、设置在所述的容器主体上的排气件；所述的容器主体可承受大于等于30MPa的压力。
[0026]优选地，所述的试验泵的额定压力大于等于30MPa；所述的试验泵采用手压式试验泵。
[0027]由于上述技术方案运用，本技术与现有技术相比具有下列优点：
[0028]本技术通过设置压力缓冲容器和阀组件，满足了容积较小且试验压力较高的核岛压力容器、热交换器的水压试验要求，增加了试验回路的体积，且可有效控制试验过程中的升降压速率，并极大提高了升降压速率的控制精度，可防止核岛压力容器、热交换器产生损伤，且结构简单，使用方便，安全性高。
附图说明
[0029]附图1为本实施例的水压试验压力控制装置的整体结构示意图。
[0030]以上附图中：1、压力缓冲容器；11、容器主体；12、排气件；2、加压组件；21、第一支管道；22、试验泵；3、充水组件；31、第二支管道；32、水源；4、测压组件；41、第一压力表；42、第二压力表；5、阀组件；51、第一控制阀；52、第二控制阀；53、第三控制阀；54、第四控制阀；6、主管道；7、胶管；8、安全阀组件；81、第三支管道；82、安全阀；9、待试验设备。
具体实施方式
[0031]下面将结合附图对本技术的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例是本技术一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本技术中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本技术保护的范围。
[0032]在本技术的描述中，需要说明的是，术语“中心”、“上”、“下”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本技术和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理本文档来自技高网...
【技术保护点】
【技术特征摘要】
1.一种核电站容器/热交换器水压试验压力控制装置，其特征在于：包括：压力缓冲容器：所述的压力缓冲容器内部可充水；主管道：所述的主管道的一端与所述的压力缓冲容器连通，另一端用于与待试验设备连接；加压组件：所述的加压组件包括第一支管道、试验泵，所述的第一支管道的一端与所述的主管道连通，另一端与所述的试验泵连通；充水组件：所述的充水组件包括第二支管道、水源，所述的第二支管道的一端与所述的主管道连通，另一端与所述的水源连通；测压组件：所述的测压组件设置在所述的主管道上；阀组件：所述的阀组件设置在所述的主管道、第一支管道以及第二支管道上。2.根据权利要求1所述的核电站容器/热交换器水压试验压力控制装置，其特征在于：所述的阀组件包括第一控制阀、第二控制阀、第三控制阀以及第四控制阀，所述的第一控制阀设置在位于所述的第一支管道与所述的待试验设备之间的主管道上，所述的第二控制阀设置在位于所述的第一支管道与所述的压力缓冲容器之间的主管道上，所述的第三控制阀设置在所述的第一支管道上，所述的第四控制阀设置在所述的第二支管道上。3.根据权利要求2所述的核电站容器/热交换器水压试验压力控制装置，其特征在于：所述的第一控制阀、第二控制阀、第三控制阀以及第四控制阀均可承受大于等于30MPa的压力；所述的第一控制阀、第二控制阀、第三控制阀以及第四控制阀均采用针型阀。4.根据权利要求1所述的核电站容器/热交换器水压试验压力控制装置，其特征在于：所述的测压组件包括第一压力表、第二压力表，所述的第一压力表设置在位于所述的第一支管道与所述的待试验设备之间的主管...
【专利技术属性】
技术研发人员：张振国，丰慧星，赵伟华，江奎融，张鼎超，司子一，李茂超，
申请(专利权)人：苏州热工研究院有限公司，
类型：新型
国别省市：
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