【技术实现步骤摘要】
本专利技术涉及高压稳压预热，尤其是涉及一种核电试验的高温高压稳压预热装置及液体稳压预热方法。
技术介绍
1、在核反应堆运行过程中，堆芯燃料包壳表面污垢沉积会降低传热效率，改变局部水化学状态，影响堆芯轴向功率分布，甚至加速垢下包壳自身腐蚀，威胁反应堆机组的安全、稳定运行。沸腾加热表面的污垢沉积广泛存在于能源、动力、石油化工等关键领域，其表现多为降低传热效率，缩短部件服役寿命。研究腐蚀性介质中加热沸腾表面的积垢行为，研发耐蚀材料和缓蚀水化学策略，从源头上抑制腐蚀、腐蚀产物释放和积垢对于结构部件的可靠性和设计寿命评估均具有重要意义。
2、但在开展模拟堆芯动水腐蚀污垢沉积试验过程中发现，试验压力接近饱和压力，尤其是经过换热器加热时，部分区域存在过热，处于汽相状态，加上不同部位一些不可避免的机械阻力，很容易形成流量震荡，即流动不稳定性，进而会形成系统流量、空泡份额(或密度)和压力的振荡，不仅冲击隔板和换热器内壁，造成振动和噪声，关键是会影响包壳管壁面空泡份额和流体流动状态，进而影响表面积垢行为，对试验产生较大的系统误差。为保证模拟堆芯...
【技术保护点】
1.一种核电试验的高温高压稳压预热装置，其特征在于，包括：
2.根据权利要求1所述的核电试验的高温高压稳压预热装置，其特征在于，所述进水管道(21)的出水口端的水平高度低于所述出水管道(22)的进水口端的水平高度。
3.根据权利要求1所述的核电试验的高温高压稳压预热装置，其特征在于，所述出水管道(22)呈L型，其进水端口高于出水端口。
4.根据权利要求1所述的核电试验的高温高压稳压预热装置，其特征在于，所述高温高压稳压预热装置还包括测温组件(40)，所述测温组件(40)包括用于插置热电偶的第一热电偶套管(41)以及第二热电偶套管(4...
【技术特征摘要】
1.一种核电试验的高温高压稳压预热装置，其特征在于，包括：
2.根据权利要求1所述的核电试验的高温高压稳压预热装置，其特征在于，所述进水管道(21)的出水口端的水平高度低于所述出水管道(22)的进水口端的水平高度。
3.根据权利要求1所述的核电试验的高温高压稳压预热装置，其特征在于，所述出水管道(22)呈l型，其进水端口高于出水端口。
4.根据权利要求1所述的核电试验的高温高压稳压预热装置，其特征在于，所述高温高压稳压预热装置还包括测温组件(40)，所述测温组件(40)包括用于插置热电偶的第一热电偶套管(41)以及第二热电偶套管(42)，所述第一热电偶套管(41)以及所述第二热电偶套管(42)的测温段分别设置于所述气相区(11)以及所述液相区(12)内。
5.根据权利要求4所述的核电试验的高温高压稳压预热装置，其特征在于，所述第一热电偶套管(41)以及所述第二热电偶套管(42)的另一端均固定于所述压力壳(10)的上壁上，所述测温段分别自上而下延伸至所述气相区(11)以及所述液相区(12)内，且所述第一热电偶套管(41)以及所述第二热电偶套管(42)的延伸方向均平行于所述压力壳(10)的轴线。
6.根据权利要求5所述的核电试验的高温高压稳压预热装置，其特征在于，所述第二热电偶套管(42)的所述测温段的末端与所述出水管道(22)的进水端口相对应。
7.根据权利要求1所述的核电试验的高温高压稳压预热装置，其特征在于，所述高温高压稳压预热装置还包括监测所述液相区(12)液位高度的液位监测组件(50)，所述液位监测组件(50)呈纵长设置，穿设于所述压力壳(10)的上壁，且一端贯穿所述气相区(11)延伸至所述液相区(12)内。
8.根据权利要求7所述的核电试验的高温高压稳压预热装置，其特征在于，所述液位监测组件(50)包括套管(51)、传感器加热器(52)以及加热器热电偶(53)，所述传感器加热器(52)以及所述加热器热电偶(53)均设置于所述套管(51)内，且所述加热器热电偶(53)设置于所述传感器加热器(52)以及所述套管(51)之间，所述套管(51)、所述传感器加热器(52)以及所述加热器热电偶(53)均呈纵长设置且两两之间可拆卸地连接。
【专利技术属性】
技术研发人员：李玉龙，刘峰，李利，刘夏杰，林有奇，苏兴东，林鹏，解晶晶，段小寻，
申请(专利权)人：中广核研究院有限公司，
类型：发明
国别省市：
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