[实用新型]核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统

说明书

技术领域

本实用新型涉及核电站反应堆冷却剂系统和余热排出系统，尤其涉及一种核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统。

背景技术

半管运行是指压水堆核电站反应堆换料停堆和设备维修期间，主回路疏水至主管道中心位置附近的一种运行工况，也称为半充水运行工况。

半管运行时依靠余热排出系统(RHRS)来带走堆芯余热，如果此时丧失余热排出能力，就会危及堆芯安全，造成堆芯沸腾直至堆芯裸露。早期核电站的设计和运行始终将电站安全的重点放在反应堆功率运行的工况，对停堆后可能发生的事故未给予重视，对其认识也不够充分，传统地认为反应堆停堆后衰变产热不会造成严重后果。然而美国核管会NRC曾公布了多起发生在半管运行工况下的事件。

半管运行期间引起冷却丧失的主要原因有余热排出管(RHR管)吸入口由于吸入空气形成涡流或者气穴，从而造成泵断流事件，以及RHR泵入口压力低引起气蚀等。在核电发展的进程中，越来越强调安全的重要性，尽可能将安全隐患消除在设计之初。因此，研究半管运行期间反应堆冷却剂系统环路的临界液位对于保证RHR泵正常运行，而不会出现漩涡或者吸空，从而确保反应堆换料停堆和设备维修期间的安全运行具有十分重要的意义。

因此，本领域的技术人员致力于开发一种核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，针对半管运行中存在的问题，对实际的反应堆冷却剂系统建立合理的简化模型。

实用新型内容

有鉴于现有技术的上述缺陷，本实用新型所要解决的技术问题是提供一种核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，以研究并确定不同结构参数和流动参数下的主管道临界液位，由此来得到关键参数对主管道临界液位的影响规律，从而为工程设计和分析提供支持。

为实现上述目的，本实用新型提供了一种核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，其特征在于，包括连通的第一水箱和第一管道系统；所述第一水箱包括第一出口、第二出口和第一入口，所述第一管道系统连接在所述第一出口和所述第一入口之间，所述第一出口高于所述第一入口；所述第二出口低于所述第一出口且高于所述第一入口，用于排出所述第一水箱内的液体；所述第一管道系统包括水平设置的第一管道，所述第一管道上设置有至少一个液位计，所述液位计用于测量所述第一管道内的液体在所述液位计处的液位。

进一步地，所述第一管道连接在所述第一出口处，所述第一管道是至少部分地透明的。

进一步地，所述第一水箱内设置有加热装置和测温装置，用于对所述第一水箱内的所述液体加热和测温。

进一步地，所述第一管道系统还包括T形管道，所述T形管道的两个开口分别通过第一法兰和第二法兰连接于所述第一管道中，所述T形管道是至少部分地透明的；核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统还包括可视化系统，所述可视化系统对准所述T形管道，用于获取所述T形管道内的液体的液面的图像。

进一步地，所述第一管道系统还包括软管和第二管道，所述T形管道的第三个开口与所述软管的一端相连，所述软管的另一端与所述第二管道的一端相连。

进一步地，所述第一管道系统还包括并联的第一支管和第二支管，所述并联的第一支管和第二支管的一端与所述第二管道的另一端相连，所述并联的第一支管和第二支管的另一端与所述第一入口相连。

进一步地，还包括含气率测量装置、阀门和测压装置，所述含气率测量装置、阀门和测压装置布置在所述第二管道上。

进一步地，所述第一支管上设置有第一阀门、第一流量计和第一泵，所述第二支管上设置有第二阀门、第二流量计和第二泵；所述第一泵用于将通过所述第一管道、所述T形管道、所述软管和所述第二管道离开所述第一水箱的液体通过所述第一支管泵回所述第一水箱，所述第二支管用于将通过所述第一管道、所述T形管道、所述软管和所述第二管道离开所述第一水箱的液体通过所述第二支管泵回所述第一水箱。

进一步地，还包括第二水箱和第二管道系统，所述第二管道系统包括第三管道和第四管道，所述第三管道的一端通过第三阀门连接到所述第一水箱的所述第二出口，另一端穿过所述第二水箱的顶部开口进入所述第二水箱，所述第二水箱的下部设有出口，所述第四管道的一端通过第四阀门与所述第二水箱的所述出口相连，另一端穿过所述第一水箱的顶部开口进入所述第一水箱，所述第四管道上设有泵以将所述第二水箱中的液体泵入所述第一水箱。

进一步地，所述第一水箱的所述第一入口和所述第一出口处皆布置有滤网。