[发明专利]一种C型管束热交换器抗震试验装置

说明书

技术领域

本发明涉及核电站关键换热器设备领域，特别涉及一种C型管束热交换器抗震试验装置。

背景技术

非能动余热排出热交换器是AP1000非能动技术中非能动堆芯冷却系统的一个重要安全设备，在瞬态、事故或任何正常热量排出路径丧失时其提供堆芯衰变热排出功能。PRHRHX布置在安全壳内换料水箱(IRWST)内，IRWST是热交换器的热阱。热交换器由C型管束组成，其进出口分别和上部、下部的管板相连，并通过传热管支撑与钢制框架结构相连。

非能动余热排出热交换器是AP1000特有的设备，它与以往热交换器的设计有较大区别，以往的热交换器内部一般由传热管和折流板组成，在过往研究中，通过科研和实践，对一些典型换热器进行试验和有限元验证，各核电设计单位逐步掌握了核二、三级设备的有限元分析技术，并已在核电厂成功应用。而非能动余热排出热交换器由C型管组成，并通过支撑条加以支撑。C型管与支撑条之间有一定的间隙，其相互作用是个复杂的非线性接触问题，使抗震的精确分析相当困难。C型管的简化以及C型管和支撑条的耦合接触很难在计算中精确考虑。

为确保非能动余热排出热交换器及其结构相似的热交换器能在地震载荷下保持其结构和功能完整性，有必要对此类热交换器进行抗震试验。

因此，研制了一套C型管束热交换器抗震试验装置用于抗震试验研究成为了亟待解决的问题。

发明内容

本发明针对现有技术的不足，提出一种C型管束热交换器抗震试验装置。

本发明提供一种C型管束热交换器抗震试验装置。

C型管束热交换器抗震试验装置包括：

地震试验台；

支撑架组件；所述支撑架组件设置在所述地震支撑台上，用于支撑C型管束热交换器；

支撑壳体组件；所述支撑壳体组件安装在所述支撑架组件上，用于将C型管束热交换器和所述支撑架组件连接在一起；

框架组件；所述框架组件设置在所述地震试验台上，位于所述支撑架组件的一侧；所述框架组件和所述支撑架组件配合，对C型管束热交换器支撑。

优选地，所述支撑架组件可拆卸地安装在所述地震试验台上。

优选地，所述支撑架组件由多个第一支撑杆组成。

优选地，所述框架组件可拆卸地安装在所述地震试验台上。

优选地，所述框架组件由多个第二支撑杆组成。

优选地，还包括试验件底座；所述试验件底座设置在所述地震试验台上；所述框架组件通过下部支撑组件与所述试验件底座可拆卸连接。

优选地，还包括管子支撑组件；所述管子支撑组件由多个支撑条组成；多个支撑条相互间隔设置；C型管束热交换器贯穿相邻的支撑条之间的空隙；所述支撑条通过螺栓可拆卸地安装在所述框架组件上。

与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：

1、本发明提供一种C型管束热交换器抗震试验装置，具有较广的适用性，可直接用于CAP系列以及300MWe等不同堆型、不同材料的C型管束热交换器及其特殊的支撑条支撑形式的抗震性能验证。

2、符合本发明的C型管束热交换器抗震试验装置，对C型管结构换热器及其特殊支撑条形式的管子支撑进行简化抗震试验模拟，从而验证有限元分析模型和方法的可靠性，继而获得可应用于C型管束热交换器抗震分析和评定的全套方法。

3、利用符合本发明的C型管束热交换器抗震试验装置，采用一定的试验实施方案，可以很好的完成C型管束热交换器模拟体的抗震试验研究，从而获得可应用于先进压水堆C型管束热交换器抗震分析和评定的全套方法。参考的试验内容包括：

a、采用单点随机激振、多点随机激振的方法获得模拟体C型管束整体和单根C型管振动模态以及支承框架的模态。

b、用连续正弦波或白噪声波扫描的方法，搜索模拟体在三正交轴上的自振频率。

c、按提供的楼面地震加速度反应谱，生成人造地震波作为地震振动台面输入信号，按三正交轴方向输入人造地震波进行抗震试验。

d、对其他模拟体零部件在适当部位进行应力测量。

4、符合本发明的C型管束热交换器抗震试验装置，结构简单，制造加工成本较低，能够很好的模拟实际设备的连接和支撑形式，对研究用支撑条支撑的C型管束换热器抗震性能有十分重要的意义，其研究成果可应用于各种类型的C型管束热交换器。

附图说明

图1为符合本发明优选实施例的C型管束热交换器抗震试验装置的示意图。

图2为图1所示结构的正视图。

图3为图1所示结构的侧视图。