[发明专利]核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法

说明书

本发明公开了一种核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统,其在余热排出模式下，通过安全注入系统的热交换器，将一回路热量传递到设备冷却水系统，再由设备冷却水系统通过燃料水池净化与冷却系统的热交换器，将乏燃料水池加热。本发明还公开了一种核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法。相对于现有技术，本发明乏燃料水池热交换器性能试验系统及试验方法利用不同的冷源系统作为中间媒介，逐步间接传导一回路热量至乏燃料水池并将其加热，确定了试验时乏燃料水池的最低温度，兼顾了一回路机组控制和媒介系统的安全；通过工况迁移分析，分析验收准则在不同试验工况下的有效转换，同时进行了试验工况下的误差分析，确定了试验所用的仪表精度要求。

技术领域

本发明属于核电技术领域，更具体地说，本发明涉及一种核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统及试验方法。

背景技术

目前，在核电技术领域，乏燃料水池热交换器性能试验是对乏燃料水池热交换器换热效能的验证，试验结果不仅反应热交换器能否满足设计要求，更是直接关系着核电站换料后能否安全运行的一项重要重要指标。

相关技术中，压水堆核电站机组乏燃料水池热交换器同样作为一回路冷却模式的备用冷源设计方案，在进行试验执行时可借助联调期间一回路产生的热水反向加热乏燃料水池热交换器，进行乏燃料水池中水的加热。另一相关技术中，压水堆核电站机组乏燃料水池的冷却方案为三列独立的闭式冷却循环回路，与一回路及相关系统无直接联系，不能直接借助一回路的热水来进行热交换器效率试验。这种设计方式，使乏燃料水池在调试阶段无法方便的获取热源。

目前，三代核电技术堆型中，有计划将乏池热交换器效率试验放置到机组商运后的第一个燃料周期结束后执行，利用乏燃料组件的释热乏池水升温后直接进行试验。但是，上述技术方案存在一定的局限性：(1)换料后乏池水温受乏燃料释热的影响，乏池水温需保持在一定范围内，试验期间温度调节范围有限；(2)试验使用的水含有一定放射性，如果热交换器效率不满足要求需要重新更换或进行必要修改，乏燃料水池将不满足冗余冷源设计，且实施难度较大；(3)试验执行窗口受限，不满足国内本试验需在装料前完成的安全监督要求。

目前，三代核电技术堆型中，还有采用“临时电加热器+循环水泵试验装置”的方案，利用循环水泵抽取乏燃料水池中的水，利用几组大功率电加热器加热后将水返回乏燃料水池循环加热池水的方式进行试验。但是，上述技术方案也存在一定的局限性：(1)临时装置需购置大功率加热器及循环水泵，装置需单独制作，费用较高；(2)试验期间需要加热近1600立方米乏池水，加热时间久，加热器耗电量大；(3)使用临时加热装置需敷设临时电缆、临时水管等，工作量大、工期长、成本高。

有鉴于此，确有必要提供一种效率高、成本低且安全可靠的核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统及试验方法。

发明内容

本发明的目的在于：克服现有技术的不足，提供一种效率高、成本低且安全可靠的核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统及试验方法。

为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电站乏燃料水池热交换器性能试验系统，所述试验系统在余热排出(简称RHR)模式下，通过安全注入系统(简称RIS系统)的热交换器，将一回路热量传递到设备冷却水系统(简称RRI系统)，再由RRI系统通过燃料水池净化与冷却系统(简称PTR系统)的热交换器，将乏燃料水池加热。

为了实现上述发明目的，本发明还提供了一种核电站乏燃料水池热交换器性能试验方法，包括以下步骤：

1)确定RRI系统运行的最高温度和一回路的温度范围，搭建RIS系统的热交换器和PTR系统的热交换器的热力仿真模型，分析乏燃料水池的水温目标值；

2)对PTR系统的热交换器进行建模并模拟设计工况，得出最大污垢热阻系数；

3)利用最大污垢热阻系数，并根据热交换公式确定在不同试验工况下的验收准则；