[发明专利]一种核电厂多样化冷链系统的传热性能试验方法和系统有效

专利信息
申请号: 201810344864.3 申请日: 2018-04-17
公开(公告)号: CN108538414B 公开(公告)日: 2019-10-08
发明(设计)人: 闫明晶;许晨德;曾建丽;周绍飞;许洁;李盛杰;彭跃;胡剑;王元;董鹏飞;温亮 申请(专利权)人: 中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司
主分类号: G21C17/02 分类号: G21C17/02;G21C17/00
代理公司: 深圳市顺天达专利商标代理有限公司 44217 代理人: 蔡晓红;柯夏荷
地址: 518023 广东省深圳市大*** 国省代码: 广东;44
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摘要:
搜索关键词: 冷链系统 水池 水箱 核电厂 加热 传热性能试验 加热器 一次性完成 传热 安全稳定 测试热源 测试装置 缓冲环节 热量传递 热能来源 试验过程 性能试验 换热器 热冲击 热源 试验 产热 瞬态
【说明书】:

发明公开了一种核电厂多样化冷链系统的传热性能试验方法和系统。所述系统包括:一回路、RHR系统、RRI系统、PTR系统、EHR系统、SFP水池、IRWST水箱、ECS系统、测试装置。本发明通过利用一回路产热来作为持续的热能来源,并利用RRI系统反传热的方式对IRWST水箱和SFP水池进行加热,采用加热后的IRWST水箱和SFP水池来作为冷链系统的测试热源,一次性完成多样化冷链系统换热器的性能试验,无需临时添加加热器对水池进行加热,试验热源稳定可靠,满足SG‑30的要求,又由于有IRWST水箱和SFP水池作为热量传递的缓冲环节,避免了试验过程中对一回路造成热冲击瞬态,保障了试验的安全稳定进行。

技术领域

本发明涉及核电厂冷链传热技术领域,特别涉及一种核电厂多样化冷链系统的传热性能试验方法和系统。

背景技术

核电厂多样化冷链系统在部分复杂序列事故工况及严重事故工况下,通过安全壳热量导出系统移出堆芯及安全壳内余热,通过冷却反应堆水池和燃料水池冷却和处理系统移出燃料厂房乏燃料水池的衰变热。由于事故期间堆芯以及乏燃料余热较大,因此多样化冷链系统的换热器的换热能力(总换热系数与换热面积的乘积)必须与之匹配设计。这样就带了一个棘手问题,如何在调试启动阶段找到大功率的稳定热源来验证换热器的换热能力。

目前压水堆核电厂的堆型中,ACPR、EPR均配置了多样化冷链系统。

其中,ACPR机组安全壳喷淋系统无法验证换热器的换热能力,反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)不能承压,只能利用一回路泄压后的介质以及设备显热(约60℃)进行试验,由于热源不稳定,不能满足SG-30的要求,所以其试验的换热能力不够精准。

EPR机组EVU系统不能通过其他系统提供热源,只能够通过大功率临时加热器对IRWST水箱进行加热,加热时间较长,且存在触电风险。

发明内容

为了解决现有技术的问题,本发明实施例提供了一种核电厂多样化冷链系统的传热性能试验方法和系统。所述技术方案如下:

一方面,本发明实施例提供了一种核电厂多样化冷链系统的传热性能试验系统,包括:

核电厂一回路,用于产生试验用的热能;

余热排出系统(Residual Heat Removal,简称“RHR”),与一回路连接,用于传导出一回路产生的热能;

设备冷却水系统(Component Cooling water system,简称“RRI”),与RHR系统连接,用于接受RHR系统的加热;

反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统(Reactor Cavity and Spent Fuel PitCooling and Treatment,简称“PTR”),与RRI系统连接,包括:被加热部分和待测试部分,在试验过程中,PTR系统的被加热部分与RRI系统导通,并被RRI系统反向加热,PTR系统的待测试部分不与RRI系统导通;

安全壳热量导出系统(Containment heat removal system,简称“EHR”),与RRI系统连接,包括:被加热部分和待测试部分,在试验过程中,EHR系统的被加热部分与RRI系统导通,并被RRI系统反向加热,EHR系统的待测试部分不与RRI系统导通;

乏燃料水池(Spent Fuel Pool,简称“SFP”),分别与PTR系统的被加热部分和待测试部分接触,用于接受PTR系统的被加热部分加热至试验要求温度,并加热PTR系统的待测试部分;

安全壳内换料水箱(In-containment Reactor Water Storage Tank,简称“IRWST”),分别与EHR系统的被加热部分和待测试部分接触,用于接受EHR系统的被加热部分加热至试验要求温度,并加热EHR系统的待测试部分;

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