一种用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构的制作方法

本申请涉及核能安全，特别是涉及一种用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构。

背景技术：

1、核电厂安全壳系统作为第三道安全屏障，在事故工况下用于实现放射性包容、安全壳热量导出等安全功能。而核电厂事故情况下大量高温高压蒸汽进入安全壳，造成安全壳内迅速升温升压，若超过安全壳所能承受的温度与压力限值，安全壳的完整性将遭到破坏，届时反应堆内放射物质将不可控的释放到外部环境，对公众和环境带来危害。

2、而验证安全壳系统非能动模块设计的各项性能，需要通过一定比例模化实验进行验证。常规实验装置设计中，针对安全壳系统质能释放实验模拟工况过于单一，主要实验模拟体的结构模化也较为简单，在需要同时开展安全壳系统能动/非能动压力控制、能动/非能动安全壳热量导出的整体性能实验时，通常采用连接多个管道的方式来实现对热量导出系统或者抑压系统与安全壳之间的连通，这样开展试验需要的设备建设工程量大、安装工艺复杂以及占地空间大。

技术实现思路

1、基于此，有必要针对安全壳质能释放实验装置建设工程量大、安装工艺复杂以及占地空间大的问题，提供一种用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，包括：

2、安全壳模拟体用于连接喷淋系统或者导热系统，安全壳模拟体与蒸汽供应管路连通；

3、抑压水池模拟体内部装有用于冷凝的液体，抑压水池模拟体与安全壳模拟体连通，抑压水池模拟体的上部与安全壳模拟体的下部固定连接在一起，抑压水池模拟体固定连接于地面上；

4、支撑组件沿安全壳模拟体及抑压水池模拟体周向围绕设置，一端固定连接于地面上，另一端支撑安全壳模拟体。

5、上述的用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，包括安全壳模拟体、抑压水池模拟体和支撑组件，其中，安全壳模拟体与蒸汽供应管路连通，蒸汽供应管路与蒸汽源连通，以便为安全壳模拟体提供蒸汽。安全壳模拟体能够放置或连接导热系统，以便通过安全壳模拟体能够进行能动或非能动热量导出试验。或者安全壳模拟体还能够连接喷淋系统，以便开展喷淋等能动冷却系统在事故条件下安全壳内的长期排热性能试验。抑压水池模拟体固定连接于地面上，抑压水池模拟体的上部和安全壳模拟体的下部固定连接在一起，且安全壳模拟体和抑压水池模拟体为连通状态，以便安全壳模拟体内的介质能够进入抑压水池模拟体内进行直接接触冷凝，来完成安全壳模拟体的快速泄压。支撑组件沿安全壳模拟体和抑压水池模拟体周向围绕设置，以支撑抑压水池模拟体和安全壳模拟体并保证试验时设备的稳定性。且支撑组件一端固定连接于地面，另一端支撑于安全壳模拟体，保证抑压水池模拟体的位置相对固定，并能够同时对抑压水池模拟体和安全壳模拟体其起支撑作用。通过上述的结构，安全壳模拟体的下部和抑压水池模拟体的上部固定连接，并在其周向围绕设置支撑组件来支撑抑压水池模拟体和安全壳模拟体，保证设备整体的稳定性，满足了超大型安全壳实验装置平台对主模化设备的结构需求，不仅能够同时开展安全壳系统能动/非能动压力控制、能动/非能动安全壳热量导出的整体性能实验，还提高了开展试验前车间预制和现场拼装的便捷性，节约时间成本和人工成本。且安全壳模拟体与抑压模拟模拟体采用上下对中布置方式，在实际开展实验装置建设过程中，同等模化比例下可大幅降低装置的占地面积。

6、在一些实施例中，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括连通件，所述连通件具有连通腔，所述连通件连接于所述安全壳模拟体和所述抑压水池模拟体之间，以通过所述连通腔连通所述安全壳模拟体与所述抑压水池模拟体。

7、在一些实施例中，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括膨胀节，所述膨胀节设于所述安全壳模拟体与所述抑压水池模拟体之间的所述连通件上。

8、在一些实施例中，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括抑压管，所述抑压管的入口端置于所述连通件中，所述抑压管的出口端伸入所述抑压水池模拟体水空间。

9、在一些实施例中，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构还包括爆破片，所述爆破片设置于所述抑压管的入口端。

10、在一些实施例中，所述安全壳模拟体的下部与所述抑压水池模拟体的上部通过固定支撑架连接。

11、在一些实施例中，所述固定支撑架为型钢。

12、在一些实施例中，所述支撑组件包括：

13、多个支撑立柱，相互间隔设置，各所述支撑立柱一端固定安装于地面，多个所述支撑立柱沿所述安全壳模拟体及所述抑压水池模拟体的的周向围设；

14、支撑框，固定连接于多个支撑立柱的另一端；所述支撑框用于支撑所述安全壳模拟体。

15、在一些实施例中，所述安全壳模拟体还包括环形支撑座，所述环形支撑座固定连接于所述安全壳模拟体的外壁，所述环形支撑座支撑在所述支撑框上。

16、在一些实施例中，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括模拟裙座，所述模拟裙座连接于所述抑压水池模拟体的下部，并固定安装于地面上，用于支撑所述抑压水池模拟体。

17、在一些实施例中，所述抑压水池模拟体和所述安全壳模拟体的上部和下部均设有封头。

技术特征：

1.一种用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括：

2.根据权利要求1所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括连通件，所述连通件具有连通腔，所述连通件连接于所述安全壳模拟体和所述抑压水池模拟体之间，以通过所述连通腔连通所述安全壳模拟体与所述抑压水池模拟体。

3.根据权利要求2所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括膨胀节，所述膨胀节设于所述安全壳模拟体与所述抑压水池模拟体之间的所述连通件上。

4.根据权利要求2所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括抑压管，所述抑压管的入口端置于所述连通腔中，所述抑压管的出口端伸入所述抑压水池模拟体的水空间。

5.根据权利要求4所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构还包括爆破片，所述爆破片设置于所述抑压管的入口端。

6.根据权利要求1所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述安全壳模拟体的下部与所述抑压水池模拟体的上部通过固定支撑架连接。

7.根据权利要求6所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述固定支撑架为型钢。

8.根据权利要求1所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述支撑组件包括：

9.根据权利要求8所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述安全壳模拟体还包括环形支撑座，所述环形支撑座固定连接于所述安全壳模拟体的外壁，所述环形支撑座支撑在所述支撑框上。

10.根据权利要求1所述的核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，其特征在于，所述抑压水池模拟体和所述安全壳模拟体的上部和下部均设有封头。

技术总结
本申请涉及一种用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构，用于核电厂安全壳系统实验的主设备模化结构包括安全壳模拟体、抑压水池模拟体和支撑组件。安全壳模拟体用于连接喷淋系统或者导热系统，安全壳模拟体与蒸汽供应管路连通；抑压水池模拟体内部装有用于冷凝的液体，抑压水池模拟体与安全壳模拟体连通，抑压水池模拟体的上部与安全壳模拟体的下部固定连接在一起，抑压水池模拟体固定连接于地面上；支撑组件沿安全壳模拟体及抑压水池模拟体周向围绕设置，一端固定连接于地面上，另一端支撑安全壳模拟体。

技术研发人员：张琪,张琛,倪亮,徐俊英,陆雨洲,陈丰,胡鱼旺,张伟,帅剑云
受保护的技术使用者：中广核研究院有限公司
技术研发日：20230530
技术公布日：2024/1/15