[發(fā)明專利]核電站乏燃料水池?zé)峤粨Q器性能試驗方法

有效

• 申請?zhí)枺?/td>: 201711128478.2
• 申請日: 2017-11-15
• 公開（公告）號: CN107910082B
• 公開（公告）日: 2019-10-25
• 發(fā)明（設(shè)計）人: 敬通明;伍家彬;袁美春;劉春雷;劉振勇;劉豐
• 申請（專利權(quán)）人: 中廣核工程有限公司;中國廣核集團有限公司
• 主分類號: G21C17/00
• 分類號: G21C17/00
• 代理公司: 廣州三環(huán)專利商標代理有限公司 44202
• 代理人: 王基才

本發(fā)明公開了一種核電站乏燃料水池?zé)峤粨Q器性能試驗系統(tǒng),其在余熱排出模式下，通過安全注入系統(tǒng)的熱交換器，將一回路熱量傳遞到設(shè)備冷卻水系統(tǒng)，再由設(shè)備冷卻水系統(tǒng)通過燃料水池凈化與冷卻系統(tǒng)的熱交換器，將乏燃料水池加熱。本發(fā)明還公開了一種核電站乏燃料水池?zé)峤粨Q器性能試驗方法。相對于現(xiàn)有技術(shù)，本發(fā)明乏燃料水池?zé)峤粨Q器性能試驗系統(tǒng)及試驗方法利用不同的冷源系統(tǒng)作為中間媒介，逐步間接傳導(dǎo)一回路熱量至乏燃料水池并將其加熱，確定了試驗時乏燃料水池的最低溫度，兼顧了一回路機組控制和媒介系統(tǒng)的安全；通過工況遷移分析，分析驗收準則在不同試驗工況下的有效轉(zhuǎn)換，同時進行了試驗工況下的誤差分析，確定了試驗所用的儀表精度要求。

技術(shù)領(lǐng)域

本發(fā)明屬于核電技術(shù)領(lǐng)域，更具體地說，本發(fā)明涉及一種核電站乏燃料水池?zé)峤粨Q器性能試驗系統(tǒng)及試驗方法。

背景技術(shù)

目前，在核電技術(shù)領(lǐng)域，乏燃料水池?zé)峤粨Q器性能試驗是對乏燃料水池?zé)峤粨Q器換熱效能的驗證，試驗結(jié)果不僅反應(yīng)熱交換器能否滿足設(shè)計要求，更是直接關(guān)系著核電站換料后能否安全運行的一項重要重要指標。

相關(guān)技術(shù)中，壓水堆核電站機組乏燃料水池?zé)峤粨Q器同樣作為一回路冷卻模式的備用冷源設(shè)計方案，在進行試驗執(zhí)行時可借助聯(lián)調(diào)期間一回路產(chǎn)生的熱水反向加熱乏燃料水池?zé)峤粨Q器，進行乏燃料水池中水的加熱。另一相關(guān)技術(shù)中，壓水堆核電站機組乏燃料水池的冷卻方案為三列獨立的閉式冷卻循環(huán)回路，與一回路及相關(guān)系統(tǒng)無直接聯(lián)系，不能直接借助一回路的熱水來進行熱交換器效率試驗。這種設(shè)計方式，使乏燃料水池在調(diào)試階段無法方便的獲取熱源。

目前，三代核電技術(shù)堆型中，有計劃將乏池?zé)峤粨Q器效率試驗放置到機組商運后的第一個燃料周期結(jié)束后執(zhí)行，利用乏燃料組件的釋熱乏池水升溫后直接進行試驗。但是，上述技術(shù)方案存在一定的局限性：(1)換料后乏池水溫受乏燃料釋熱的影響，乏池水溫需保持在一定范圍內(nèi)，試驗期間溫度調(diào)節(jié)范圍有限；(2)試驗使用的水含有一定放射性，如果熱交換器效率不滿足要求需要重新更換或進行必要修改，乏燃料水池將不滿足冗余冷源設(shè)計，且實施難度較大；(3)試驗執(zhí)行窗口受限，不滿足國內(nèi)本試驗需在裝料前完成的安全監(jiān)督要求。

目前，三代核電技術(shù)堆型中，還有采用“臨時電加熱器+循環(huán)水泵試驗裝置”的方案，利用循環(huán)水泵抽取乏燃料水池中的水，利用幾組大功率電加熱器加熱后將水返回乏燃料水池循環(huán)加熱池水的方式進行試驗。但是，上述技術(shù)方案也存在一定的局限性：(1)臨時裝置需購置大功率加熱器及循環(huán)水泵，裝置需單獨制作，費用較高；(2)試驗期間需要加熱近1600立方米乏池水，加熱時間久，加熱器耗電量大；(3)使用臨時加熱裝置需敷設(shè)臨時電纜、臨時水管等，工作量大、工期長、成本高。

有鑒于此，確有必要提供一種效率高、成本低且安全可靠的核電站乏燃料水池?zé)峤粨Q器性能試驗系統(tǒng)及試驗方法。

發(fā)明內(nèi)容

本發(fā)明的目的在于：克服現(xiàn)有技術(shù)的不足，提供一種效率高、成本低且安全可靠的核電站乏燃料水池?zé)峤粨Q器性能試驗系統(tǒng)及試驗方法。

為了實現(xiàn)上述發(fā)明目的，本發(fā)明提供了一種核電站乏燃料水池?zé)峤粨Q器性能試驗系統(tǒng)，所述試驗系統(tǒng)在余熱排出(簡稱RHR)模式下，通過安全注入系統(tǒng)(簡稱RIS系統(tǒng))的熱交換器，將一回路熱量傳遞到設(shè)備冷卻水系統(tǒng)(簡稱RRI系統(tǒng))，再由RRI系統(tǒng)通過燃料水池凈化與冷卻系統(tǒng)(簡稱PTR系統(tǒng))的熱交換器，將乏燃料水池加熱。

為了實現(xiàn)上述發(fā)明目的，本發(fā)明還提供了一種核電站乏燃料水池?zé)峤粨Q器性能試驗方法，包括以下步驟：

1)確定RRI系統(tǒng)運行的最高溫度和一回路的溫度范圍，搭建RIS系統(tǒng)的熱交換器和PTR系統(tǒng)的熱交換器的熱力仿真模型，分析乏燃料水池的水溫目標值；

2)對PTR系統(tǒng)的熱交換器進行建模并模擬設(shè)計工況，得出最大污垢熱阻系數(shù)；

3)利用最大污垢熱阻系數(shù)，并根據(jù)熱交換公式確定在不同試驗工況下的驗收準則；