[发明专利]核电站超设计基准事故泄压阀门的高温试验方法及装置

说明书

本发明公开了一种核电站超设计基准事故泄压阀门的高温试验方法及装置，该方法包括：S1、将试验阀门与阀门驱动执行机构连接；S2、在试验阀门进、出口安装密封组件，将加热模块密封于阀门内部；S3、在密封组件上固定安装温度传感器；S4、将密封组件与加压模块连接；S5、将全部控制线路通过控制线汇集于总端控制模块上；S6、通过加热、加压模块模拟超设计基准事故泄压阀高温在运行工况和严重事故工况下的内部高温高压流体工况环境，结合温度传感器、温压检测模块、阀门驱动执行机构和总端控制模块对试验阀门进行性能试验。实现了模拟超设计基准事故泄压阀真实的高压运行工况和严重事故工况环境，再进行阀门性能验证，能反应出阀门实际的工作性能的技术效果。

技术领域

本发明涉及核电站超设计基准事故缓解设备和系统相关阀门动作性能的试验技术领域，尤其涉及一种核电站超设计基准事故泄压阀门的高温试验方法及装置。

背景技术

当核电站发生高压熔堆事故时，一回路系统的堆芯熔融物会在高压作用下喷射到安全壳内，进而带来如下危害：首先，熔融物喷射形成的脉冲波，会对安全壳的结构完整性构成直接威胁；其次，熔融物直接加热安全壳中气体使安全壳压力升高，会导致安全壳超压或者点燃氢气导致快燃爆炸；再次，熔融物会损坏安全壳内的相关系统、设备和监测系统。因此，当此类严重事故发生时，必须采取可靠有效的措施，及时对一回路进行泄压，在压力容器失效之前把反应堆冷却剂系统的压力降低到2.0MPa(abs)以下，避免高压熔堆事故的发生，维持一回路设备的完整性，防止放射性物质的对外泄漏。目前，通过如图1所示的事故处理系统对一回路进行泄压，其泄压原理为：当检测到堆芯出口温度超过安全临界值时，依次控制平行座闸阀2和角式截止阀3打开，以对一回路进行泄压，图中箭头表示泄压流向。用于在上述事故处理系统中的泄压阀门主要为超设计基准事故泄压阀，该阀门的高温试验验证方法直接决定阀门性能的可靠性，甚至关系到核电厂安全。

现有的泄压阀厂家大部分采用冷态的试验方法，即在室温下对阀门进行强度、密封等型式试验，以验证阀门的性能。也有厂家采用中温热态(≤350℃)外部包裹加热的方法模拟实际工况，以验证试验阀门的高温性能；其中，采用常温流体介质，通过相应温压等级的转换来验证高温实际工况阀门的性能；采用中温热态(≤350℃)流体介质，通过试验回路来模拟验证高温实际工况阀门的性能等等。但是，阀门在真实工况下的温度和压力环境通常高于现有试验设定的温度和压力环境，尤其在严重事故工况下，阀门开启过程中内部温度可达650℃，并且此时要求阀门设备能够保证正常的启闭功能。然而冷态或中温热态的试验方法仅仅是通过一定的转换方法达到阀门性能验证的目的，试验装置具备的参数与阀门实际工况差别较大，实际温度和实际压力达不到真实严重事故工况(温度达650℃)的要求，同时由于采用外部加热阀体传热给流体介质，不能完全模拟和验证阀门的实际使用工况，不能准确验证阀门在真实工况下的性能。

也就是说，现有采用冷态或中温热态的试验方法进行核电站超设计基准事故泄压阀门性能试验，只能近似模拟和验证阀门的性能，不能完全反应出阀门的技术问题。

发明内容

本发明针对现有技术中存在的采用冷态或中温热态的试验方法进行核电站超设计基准事故泄压阀门性能试验，只能近似模拟和验证阀门的性能，不能完全反应出阀门实际的工作性能的技术问题，提供了一种核电站超设计基准事故泄压阀门的高温试验方法及装置，能模拟超设计基准事故泄压阀高温运行工况(360℃)和严重事故工况(650℃)内部高温高压流体工况环境，实现超设计基准事故泄压阀在高温高压运行工况和严重事故工况下的操作循环和高温启闭动作性能试验，从而验证超设计基准事故泄压阀在高温工况下的可运行性和可靠性，能完全反应出阀门实际的工作性能。

一方面，本发明实施例提供了一种核电站超设计基准事故泄压阀门的高温试验方法，包括以下步骤：

S1、将试验阀门安装并固定在高温试验台上，并与阀门驱动执行机构固定连接；

S2、通过在所述试验阀门的进、出口安装密封组件，将加热模块固定并密封于所述试验阀门的内部；