[实用新型]一种核电站容器/热交换器水压试验压力控制装置

说明书

本实用新型涉及一种核电站容器/热交换器水压试验压力控制装置，包括内部可充水的压力缓冲容器、主管道、加压组件、充水组件、测压组件以及阀组件，主管道一端与压力缓冲容器连通，另一端用于与待试验设备连接，加压组件包括第一支管道、试验泵，第一支管道一端与主管道连通，另一端与试验泵连通，充水组件包括第二支管道、水源，第二支管道一端与主管道连通，另一端与水源连通，测压组件设置在主管道上，阀组件设置在主管道、第一支管道以及第二支管道上。本实用新型满足了容积小且试验压力高的核岛压力容器、热交换器的水压试验要求，增加了试验回路的体积，可有效控制试验过程中的升降压速率，防止核岛压力容器、热交换器产生损伤，安全性高。

技术领域

本实用新型属于核电水压试验技术领域，具体涉及一种核电站容器/热交换器水压试验压力控制装置。

背景技术

根据《压水堆核电厂核岛机械部件在役检查规则》的规范要求，国内法系压水堆核电厂需要在十年周期内对规范等级为2级和3级核岛压力容器、热交换器等设备执行一次法定水压试验，以验证其强度和密封性。由于设计原因，部分核岛压力容器、热交换器的容积较小(例如小于0.01立方米)，但根据规范要求，其试验压力需为设计压力的1.2倍，即试验压力可达到20MPa以上，并且为了避免升压和降压时速率过快导致核岛压力容器、热交换器的承压部件承受的机械应力过大，目前规定了升降压速率一般不应超过1MPa/min。但是，由于水的可压缩性不强，在遇到上述容积较小且试验压力较高的核岛压力容器、热交换器时，很难控制其试验时的升降压速率，导致其超过规范所要求的试验升降压速率，从而对核岛压力容器、热交换器造成损伤。

因此，目前国内在役核电厂常见的用于核岛压力容器、热交换器的水压试验装置，通常存在以下技术问题：

1、常用的水压试验装置基本是针对常规核岛压力容器、热交换器设计的，其并未考虑容积较小且试验压力较高(即容积小于0.01立方米、试验压力高于20MPa)的核岛压力容器、热交换器的试验需求；

2、常用的水压试验装置中的阀门大多采用球阀、截止阀等控制精度不高的阀门，且试验回路中升降压的速率基本为单阀门控制，因此整体的控制精度较低；

3、常用的水压试验装置在试验过程中无法有效控制试验的升降压速率要求，导致其超过规范所要求的试验升降压速率，易对核岛压力容器、热交换器产生损伤。

发明内容

本实用新型的目的是提供一种核电站容器/热交换器水压试验压力控制装置，用于解决现有装置升降压速率控制困难等问题。

为达到上述目的，本实用新型采用的技术方案是：

一种核电站容器/热交换器水压试验压力控制装置，包括：

压力缓冲容器：所述的压力缓冲容器内部可充水；

主管道：所述的主管道的一端与所述的压力缓冲容器连通，另一端用于与待试验设备连接；

加压组件：所述的加压组件包括第一支管道、试验泵，所述的第一支管道的一端与所述的主管道连通，另一端与所述的试验泵连通；

充水组件：所述的充水组件包括第二支管道、水源，所述的第二支管道的一端与所述的主管道连通，另一端与所述的水源连通；

测压组件：所述的测压组件设置在所述的主管道上；

阀组件：所述的阀组件设置在所述的主管道、第一支管道以及第二支管道上。

优选地，所述的阀组件包括第一控制阀、第二控制阀、第三控制阀以及第四控制阀，所述的第一控制阀设置在位于所述的第一支管道与所述的待试验设备之间的主管道上，所述的第二控制阀设置在位于所述的第一支管道与所述的压力缓冲容器之间的主管道上，所述的第三控制阀设置在所述的第一支管道上，所述的第四控制阀设置在所述的第二支管道上。通过设置所述的阀组件增加了多道压力控制屏障，有效增加了试验升降压速率的控制手段。