CN109741843A - 一种核燃料组件流量检测装置 - Google Patents

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CN109741843A CN201811523976.1A CN201811523976A CN109741843A CN 109741843 A CN109741843 A CN 109741843A CN 201811523976 A CN201811523976 A CN 201811523976A CN 109741843 A CN109741843 A CN 109741843A
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景磊
高利鹏
汤慧
申俊华
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China North Nuclear Fuel Co Ltd
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China North Nuclear Fuel Co Ltd
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Abstract

本发明涉及流量检测技术领域,具体公开了一种核燃料组件流量检测装置,包括依次通过管道相连围成闭合回路的水泵、保温罐、标准流量计A、检测容器、标准流量计B、加热***和稳压罐。本发明装置在使用过程中可以保证核燃料组件内部及管道内部流量大小均匀,保证装置试验不受外界条件的影响,检测结果准确性。

Description

一种核燃料组件流量检测装置
技术领域
本发明属于流量检测技术领域,具体涉及一种核燃料组件流量检测装置。
背景技术
燃料组件流量检测属于国际先进技术,在国内很少有针对该类产品的研究,因此目前国内外没有方法可借鉴。
如图1所示,燃料组件属于几何形状相对不规则物体,在进行流量检测时需要将组件竖直放置,通过专用夹具进行装夹密封,由动力***将高温介质从组件一端打压至另一端形成稳定的流动介质。目前,检测液体流量的方法有标准表比较法、质量法等试验方法,但是由于燃料组件结构的特殊性,现有检测技术不能满足试验要求,因此利用现有检测技术无法准确的得出燃料组件内部结构情况。
发明内容
本发明的目的在于提供一种核燃料组件流量检测装置,实现核燃料组件流量的精确检测。
本发明的技术方案如下:
一种核燃料组件流量检测装置,包括控制***、水泵、稳压罐、保温罐、加热***、检测容器、标准流量计A、标准流量计B、水源;
所述的水泵、保温罐、标准流量计A、检测容器、标准流量计B、加热***和稳压罐依次通过管道相连,围成闭合回路;
所述的水源与保温罐连通,通过阀门控制水源流入保温罐的流量;
待测的核燃料组件竖直放置于所述的检测容器中;
所述的水泵、加热***、标准流量计A和标准流量计B分别由控制***进行控制。
在流量检测时,所述的检测容器密封可靠。
在流量检测时,通过所述的水泵将保温罐中的水依次打入稳压罐、加热***和检测容器。
所述的控制***控制加热***将水加热到0±5℃的温度范围内。
所述的控制***调整水泵的输出功率,使管道内水的流量在0~20kg/s范围内。
所述的稳压罐用于缓冲管道中的水流。
通过设在所述检测容器进口端的标准流量计A和出口端的标准流量计B可检测出通过核燃料组件的实时流量值和压力值。
所述的管道Φ125mm。
本发明的显著效果在于:
(1)本发明装置在使用过程中可以保证核燃料组件内部及管道内部流量大小均匀,保证装置试验不受外界条件的影响。
(2)本发明装置能够保证检测过程可复原,实现比对检测,保证检测方法的准确性。
(3)本发明装置可以方便快捷地进行燃料组件流量试验,得出燃料组件内部结构情况,实现快速检测的目的。
附图说明
图1为燃料组件示意图;
图2为本发明流量检测装置示意图。
图中:1-控制***;2-水泵;3-稳压罐;4-保温罐;5-加热***;6-检测容器;7-标准流量计A;8-标准流量计B;9-水源。
具体实施方式
下面结合附图及具体实施例对本发明作进一步详细说明。
如图2所示的一种核燃料组件流量检测装置,包括控制***1、水泵2、稳压罐3、保温罐4、加热***5、检测容器6、标准流量计A7、标准流量计B8、水源9。
所述的水泵2、保温罐4、标准流量计A7、检测容器6、标准流量计B8、加热***5和稳压罐3依次通过管道相连,围成闭合回路。所述的管道Φ125mm。
所述的水源9与保温罐4连通,通过阀门控制水源9流入保温罐4的流量。
待测的核燃料组件竖直放置于所述的检测容器6中。
所述的水泵2、加热***5、标准流量计A7和标准流量计B8分别由控制***1进行控制。
在流量检测时,用吊装工具将核燃料组件竖直放置在检测容器6中,密封检测容器6,启动阀门使水源9流入保温罐4中,然后通过水泵2将水打入加热***5中,并通过稳压罐3缓冲水流,加热***5将水加热到控制***1设定的90±5℃的温度范围内,再通过控制***1调整水泵2的输出功率使管道内水的流量在0~20kg/s范围内,通过设在检测容器6进口端的标准流量计A7和出口端的标准流量计B8可检测出通过核燃料组件的实时流量值和压力值。所述的吊装工具例如天车或电动葫芦。

Claims (8)

1.一种核燃料组件流量检测装置,其特征在于:包括控制***(1)、水泵(2)、稳压罐(3)、保温罐(4)、加热***(5)、检测容器(6)、标准流量计A(7)、标准流量计B(8)、水源(9);
所述的水泵(2)、保温罐(4)、标准流量计A(7)、检测容器(6)、标准流量计B(8)、加热***(5)和稳压罐(3)依次通过管道相连,围成闭合回路;
所述的水源(9)与保温罐(4)连通,通过阀门控制水源(9)流入保温罐(4)的流量;
待测的核燃料组件竖直放置于所述的检测容器(6)中;
所述的水泵(2)、加热***(5)、标准流量计A(7)和标准流量计B(8)分别由控制***(1)进行控制。
2.如权利要求1所述的一种核燃料组件流量检测装置,其特征在于:在流量检测时,所述的检测容器(6)密封可靠。
3.如权利要求2所述的一种核燃料组件流量检测装置,其特征在于:在流量检测时,通过所述的水泵(2)将保温罐(4)中的水依次打入稳压罐(3)、加热***(5)和检测容器(6)。
4.如权利要求3所述的一种核燃料组件流量检测装置,其特征在于:所述的控制***(1)控制加热***(5)将水加热到(9)0±5℃的温度范围内。
5.如权利要求4所述的一种核燃料组件流量检测装置,其特征在于:所述的控制***(1)调整水泵(2)的输出功率,使管道内水的流量在0~20kg/s范围内。
6.如权利要求5所述的一种核燃料组件流量检测装置,其特征在于:所述的稳压罐(3)用于缓冲管道中的水流。
7.如权利要求6所述的一种核燃料组件流量检测装置,其特征在于:通过设在所述检测容器(6)进口端的标准流量计A(7)和出口端的标准流量计B(8)可检测出通过核燃料组件的实时流量值和压力值。
8.如权利要求7所述的一种核燃料组件流量检测装置,其特征在于:所述的管道Φ125mm。
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Citations (4)

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KR20010029780A (ko) * 1999-06-03 2001-04-16 로빈 엘. 포이에르바허 원자로 조업중지 중에 연료 조립체 내의 핵연료봉의손상을 원위치에서 탐지하기 위한 연료 조립체의 기계식유동 제한 장치
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RJ01 Rejection of invention patent application after publication
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