核电站安全分析的试验系统和试验方法

技术领域

本申请涉及核电站安全分析的试验技术领域，特别是涉及核电站安全分析的试验方法。

背景技术

上世纪九十年代以来，国外核电机组发生多起安全壳内地坑滤网堵塞事件，各国纷纷开展相关研究和地坑滤网设备改造工作。但随着地坑滤网问题研究的深入，改造后的地坑滤网设备虽已不存在堵塞风险，但部分细小的碎渣(含化学反应生成的化学沉淀物)能够穿过地坑滤网的网孔到达堆芯，造成堆芯的堵塞，影响堆芯余热排出。

然而，目前针对上述问题开展相关试验及理论分析研究所得的试验装置和试验方法并不能完全满足堆芯内燃料组件流体力学特性研究和堆外的下游效应研究，核电厂专设安全系统等的运行过程中，不能对堆芯燃料组件和下游设备组件同时进行模拟，从而导致管路模拟系统所得到的数据真实性较差，试验过程中存在诸多保守性分析。

发明内容

基于此，有必要针对目前的试验装置和试验方法不能对堆芯燃料组件和下游设备组件同时进行模拟，从而导致管路模拟系统所得到的数据真实性较差，试验过程中存在诸多保守性分析的问题，提供一种核电站安全分析的试验系统和试验方法。

一种核电站安全分析的试验系统，包括：循环主管路、安全注入模拟管路以及下游设备组件研究管路；

所述循环主管路包括通过管道依次连通的碎渣添加箱、碎渣进料阀、试验水箱、第一主管路阀、循环泵、温控模块、第二主管路阀、第一调节阀、以及第二调节阀，所述第二调节阀的输出端的管道与碎渣添加箱连通；所述试验水箱的输入端与所述碎渣进料阀的输出端的管道连通，所述试验水箱安装有地坑滤网样机，所述试验水箱的输出端通过所述地坑滤网样机与所述第一主管路阀的输入端的管道连通；所述安全注入模拟管路包括通过管道依次连接的第三调节阀和堆芯燃料组件模拟件，所述第三调节阀的输入端的管道连通于所述温控模块和所述第一调节阀之间的管道，所述堆芯燃料组件模拟件的输出端的管道与所述第一调节阀的输出端的管道连通；所述下游设备组件研究管路包括通过管道依次连通的第五调节阀和下游设备组件，所述第五调节阀的输入端的管道和所述温控模块的输出端的管道连通，所述堆芯燃料组件模拟件的输出端与所述第一调节阀的输出端的管道连通。

上述的核电站安全分析的试验系统在实际使用中，通过向碎渣添加箱中添加碎渣并打开碎渣进料阀，使得含碎渣的液体进入试验水箱，并通过地坑滤网样机输出试验水箱，打开第一主管路阀，使得含碎渣的液体依次通过循环泵，温控模块、第一调节阀、以及第二调节阀，随后含碎渣的液体重新回到碎渣添加箱。同时，安全注入模拟管路包括通过管道依次连接的第三调节阀和堆芯燃料组件模拟件，第三调节阀的输入端的管道连通于温控模块和第一调节阀之间的管道，堆芯燃料组件模拟件的输出端的管道与第一调节阀的输出端的管道连通，因此含碎渣的液体通过温控模块后进入安全注入模拟管路，并通过堆芯燃料组件模拟件，在堆芯燃料组件模拟件处即可观察堆芯燃料组件模拟件的碎渣堵塞情况。其中，循环泵为液体提供循环动力，温控模块控制核电站安全分析的试验系统中液体的温度。下游设备组件研究管路包括通过管道依次连通的第五调节阀和下游设备组件，第五调节阀的输入端的管道和温控模块的输出端的管道连通，堆芯燃料组件模拟件的输出端与第一调节阀的输出端的管道连通，因此含碎渣的液体通过温控模块后进入下游设备组件研究管路，并通过下游设备组件，完成循环后将下游设备组件拆检即可观察下游设备组件的碎渣堵塞情况。因此本申请通过将循环主管路、安全注入模拟管路以及下游设备组件研究管路通过上述的排布方式连通，实现了同时对堆芯燃料组件模拟件和下游设备组件进行了碎渣堵塞模拟，从而提高核电站安全分析的试验系统所得到的数据真实性。

在一实施例中，所述的核电站安全分析的试验系统还包括第一流量计和第二流量计；

所述第一流量计连接于所述循环泵和所述温控模块之间的管道；

所述第二流量计的输入端通过管道连接于温控模块与第一调节阀与之间的管道；

所述第二流量计的输出端通过管道同时与所述第三调节阀的输入端的管道和所述第五调节阀的输入端的管道连接。

在一实施例中，所述的安全注入模拟管路还包括第一碎渣收集支路和第四调节阀；

所述第一碎渣收集支路包括依次连通的第一碎渣收集支路调节阀和第一碎渣收集器，所述第四调节阀和所述第二收集阀的输入端的管道连通并同时与所述第一调节阀的输出端的管道连通；

所述第四调节阀的输出端的管道和所述第一碎渣收集器的输出端的管道连通并同时与所述上水箱连通。

在一实施例中，所述的核电站安全分析的试验系统还包括安全壳喷淋模拟管路和第二主管路阀；

所述第二主管路阀的输入端的管道与所述温控模块的输出端的管道连接，所述第二主管路阀的输出端的管道同时和所述第一调节阀的输入端的管道以及所述第二流量计的输入端的管道连接；

所述安全壳喷淋模拟管路包括第二碎渣收集支路和第六调节阀；

所述第二碎渣收集支路包括通过管道依次连通的第二碎渣收集支路调节阀和第二碎渣收集器，所述第六调节阀和所述第二碎渣收集支路调节阀的输入端的管道连通并同时与所述温控模块的输出端和所述第二主管路阀的输入端之间的管道连通，所述第六调节阀的输出端的管道和所述第二碎渣收集器的输出端的管道连通并同时与所述试验水箱连通。

在一实施例中，所述的核电站安全分析的试验系统还包括第一流量计和第三流量计；

所述第三流量计的输入端的管道安装于所述温控模块和所述第二主管路阀之间的管道，所述第六调节阀和所述第二碎渣收集支路调节阀的输入端的管道连通并同时与所述第三流量计的输出端的管道连通。

在一实施例中，所述的核电站安全分析的试验系统还包括除盐水支管路；所述除盐水支管路包括通过管道连通的除盐水箱和除盐水进水阀，所述除盐水进水阀的输出端的管道与所述试验水箱连通。

在一实施例中，所述试验水箱包括上水箱和下水箱，所述上水箱的输出端与所述下水箱连通，所述上水箱的输入端与所述碎渣进料阀的输出端的管道连通，所述下水箱安装有地坑滤网样机，所述下水箱的输出端通过所述地坑滤网样机与所述第一主管路阀的输入端的管道连通；

所述上水箱内设置有第一搅拌器，所述碎渣添加箱内设置有第二搅拌器。

在一实施例中，所述的核电站安全分析的试验系统还包括取样支管路；所述取样支管路包括通过管道依次连通的取样阀和取样器，所述取样阀的输入端的管道连通于所述第一主管路阀和所述循环泵之间的管道。

在一实施例中，所述温控模块包括依次连通的加热器和冷却器，所述加热器的输入端的管道与所述循环泵的输出端的管道连通，所述冷却器的输出端的管道与所述第一调节阀的输入端的管道连通。

本申请一实施例还提供一种核电站安全分析的试验方法，所述核电站安全分析的试验方法使用所述核电站安全分析的试验系统进行，所述核电站安全分析的试验方法包括以下步骤：

在所述试验水箱充水并配置试验液体水环境；

启动所述循环泵并调节流量；

启动所述温控模块调节初始试验液体温度并进行远程数据采集；

在所述碎渣添加箱内添加试验碎渣并定时取样；

通过所述温控模块按照试验液体温度变化曲线调节试验管路温度；

保持所述核电站安全分析的试验系统持续稳定运行至少30天；

收集所述堆芯燃料组件模拟件的碎渣并进行取样分析；

收集所述温控模块和所述试验水箱之间的管道内的碎渣，并进行烘干称重后进行试验数据分析；

拆检所述下游设备组件并进行试验数据分析。

使用核电站安全分析的试验系统对堆芯燃料组件模拟件的碎渣堆积情况和下游设备组件的碎渣堆积情况进行模拟研究时，使用上述的核电站安全分析的试验方法，S100：在试验水箱充水并配置试验液体水环境，为核电站安全分析的试验系统提供循环水。S200：启动循环泵并调节流量，以使得核电站安全分析的试验系统中的循环主管路的中的液体流量满足要求。S300：启动温控模块调节初始试验液体温度并进行远程数据采集，以监控试验液体温度变化情况。S400：在碎渣添加箱内添加试验碎渣并定时取样，为核电站安全分析的试验系统中提供含碎渣液体。S500：通过温控模块按照试验液体温度变化曲线调节试验管路温度，以监控试验液体温度变化曲线的波动情况。S600：保持核电站安全分析的试验系统持续运行至少30天，以保证核电站安全分析的试验系统中的含碎渣液体进行充分循环，以提高模拟试验所得的数据的准确性。S700：收集堆芯燃料组件模拟件的碎渣并进行取样分析，随后关闭第三调节阀，以进行下一管路的模拟试验。S800：收集温控模块和上水箱之间的管道内任一位置的碎渣，并进行烘干称重后进行试验数据分析。S900：在进行任一管路的模拟测试时，收集温控模块和试验水箱之间的管道内任一位置的碎渣，并进行烘干称重后进行试验数据分析。S900：对下游设备组件的碎渣堆积情况进行模拟研究时，重复步骤S100-S500，并保持核电站安全分析的试验系统持续运行足够时间后，拆检下游设备组件，观测碎渣堵塞情况并进行试验数据分析。本申请通过将循环主管路、安全注入模拟管路以及下游设备组件研究管路通过一定的排布方式连通按照上述的核电站安全分析的试验方法，实现了同一个核电站安全分析的试验系统既可以实现对堆芯燃料组件模拟件进行碎渣堵塞模拟，又可以对下游设备组件进行碎渣堵塞模拟，从而提高核电站安全分析的试验系统所得到的数据真实性。

附图说明

图1为一实施例中的核电站安全分析的试验系统的管道连接示意图。

附图标号说明：

100-核电站安全分析的试验系统；

110-循环主管路；111-碎渣添加箱；112-碎渣进料阀；113-试验水箱；1131-上水箱；1132-下水箱；1133-地坑滤网样机；114-第一主管路阀；115-循环泵；116-温控模块；1161-加热器；1162-冷却器；117-第二主管路阀；118-第一调节阀；119-第二调节阀；

120-安全注入模拟管路；121-第三调节阀；122-堆芯燃料组件模拟件；123-第一碎渣收集支路；124-第四调节阀；125-第一碎渣收集支路调节阀；126-第一碎渣收集器；

130-下游设备组件研究管路；131-第五调节阀；132-下游设备组件；

140-安全壳喷淋模拟管路；141-第二碎渣收集支路；142-第六调节阀；143-第二碎渣收集器；144-第二碎渣收集支路调节阀；

150-除盐水支管路；151-除盐水箱；152-除盐水进水阀；

160-取样支管路；161-取样器；162-取样阀；

170-第二流量计；171-第一流量计；172-第三流量计；

180-第一搅拌器；181-第二搅拌器；

190-管道。

具体实施方式

为使本申请的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂，下面结合附图对本申请的具体实施方式做详细的说明。在下面的描述中阐述了很多具体细节以便于充分理解本申请。但是本申请能够以很多不同于在此描述的其它方式来实施，本领域技术人员可以在不违背本申请内涵的情况下做类似改进，因此本申请不受下面公开的具体实施例的限制。

在本申请的描述中，需要理解的是，若有出现这些术语“中心”、“纵向”、“横向”、“长度”、“宽度”、“厚度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”、“内”、“外”、“顺时针”、“逆时针”、“轴向”、“径向”、“周向”等，这些术语指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本申请和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本申请的限制。

此外，若有出现这些术语“第一”、“第二”，这些术语仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括至少一个该特征。在本申请的描述中，若有出现术语“多个”，“多个”的含义是至少两个，例如两个，三个等，除非另有明确具体的限定。

在本申请中，除非另有明确的规定和限定，若有出现术语“安装”、“相连”、“连接”、“固定”等，这些术语应做广义理解。例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或成一体；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通或两个元件的相互作用关系，除非另有明确的限定。对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本申请中的具体含义。

在本申请中，除非另有明确的规定和限定，若有出现第一特征在第二特征“上”或“下”等类似的描述，其含义可以是第一和第二特征直接接触，或第一和第二特征通过中间媒介间接接触。而且，第一特征在第二特征“之上”、“上方”和“上面”可是第一特征在第二特征正上方或斜上方，或仅仅表示第一特征水平高度高于第二特征。第一特征在第二特征“之下”、“下方”和“下面”可以是第一特征在第二特征正下方或斜下方，或仅仅表示第一特征水平高度小于第二特征。

需要说明的是，若元件被称为“固定于”或“设置于”另一个元件，它可以直接在另一个元件上或者也可以存在居中的元件。若一个元件被认为是“连接”另一个元件，它可以是直接连接到另一个元件或者可能同时存在居中元件。如若存在，本申请所使用的术语“垂直的”、“水平的”、“上”、“下”、“左”、“右”以及类似的表述只是为了说明的目的，并不表示是唯一的实施方式。

请参阅图1，图1示出了本申请一实施例中的核电站安全分析的试验系统100的管道190连接示意图，本申请一实施例提供的一种核电站安全分析的试验系统100，包括：循环主管路110、安全注入模拟管路120以及下游设备组件研究管路130。

循环主管路110包括通过管道190依次连通的碎渣添加箱111、碎渣进料阀112、试验水箱113、第一主管路阀114、循环泵115、温控模块116、第一调节阀118、以及第二调节阀119。第二调节阀119的输出端的管道190与碎渣添加箱111连通。验水箱113的输入端与碎渣进料阀112的输出端的管道190连通，试验水箱113安装有地坑滤网样机1133，试验水箱113的输出端通过地坑滤网样机1133与第一主管路阀114的输入端的管道190连通。

上述的核电站安全分析的试验系统100在实际使用中，通过向碎渣添加箱111中添加碎渣并打开碎渣进料阀112，使得含碎渣的液体进入试验水箱113，并通过地坑滤网样机1133输出试验水箱113，打开第一主管路阀114，使得含碎渣的液体依次通过循环泵115，温控模块116、第一调节阀118、以及第二调节阀119，随后含碎渣的液体重新回到碎渣添加箱111。同时，安全注入模拟管路120包括通过管道190依次连接的第三调节阀121和堆芯燃料组件模拟件122，第三调节阀121的输入端的管道190连通于温控模块116和第一调节阀118之间的管道190，堆芯燃料组件模拟件122的输出端的管道190与第一调节阀118的输出端的管道190连通，因此含碎渣的液体通过温控模块116后进入安全注入模拟管路120，并通过堆芯燃料组件模拟件122，在堆芯燃料组件模拟件122处即可观察堆芯燃料组件模拟件122的碎渣堵塞情况。其中，循环泵115为液体提供循环动力，温控模块116控制核电站安全分析的试验系统100中液体的温度。下游设备组件研究管路130包括通过管道190依次连通的第五调节阀131和下游设备组件132，第五调节阀131的输入端的管道190和温控模块116的输出端的管道190连通，堆芯燃料组件模拟件122的输出端与第一调节阀118的输出端的管道190连通，因此含碎渣的液体通过温控模块116后进入下游设备组件研究管路130，并通过下游设备组件132，完成循环后将下游设备组件132拆检即可观察下游设备组件132的碎渣堵塞情况。因此本申请通过将循环主管路110、安全注入模拟管路120以及下游设备组件研究管路130通过上述的排布方式连通，实现了同时对堆芯燃料组件模拟件122和下游设备组件132进行了碎渣堵塞模拟，从而提高核电站安全分析的试验系统100所得到的数据真实性。

具体地，堆芯燃料组件模拟件122中设置有多个堆芯燃料组件，相邻两堆芯燃料组件之间设置有流道柱，流道柱在每道流道柱上均设置有观察视窗，以便观察碎渣在流道柱上的堵塞情况，从而便与观察堆芯燃料组件的堵塞情况。

具体地，下游设备组件132可以是阀门、孔板以及换热器中的一种或多种，从而可以将阀门、孔板以及换热器中的一种或多种进行拆检观察碎渣堵塞情况并得到试验数据。

请参阅图1，优选地，可以关闭第一调节阀118、第五调节阀131以及第三调节阀121中的一个或多个使得循环主管路110、安全注入模拟管路120以及下游设备组件研究管路130中的一个或多个具有不同的流量，同时使得循环主管路110、安全注入模拟管路120以及下游设备组件研究管路130中的一个或多个畅通，以进行不同的试验模拟。

请参阅图1，在一实施例中，的核电站安全分析的试验系统100还包括第一流量计171和第二流量计170。第一流量计171连接于循环泵115和温控模块116之间的管道190，从而测量流经碎渣添加箱111、碎渣进料阀112、试验水箱113、第一主管路阀114以循环泵115的含碎渣的液体的流量。第二流量计170的输入端通过管道190连接于温控模块116与第一调节阀118与之间的管道190。第二流量计170的输出端通过管道190同时与第三调节阀121的输入端的管道190和第五调节阀131的输入端的管道190连接。因此第二流量计170设置于安全注入模拟管路120和下游设备组件研究管路130分流处的上游，因此第二流量计170可以测量安全注入模拟管路120和下游设备组件研究管路130中的含碎渣的液体的流量，从而能够结合对堆芯燃料组件模拟件122和下游设备组件132的碎渣堆积情况进行碎渣堆积速度等数据的计算。

请参阅图1，在一实施例中，安全注入模拟管路120还包括第一碎渣收集支路123和第四调节阀124。第一碎渣收集支路123包括依次连通的第一碎渣收集支路调节阀125和第一碎渣收集器126，第四调节阀124和第二收集阀的输入端的管道190连通并同时与第一调节阀118的输出端的管道190连通，第四调节阀124的输出端的管道190和第一碎渣收集器126的输出端的管道190连通并同时与上水箱1131连通。从而能够在核电站安全分析的试验系统100进行循环的过程中，打开第一碎渣收集支路调节阀125，从而可以在第一碎渣收集器126中进行流经安全注入模拟管路120以及下游设备组件研究管路130的液体中碎渣收集，随后进行烘干称重后用于下游设备组件132的碎渣堵塞性和安全性的鉴定。

请参阅图1，在一实施例中，核电站安全分析的试验系统100还包括安全壳喷淋模拟管路140和第二主管路阀117。

第二主管路阀117的输入端的管道与温控模块116的输出端的管道连接，第二主管路阀117的输出端的管道同时和第一调节阀118的输入端的管道以及第二流量计170的输入端的管道连接。安全壳喷淋模拟管路140包括第二碎渣收集支路141和第六调节阀142。第二碎渣收集支路141包括通过管道190依次连通的第二碎渣收集支路调节阀144和第二碎渣收集器143，第六调节阀142和第二碎渣收集支路调节阀144的输入端的管道190连通并同时与温控模块116的输出端和第二主管路阀117的输入端之间的管道190连通，第六调节阀142的输出端的管道190和第二碎渣收集器143的输出端的管道190连通并同时与试验水箱113连通。从而能够在核电站安全分析的试验系统100进行循环的过程中，打开第二碎渣收集支路调节阀144，从而可以在第一碎渣收集器126中进行流经安全壳喷淋模拟管路140的液体中碎渣收集，随后进行烘干称重后用于安全壳喷淋模拟的设备堵塞情况。

具体地，安全壳喷淋模拟管路140还包括安全壳喷淋模拟设备(图未示)，安全壳喷淋模拟设备的输入端的管道190连接于温控模块116和第二主管路阀117之间的管道190，安全壳喷淋模拟设备的输出端的管道190同时个第六调节阀142和第二碎渣收集支路调节阀144的输入端的管道190连通，从而可以通过打开第二碎渣收集支路调节阀144，以在第一碎渣收集器126中进行流经安全壳喷淋模拟管路140的液体中碎渣收集，随后进行烘干称重后用于安全壳喷淋模拟的设备堵塞情况。

请参阅图1，在一实施例中，的核电站安全分析的试验系统100还包括第三流量计172。第三流量计172的输入端的管道190安装于温控模块116和第二主管路阀117之间的管道190，第六调节阀142和第二碎渣收集支路调节阀144的输入端的管道190连通并同时与第三流量计172的输出端的管道190连通，从而测量流入安全壳喷淋模拟管路140的液体流量，随后根据第一流量计171，第二流量计170以及第三流量计172测量所得的数据进行远程采集、监测与分析。

在其他实施例中，还可以在核电站安全分析的试验系统100中的任一管道190处设置流量计，从而对对应管道190处的流量数据进行远程采集、监测与分析。

请参阅图1，在一实施例中，核电站安全分析的试验系统100还包括除盐水支管路150。除盐水支管路150包括通过管道190连通的除盐水箱151和除盐水进水阀152，除盐水进水阀152的输出端的管道190与试验水箱113连通，可以通过打开除盐水进水阀152，使得除盐水箱151为核电站安全分析的试验系统100的管道190内补充循环水，其中水质按照RCC-M要求的A级水质要求进行制备，防止在试验回路中引入不必要的悬浮杂质。

请参阅图1，在一实施例中，试验水箱113包括上水箱1131和下水箱1132，上水箱1131的输出端与下水箱1132连通，上水箱1131的输入端与碎渣进料阀112的输出端的管道190连通，下水箱1132安装有地坑滤网样机1133，下水箱1132的输出端通过地坑滤网样机1133与第一主管路阀114的输入端的管道190连通。上水箱1131内设置有第一搅拌器180从而能够将上水箱1131中的含碎渣的液体搅匀，使碎渣液体中分布更均匀，随后进入下水箱1132。碎渣添加箱111内设置有第二搅拌器181，从而从而能够将碎渣添加箱111中的含碎渣的液体搅匀，使碎渣液体中分布更均匀。

请参阅图1，在一实施例中，的核电站安全分析的试验系统100还包括取样支管路160。取样支管路160包括通过管道190依次连通的取样阀162和取样器161，取样阀162的输入端的管道190连通于第一主管路阀114和循环泵115之间的管道190，用于对经过地坑滤网样机1133过滤后的液体进行取样，从而进行地坑滤网样机1133对碎渣过滤情况的分析。

请参阅图1，在一实施例中，温控模块116包括依次连通的加热器1161和冷却器1162，加热器1161的输入端的管道190与循环泵115的输出端的管道190连通，冷却器1162的输出端的管道190与第一调节阀118的输入端的管道190连通，从而通过加热器1161对核电站安全分析的试验系统100中的液体进行升温，使液体温度满足试验的技术要求，通过冷却器1162调节液体温度，使得液体温度按照预定的温度曲线进行变温，以满足试验的技术要求。

请参阅图1，本申请一实施例还提供一种核电站安全分析的试验方法，并使用上述任一实施例中的核电站安全分析的试验系统100进行，核电站安全分析的试验方法包括以下步骤：

S100：在试验水箱113充水并配置试验液体水环境。

S200：启动循环泵115并调节流量。

S300：启动温控模块116调节初始试验液体温度并进行远程数据采集。

S400：在碎渣添加箱111内添加试验碎渣并定时取样。

S500：通过温控模块116按照试验液体温度变化曲线调节试验管路温度。

S600：保持核电站安全分析的试验系统100持续稳定运行至少30天。

S700：收集堆芯燃料组件模拟件122的碎渣并进行取样分析。

S800：收集温控模块116和试验水箱113之间的管道190内的碎渣，并进行烘干称重后进行试验数据分析。

S900：拆检下游设备组件132并进行试验数据分析。

使用核电站安全分析的试验系统100对堆芯燃料组件模拟件122的碎渣堆积情况或下游设备组件132的碎渣堆积情况进行模拟研究时，使用上述的核电站安全分析的试验方法，S100：在试验水箱113充水并配置试验液体水环境，为核电站安全分析的试验系统100提供循环水。S200：启动循环泵115并调节流量，以使得核电站安全分析的试验系统100中的循环主管路110的中的液体流量满足要求。S300：启动温控模块116调节初始试验液体温度并进行远程数据采集，以监控试验液体温度变化情况。S400：在碎渣添加箱111内添加试验碎渣并定时取样，为核电站安全分析的试验系统100中提供含碎渣液体。S500：通过温控模块116按照试验液体温度变化曲线调节试验管路温度，以监控试验液体温度变化曲线的波动情况。S600：保持核电站安全分析的试验系统100持续运行至少30天，以保证核电站安全分析的试验系统100中的含碎渣液体进行充分循环，提高模拟试验所得的数据的准确性。S700：收集堆芯燃料组件模拟件122的碎渣并进行取样分析，随后关闭第三调节阀121，以进行下一管路的模拟试验。S800：在进行任一管路的模拟测试时，收集温控模块116和试验水箱113之间的管道190内任一位置的碎渣，并进行烘干称重后进行试验数据分析。S900：对下游设备组件132的碎渣堆积情况进行模拟研究时，重复步骤S100-S500，并保持核电站安全分析的试验系统100持续运行足够时间后，拆检下游设备组件132，观测碎渣堵塞情况并进行试验数据分析。本申请通过将循环主管路110、安全注入模拟管路120以及下游设备组件研究管路130通过一定的排布方式连通按照上述的核电站安全分析的试验方法，实现了同一个核电站安全分析的试验系统100既可以实现对堆芯燃料组件模拟件122进行碎渣堵塞模拟，又可以对下游设备组件132进行碎渣堵塞模拟，从而提高核电站安全分析的试验系统100所得到的数据真实性。

在一实施例中，使用核电站安全分析的试验系统100进行地坑滤网下游碎渣收集试验，地坑滤网下游碎渣收集试验方法具体包括以下步骤：

S801：试验水箱在试验水箱113充水并配置试验液体水环境。

S802：启动循环泵115并调节安全注入模拟管路和安全壳喷淋模拟管路的流量。

S803：保证第一碎渣收集支路123和/或第二开启碎渣收集支路141畅通。

S804：在碎渣添加箱111内添加试验碎渣并定时取样。

S805：收集第一碎渣收集器126和/或第二碎渣收集器143中的碎渣。

S806：对碎渣进行烘干称重，并进行试验数据分析。

在一实施例中，使用核电站安全分析的试验系统100进行地坑滤网下游设备鉴定试验，地坑滤网下游设备鉴定方法具体包括以下步骤：

S901：试验水箱在试验水箱113充水并配置试验液体水环境。

S902：启动循环泵115并调节下游设备组件研究管路的流量并进行远程数据采集。

S903：对下游设备组件132的连接管道后测量流阻。

S904：观测碎渣对对下游设备组件132的影响。

S905：实验完毕后进行设备拆检并对试验数据进行分析。

在一实施例中，可以通过在核电站安全分析的试验系统100中的任一管道190处设置流量计，从而对对应管道190处的流量数据进行远程采集、监测与分析。

在另一实施例中，可以通过在核电站安全分析的试验系统100中的任一管道190处设置不同的仪器仪表，从而对对应管道190处的数据进行远程采集、监测与分析，其中仪器仪表可以是测温器、PH值器、试验水箱113液位、地坑过滤器样机差压、回路压力以及回路浊度测试仪等，在此不做赘述。

请参阅图1，优选地，核电站安全分析的试验系统100将循环主管路110、安全注入模拟管路120以及下游设备组件研究管路130、安全壳喷淋模拟管路140、第一碎渣收集支路123、第二碎渣收集支路141、取样支管路160以及除盐水支管路150进行配位于安装连通，可以开启或关闭任一一个或多个阀门，以进行不同的模拟试验，从而可以对堆芯燃料组件模拟件122、下游设备组件132以及安全壳喷淋模拟设备同时进行模拟，从而实现了使用同一套核电站安全分析的试验系统100，可以分别对堆芯燃料组件模拟件122、下游设备组件132以及安全壳喷淋模拟设备进行了碎渣堵塞模拟，同时可以通过第一碎渣收集支路123、第二碎渣收集支路141以及取样支管路160对核电站安全分析的试验系统100中不同管道190位置处的碎渣进行收集以及数据分析，从而提高核电站安全分析的试验系统100所得到的数据真实性。

以上所述实施例的各技术特征可以进行任意的组合，为使描述简洁，未对上述实施例中的各个技术特征所有可能的组合都进行描述，然而，只要这些技术特征的组合不存在矛盾，都应当认为是本说明书记载的范围。

以上所述实施例仅表达了本申请的几种实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对申请专利范围的限制。应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本申请构思的前提下，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本申请的保护范围。因此，本申请专利的保护范围应以所附权利要求为准。