CN101447239B - 核电站大修期间加快一回路排水的方法 - Google Patents

核电站大修期间加快一回路排水的方法 Download PDF

Info

Publication number
CN101447239B
CN101447239B CN200810241367A CN200810241367A CN101447239B CN 101447239 B CN101447239 B CN 101447239B CN 200810241367 A CN200810241367 A CN 200810241367A CN 200810241367 A CN200810241367 A CN 200810241367A CN 101447239 B CN101447239 B CN 101447239B
Authority
CN
China
Prior art keywords
drainage
power station
nuclear power
loop
pump
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN200810241367A
Other languages
English (en)
Other versions
CN101447239A (zh
Inventor
张文利
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China General Nuclear Power Corp
Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co Ltd
Lingao Nuclear Power Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co Ltd
Lingao Nuclear Power Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China General Nuclear Power Corp, Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co Ltd, Lingao Nuclear Power Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN200810241367A priority Critical patent/CN101447239B/zh
Publication of CN101447239A publication Critical patent/CN101447239A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN101447239B publication Critical patent/CN101447239B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了一种核电站大修期间加快一回路排水的方法,所述核电站一回路包括余热排出系统(RRA),所述余热排出系统(RRA)设有热交换器排水母管和泵排水母管,在所述热交换器排水母管和泵排水母管上至少一处安装有隔离阀和排水接头,并采用一可与所述排水接头配合的排水泵加快自重排水。与现有技术采取自重排水的方式相比较,本发明在一回路相关管道上设隔离阀和排水接头,并通过排水泵对一回路抽水,大大缩短了排水时间,为核电站大修期间的工作创造了非常有利的条件。

Description

核电站大修期间加快一回路排水的方法
技术领域
本发明涉及核电站技术领域,更具体地说,是涉及一种核电站大修期间加快一回路排水的方法。
背景技术
核电站是实现核裂变能转变为电能的装置,它与火电站最主要的不同是蒸汽供应系统。核电站利用核能产生蒸汽的系统称为“核蒸汽供应系统”,这个系统通过核燃料的核裂变能加热外回路的水来产生蒸汽。从原理上讲,核电站实现了核能-热能-电能的能量转换。从设备方面讲,核电站的反应堆和蒸汽发生器起到了相当于火电站的化石燃料和锅炉的作用。
核电站中的能量转换借助于三个回路来实现。反应堆冷却剂在主泵的驱动下进入反应堆,流经堆芯后从反应堆容器的出口管流出,进入蒸汽发生器,然后回到主泵,这就是反应堆冷却剂的循环流程(亦称一回路流程)。在循环流动过程中,反应堆冷却剂从堆芯带走核反应产生的热量,并且在蒸汽发生器中,在实体隔离的条件下将热量传递给二回路的水。二回路水被加热,生成的蒸汽再去驱动汽轮机,带动与汽轮机同轴的发电机发电。作功后的乏蒸汽在冷凝器中被海水或河水、湖水冷却水(三回路水)冷凝为水,再补充到蒸汽发生器中。以海水为介质的三回路的作用是把乏蒸汽冷凝为水,同时带走电站的弃热。
安全性一直是核电站建设和运营过程中的需要考虑的首要因素,而定期的大修是消除安全隐患的有效手段。大亚湾核电站和岭澳核电站机组大修卸料后,一回路需要24小时左右完成排水工作,其中一回路在低水位状态下的余热排出系统(RRA)约20m3硼水通过排气和疏水系统(RPE)自重排空需要8小时,余热排出系统(RRA)排水包括两部分:通过热交换器排水管疏水和通过泵壳上的排水管疏水。另外,在需要维修一回路止回阀时,安全注入系统(RIS)到反应堆冷却剂系统(RCP)安注管线上两个止回阀之间的硼水也通过排气和疏水系统(RPE)系统自重排水,其中中压安注管线上两个止回阀之间的硼水约3m3,反应堆冷却剂系统(RCP)1环路和2环路热段高/低压安注管线上两个止回阀之间的硼水约1.2m3。由于以上排水量较大并均依靠自重排水,且部分排水管线较细(1/2″管道),排水需要较长时间,因此,通过改造余热排出系统(RRA)、安全注入系统(RIS)以缩短自重排水的时间,是可有效缩短大修时间的方法。
发明内容
本发明的目的是为解决以上技术问题而提供一种核电站大修期间加快一回路排水的方法。
为解决上述技术问题,本发明的技术方案是:提供一种核电站大修期间加快一回路排水的方法,所述核电站一回路包括余热排出系统(RRA),所述余热排出系统(RRA)设有热交换器排水母管和泵排水母管,在所述热交换器排水母管和泵排水母管上至少一处安装有隔离阀和排水接头,并采用一可与所述排水接头配合的排水泵加快自重排水。
本发明的目的还可以通过以下措施来达到:
所述隔离阀和排水接头同时设在所述热交换器排水母管和所述泵排水母管上。
所述核电站一回路还包括安全注入系统(RIS)和反应堆冷却剂系统(RCP),在所述安全注入系统(RIS)到反应堆冷却剂系统(RCP)的中压安注管线上设有两个止回阀,于所述两个止回阀之间的中压安注管线上设有一隔离阀和一排水接头。
所述反应堆冷却剂系统(RCP)包括一第一环路(RCP1),所述第一环路(RCP1)包括热段高压/低压安注管线以及设在所述高压/低压安注管线上的两个止回阀,于所述两个止回阀之间排水管线上设有一隔离阀和一排水接头。
所述反应堆冷却剂系统(RCP)包括一第二环路(RCP2),所述第二环路(RCP2)包括热段高压/低压安注管线以及设在所述高压/低压安注管线上的两个止回阀,所述高压/低压安注管线与所述余热排出系统(RRA)热交换器排水母管连接。
所述排水泵为一移动排水泵。
所述移动排水泵包括排水台架以及作为动力源的气动隔膜泵。
所述排水接头为法兰接头。
与现有技术采取自重排水的方式相比较,本发明在一回路相关管道上设隔离阀和排水接头,并通过排水泵对一回路抽水,大大缩短了排水时间,为核电站大修期间的工作创造了非常有利的条件。
附图说明
图1是采用本发明一较佳实施例的一回路系统示意图;
图2是用于图1所示一回路系统排水的移动排水泵的结构示意图。
具体实施方式
为了使本发明要解决的技术问题、技术方案及有益效果更加清楚明白,以下结合附图及实施例,对本发明进行进一步详细说明。应当理解,此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本发明,并不用于限定本发明。
请参照图1及图2,为本发明核电站大修期间加快一回路排水的方法一较佳实施例,该核电站一回路包括压力容器105、第一主泵106、第二主泵107、第三主泵108、第一蒸发器109、第二蒸发器110、第三蒸发器111、以及余热排出系统(RRA),所述余热排出系统(RRA)设有热交换器排水母管101和泵排水母管102,在所述热交换器排水母管101和泵排水母管102上安装有隔离阀103和排水接头104,并采用一可与所述排水接头配合的排水泵加快自重排水。与现有技术采取自重排水的方式相比较,本发明在一回路相关管道上设隔离阀103和排水接头104,并通过排水泵对一回路抽水,大大缩短了排水时间,为核电站大修期间的工作创造了常有利的条件。
在本实施例中,所述排水泵为一移动排水泵,所述移动排水泵包括排水台架201以及作为动力源的气动隔膜泵202,于所述排水台架底部还设有若干滚轮203。所述排水接头104为法兰接头,相应地,所述移动排水泵业具有与所述法兰接头配合的结构。
以下对所述法兰接头和隔离阀在一回路中的具体安装方式作详细介绍:
所述法兰接头和隔离阀同时设在所述热交换器排水母管101和所述泵排水母管102上,当然也可只设在所述热交换器排水母管101或所述泵排水母管102上。使用时,将所述移动排水泵移动到靠近所述法兰接头和隔离阀的位置,并将所述排水接头104与所述法兰接头对接,启动移动排水泵即可实现对所述热交换器排水母管101和所述泵排水母管102内水的加速排泄。
所述核电站一回路还包括安全注入系统(RIS,图中未示出)和反应堆冷却剂系统(RCP,图中未示出),在所述安全注入系统(RIS)到反应堆冷却剂系统(RCP)的中压安注管线上设有两个止回阀,于所述两个止回阀之间的中压安注管线上设有一隔离阀和一排水接头。其排水原理与上述交换器排水母管101和泵排水母管102相同,在此不作赘述。
所述反应堆冷却剂系统(RCP)包括一第一环路(RCP1)以及第二环路(RCP2),所述第一环路(RCP1)包括热段高压/低压安注管线,所述第二环路(RCP2)包括热段高压/低压安注管线。同样,在所述两个高压/低压安注管线上可分别设两个止回阀,并分别于所述两个止回阀之间的排水管线上设有一隔离阀和一排水接头。所述第二环路(RCP2)包括热段高压/低压安注管线以及设在所述高压/低压安注管线上的两个止回阀,所述高压/低压安注管线与所述余热排出系统(RRA)热交换器排水母管连接。其排水原理与上述中压安注管线相同,在此不作赘述。
另外,一回路其余高压/低压安注管线上两个止回阀之间水量较小(<0.5m3),故仍采用自重方式进行排水。
大亚湾核电站在大修期间首次在使用本方法排水时,余热排出系统(RRA)热交换器及余热排出系统(RRA)相应管线的排水用时1小时20分钟。余热排出系统(RRA)泵壳排水用时40分钟,余热排出系统(RRA)排水共用2小时,比原先自重排水节省约6小时(RRA系统自重排水约为8小时)。其他系统的排水效率也有大幅提高。大大缩短了大修工作关键路径的用时,为核电站大修的创造了非常有利的条件,并创造了良好的经济效益。
当然,应当指出,本发明所公开的核电站大修期间加快一回路排水的方法不仅适用于核电站一回路排水技术领域,而且在其他类似场合亦有使用价值。
以上所述仅为本发明的较佳实施例而已,并不用以限制本发明,凡在本发明的精神和原则之内所作的任何修改、等同替换和改进等,均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (5)

1.一种核电站大修期间加快一回路排水的方法,所述核电站一回路包括余热排出系统,所述余热排出系统设有热交换器排水母管和泵排水母管,其特征在于:在所述热交换器排水母管和泵排水母管上同时安装有隔离阀和排水接头,并采用一可与所述排水接头配合的排水泵加快自重排水,所述排水泵为一移动排水泵,所述核电站一回路还包括安全注入系统和反应堆冷却剂系统,在所述安全注入系统到反应堆冷却剂系统的中压安注管线上设有两个止回阀,于所述两个止回阀之间的中压安注管线上设有一隔离阀和一排水接头。
2.根据权利要求1所述的核电站大修期间加快一回路排水的方法,其特征在于:所述反应堆冷却剂系统包括一第一环路,所述第一环路包括热段高压/低压安注管线以及设在所述高压/低压安注管线上的两个止回阀,于所述两个止回阀之间排水管线上设有一隔离阀和一排水接头。
3.根据权利要求1所述的核电站大修期间加快一回路排水的方法,其特征在于:所述反应堆冷却剂系统包括一第二环路,所述第二环路包括热段高压/低压安注管线以及设在所述高压/低压安注管线上的两个止回阀,所述高压/低压安注管线与所述余热排出系统热交换器排水母管连接。
4.如权利要求1至3任意一项所述的核电站大修期间加快一回路排水的方法,其特征在于:所述移动排水泵包括排水台架以及作为动力源的气动隔膜泵。
5.如权利要求1至3任意一项所述的核电站大修期间加快一回路排水的方法,其特征在于:所述排水接头为法兰接头。
CN200810241367A 2008-12-22 2008-12-22 核电站大修期间加快一回路排水的方法 Active CN101447239B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN200810241367A CN101447239B (zh) 2008-12-22 2008-12-22 核电站大修期间加快一回路排水的方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN200810241367A CN101447239B (zh) 2008-12-22 2008-12-22 核电站大修期间加快一回路排水的方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN101447239A CN101447239A (zh) 2009-06-03
CN101447239B true CN101447239B (zh) 2012-10-03

Family

ID=40742848

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN200810241367A Active CN101447239B (zh) 2008-12-22 2008-12-22 核电站大修期间加快一回路排水的方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN101447239B (zh)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101620892B (zh) * 2009-07-30 2012-02-08 华北电力大学 一种大功率压水堆核电站一回路系统结构设计
CN103811084B (zh) * 2012-11-14 2017-07-11 中国广核集团有限公司 一种核电站余热排出系统投运前准备方法
CN107180657B (zh) * 2017-06-12 2019-05-17 中广核工程有限公司 一种核电站多样化热阱系统传热性能试验系统和方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1018241B (zh) * 1986-07-05 1992-09-16 三电有限公司 加工活塞环的方法
CN1033726C (zh) * 1992-06-24 1997-01-01 西屋电气公司 利用排放系统余热的补充水的核反应堆
CN1041571C (zh) * 1992-06-24 1999-01-06 西屋电气公司 分段减压系统

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1018241B (zh) * 1986-07-05 1992-09-16 三电有限公司 加工活塞环的方法
CN1033726C (zh) * 1992-06-24 1997-01-01 西屋电气公司 利用排放系统余热的补充水的核反应堆
CN1041571C (zh) * 1992-06-24 1999-01-06 西屋电气公司 分段减压系统

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
JP特开平11-84054A 1999.03.26

Also Published As

Publication number Publication date
CN101447239A (zh) 2009-06-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US20120314829A1 (en) Thermal energy integration and storage system
CN104361913A (zh) 二次侧非能动余热导出系统
CN103778976A (zh) 一种设置于蒸汽发生器二次侧的非能动余热排出系统
KR101404647B1 (ko) 가압경수로의 피동형 원자로 및 격납용기 응축시스템
CN104380389A (zh) 在核电站断电期间的非能动发电
US20230197300A1 (en) Passive waste heat removal system on secondary side of marine environmental reactor
CN101447239B (zh) 核电站大修期间加快一回路排水的方法
CN102094744A (zh) 热电厂、核电站、冷凝水、冷却水再发电装置
CN110726132B (zh) 一种低功率工况下核电站蒸汽发生器供水的方法及系统
CN203397713U (zh) 含不可凝气体收集装置的二次侧余热排出系统
CN202066096U (zh) 一种超临界直接空冷供热机组热网疏水系统
CN204438853U (zh) 一种火电厂水汽取样冷却系统
KR101224023B1 (ko) 피동보조 급수계통을 이용한 경수로의 응급잔열제거 및 격납용기 냉각계통
CN111033121B (zh) 带吹扫和排水系统的双回路核反应堆蒸汽发生装置
RU2015109761A (ru) Устройство генерации солнечной энергии и внешний паровой источник дополнительной электроэнергии
CN102777875B (zh) 核电厂蒸汽转换器系统
RU2640409C1 (ru) Способ повышения маневренности и безопасности аэс на основе теплового и химического аккумулирования
CN202349996U (zh) 锅炉回收废热装置
CN202182458U (zh) 一种超临界直接空冷供热机组热网疏水系统
CN205014333U (zh) 一种锅炉排污、疏水热量的回收系统
CN204301024U (zh) 一种精馏塔空冷器余热回收发电设备
CN202948736U (zh) 一种设置于蒸汽发生器二次侧的非能动余热排出系统
CN203366761U (zh) 带有水封的二次侧余热排出系统
CN210198169U (zh) 一种用于回收电站阀门内漏能量的换热扩容设备
CN114758800B (zh) 一种高温气冷堆紧急停堆后堆芯冷却方法及系统

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
ASS Succession or assignment of patent right

Owner name: LING AO NUCLEAR POWER CO., LTD.

Free format text: FORMER OWNER: CHINA GUANGDONG NUCLEAR POWER GROUP CO., LTD.

Effective date: 20120801

Owner name: CHINA GUANGDONG NUCLEAR POWER GROUP CO., LTD. DAYA

Free format text: FORMER OWNER: DAYAWAN NUCLEAR POWER RUNNING MANAGEMENT CO., LTD.

Effective date: 20120801

C41 Transfer of patent application or patent right or utility model
TA01 Transfer of patent application right

Effective date of registration: 20120801

Address after: 518031 Guangdong city of Shenzhen province Futian District science and technology building, Shangbu Road 15

Applicant after: Lingao Nuclear Power Co., Ltd.

Co-applicant after: China Guangdong Nuclear Power Group Co., Ltd.

Co-applicant after: Dayawan Nuclear Power Running Management Co., Ltd.

Address before: Shenzhen science and technology building, No. 1001 Futian District Road, Shenzhen city in Guangdong province 518031 17-19 floor

Applicant before: China Guangdong Nuclear Power Group Co., Ltd.

Co-applicant before: Dayawan Nuclear Power Running Management Co., Ltd.

C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
C56 Change in the name or address of the patentee
CP01 Change in the name or title of a patent holder

Address after: 518031 Guangdong city of Shenzhen province Futian District science and technology building, Shangbu Road 15

Patentee after: Lingao Nuclear Power Co., Ltd.

Patentee after: China General Nuclear Power Corporation

Patentee after: Dayawan Nuclear Power Running Management Co., Ltd.

Address before: 518031 Guangdong city of Shenzhen province Futian District science and technology building, Shangbu Road 15

Patentee before: Lingao Nuclear Power Co., Ltd.

Patentee before: China Guangdong Nuclear Power Group Co., Ltd.

Patentee before: Dayawan Nuclear Power Running Management Co., Ltd.