CN103050161A - 辅助给水管线自动隔离的方法 - Google Patents

辅助给水管线自动隔离的方法 Download PDF

Info

Publication number
CN103050161A
CN103050161A CN2012105331938A CN201210533193A CN103050161A CN 103050161 A CN103050161 A CN 103050161A CN 2012105331938 A CN2012105331938 A CN 2012105331938A CN 201210533193 A CN201210533193 A CN 201210533193A CN 103050161 A CN103050161 A CN 103050161A
Authority
CN
China
Prior art keywords
steam generator
isolation
auxiliary
auxiliary feedwater
water supply
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.)
Granted
Application number
CN2012105331938A
Other languages
English (en)
Other versions
CN103050161B (zh
Inventor
尚雪莲
吕冬宝
郭林
张瑞萍
闫桂银
张冬
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 Nuclear Power Engineering Co Ltd
Original Assignee
China Nuclear Power Engineering 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 Nuclear Power Engineering Co Ltd filed Critical China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority to CN201210533193.8A priority Critical patent/CN103050161B/zh
Publication of CN103050161A publication Critical patent/CN103050161A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN103050161B publication Critical patent/CN103050161B/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

本发明属于核电站自动控制技术,具体涉及一种可用于SGTR事故工况下的辅助给水管线自动隔离的方法。该方法在每条蒸汽发生器辅助给水管道上增设辅助给水隔离阀,辅助给水隔离阀由控制系统控制;在发生蒸汽发生器传热管破裂事故时,根据蒸汽发生器高高液位设定值,利用相应蒸汽发生器的“蒸汽发生器液位高高”和“稳压器水位低低”信号的共同作用触发此蒸汽发生器相应管线的辅助给水隔离阀关闭,隔离破裂蒸汽发生器对应管线的辅助给水,确保破裂的蒸汽发生器不发生满溢;同时闭锁其他蒸汽发生器的隔离信号,使其他蒸汽发生器的辅助给水不受影响,以保证足够的冷却水量带走堆芯余热。本发明可以提高辅助给水系统的有效性和电站运行的安全水平。

Description

辅助给水管线自动隔离的方法
技术领域
本发明属于核电站自动控制技术,具体涉及一种可用于SGTR事故工况下的辅助给水管线自动隔离的方法。
背景技术
辅助给水系统是先进压水堆核电站中的重要安全专设系统。它在反应堆发生事故时,向蒸汽发生器补水,以排出堆芯余热。此系统配备有多台辅助给水泵,包括辅助给水电动泵和辅助给水汽动泵。
在蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下,由于一回路压力比二回路大,会向二回路发生泄漏,使蒸汽发生器(SG)水位上升,再加上辅助给水系统的补水,造成蒸汽发生器可能满溢的潜在风险。在以往的电站设计中,辅助给水系统只能通过手动隔离蒸汽发生器注入管线来解决蒸汽发生器满溢的问题,无法做到事故蒸汽发生器辅助给水注入管线的自动隔离。
在ACP1000堆型核电站设计中,出于更高要求的安全考虑,提出了在事故后一段时间操作员不干预的要求,且根据事故分析,在SGTR事故后处理策略措施中,要求隔离达到高高水位的蒸汽发生器(SG)对应的辅助给水管线。同时,为了避免引起丧失全部给水事故,在某一蒸汽发生器隔离时,应同时闭锁其他两个蒸汽发生器的隔离,以保证足够的冷却水量来带走堆芯余热。
发明内容
本发明的目的是提供一种可用于SGTR事故下自动隔离破损蒸汽发生器对应辅助给水管线的方法,提高辅助给水系统的有效性和电站运行的安全水平。
本发明的技术方案如下:一种辅助给水管线自动隔离的方法,在每条蒸汽发生器辅助给水管道上增设辅助给水隔离阀,辅助给水隔离阀由控制系统控制;在发生蒸汽发生器传热管破裂事故时,根据蒸汽发生器高高液位设定值,利用相应蒸汽发生器的“蒸汽发生器液位高高”和“稳压器水位低低”信号的共同作用触发此蒸汽发生器相应管线的辅助给水隔离阀关闭,隔离破裂蒸汽发生器对应管线的辅助给水,确保破裂的蒸汽发生器不发生满溢。
进一步,如上所述的辅助给水管线自动隔离的方法,其中,在隔离破裂蒸汽发生器对应管线的辅助给水的同时,闭锁其他蒸汽发生器的隔离信号,使其他蒸汽发生器的辅助给水不受影响,以保证足够的冷却水量带走堆芯余热。
更进一步,所述的控制系统根据已发出的隔离命令或隔离反馈命令闭锁其他蒸汽发生器辅助给水管线上辅助给水隔离阀的隔离信号。
进一步,所述的设置在每条蒸汽发生器辅助给水管道上的辅助给水隔离阀共有4台,两两串联后再并联,满足蒸汽发生器传热管破裂事故下辅助给水隔离的单一故障要求。
本发明的有益效果如下:本发明可以实现事故工况下,对破损蒸汽发生器辅助给水的自动隔离,满足了事故工况后一定时间内不允许人工干预的要求,解决了事故工况下可能导致事故蒸汽发生器满溢的风险,同时闭锁其他蒸汽发生器给水隔离信号,不影响堆芯余热的排出,降低了潜在风险。该方法的实施,解决了以往核电站辅助给水功能的潜在风险,减少了人为干预因素对电站安全性的影响,提高了辅助给水系统的有效性和核电站运行的安全水平。
附图说明
图1为本发明的辅助给水管线自动隔离方法的实现方式示意图。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。
为了进一步提高辅助给水的安全性,满足ACP1000堆型核电站的设计要求,本发明首先在蒸汽发生器辅助给水管道上增设辅助给水隔离阀。在SGTR事故时,根据蒸汽发生器高高液位设定值,利用相应蒸汽发生器的“蒸汽发生器液位高高”和“稳压器水位低低”信号的共同作用触发此蒸汽发生器相应管线的给水隔离阀关闭,隔离破裂蒸汽发生器对应管线的辅助给水,确保破裂的蒸汽发生器不发生满溢,同时闭锁其他蒸汽发生器的隔离信号,使其不影响其他蒸汽发生器的辅助给水,以保证足够的冷却水量来带走堆芯余热。
蒸汽发生器及稳压器上的液位测量装置,可以为以差压原理测量液位的差压变送器。为确保测量信号的可靠性,蒸汽发生器和稳压器上分别设置有多台液位测量装置,测量所得的液位信号通过一定的选择策略(如高选、低选、取中间值等),以及阈值比较逻辑触发“蒸汽发生器液位高高信号”和“稳压器水位低低信号”。
实施例
如图1所示,本发明所提供的辅助给水管线自动隔离的方法分别在每条辅助给水管线上增加辅助给水隔离阀。图1中001VP~004VP为新增配置的隔离阀,SG为蒸汽发生器,图1中,“电动泵给水管路”为电动泵辅助给水回路,“汽动泵给水管路”为汽动泵辅助给水回路。隔离阀001VP、004VP由A列供电系统供电,隔离阀002VP、003VP由B列供电系统供电。在辅助给水系统备用期间,四个隔离阀可同时处于常开状态;或者隔离阀001VP、003VP处于常开状态,隔离阀002VP、004VP处于常闭状态。
在辅助给水系统投运阶段,当监测到某一蒸汽发生器“液位高高”和稳压器“水位低低”信号同时存在时,判断此蒸汽发生器发生SGTR事故,并且水位已经达到蒸汽发生器满溢警戒水位,应立即关闭相应管线上的辅助给水隔离阀,停止对事故SG进行补水。
本发明通过四个隔离阀两两串联再并联的组合方式,可以满足SGTR事故下辅助给水隔离的单一故障要求。
为防止某一蒸汽发生器的辅助给水管线隔离后,其他蒸汽发生器辅助给水管线也相继达到高高液位被隔离而造成丧失热阱事故,在某一辅助给水管线被隔离后,利用此隔离命令或者隔离反馈命令闭锁其他蒸汽发生器辅助给水管线隔离阀的隔离信号,使得在事故下只隔离一条辅助给水管线,即,只隔离第一台到达高高液位的蒸汽发生器辅助给水管线,确保电站的堆芯余热排出。
相关逻辑关系的实现可在数字化控制系统DCS内部,通过逻辑组态来完成,也可利用编程的原理,在DCS内部设计专门的程序模块来实现。
显然,本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样,倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内,则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (4)

1.一种辅助给水管线自动隔离的方法,其特征在于:在每条蒸汽发生器辅助给水管道上增设辅助给水隔离阀,辅助给水隔离阀由控制系统控制;在发生蒸汽发生器传热管破裂事故时,根据蒸汽发生器高高液位设定值,利用相应蒸汽发生器的“蒸汽发生器液位高高”和“稳压器水位低低”信号的共同作用触发此蒸汽发生器相应管线的辅助给水隔离阀关闭,隔离破裂蒸汽发生器对应管线的辅助给水,确保破裂的蒸汽发生器不发生满溢。
2.如权利要求1所述的辅助给水管线自动隔离的方法,其特征在于:在隔离破裂蒸汽发生器对应管线的辅助给水的同时,控制系统闭锁其他蒸汽发生器的隔离信号,使其他蒸汽发生器的辅助给水不受影响,以保证足够的冷却水量带走堆芯余热。
3.如权利要求2所述的辅助给水管线自动隔离的方法,其特征在于:所述的控制系统根据已发出的隔离命令或隔离反馈命令闭锁其他蒸汽发生器辅助给水管线上辅助给水隔离阀的隔离信号。
4.如权利要求1或2或3所述的辅助给水管线自动隔离的方法,其特征在于:所述的设置在每条蒸汽发生器辅助给水管道上的辅助给水隔离阀共有4台,两两串联后再并联,满足蒸汽发生器传热管破裂事故下辅助给水隔离的单一故障要求。
CN201210533193.8A 2012-12-11 2012-12-11 辅助给水管线自动隔离的方法 Active CN103050161B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201210533193.8A CN103050161B (zh) 2012-12-11 2012-12-11 辅助给水管线自动隔离的方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201210533193.8A CN103050161B (zh) 2012-12-11 2012-12-11 辅助给水管线自动隔离的方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN103050161A true CN103050161A (zh) 2013-04-17
CN103050161B CN103050161B (zh) 2016-03-30

Family

ID=48062772

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201210533193.8A Active CN103050161B (zh) 2012-12-11 2012-12-11 辅助给水管线自动隔离的方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN103050161B (zh)

Cited By (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103474117A (zh) * 2013-09-03 2013-12-25 中国核电工程有限公司 一种增加旁通管线的辅助给水系统安全补给方法
CN103631227A (zh) * 2013-11-26 2014-03-12 中国广核集团有限公司 一种隔离方法及系统
CN104538068A (zh) * 2013-07-22 2015-04-22 中国核动力研究设计院 一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法
CN104681111A (zh) * 2015-01-08 2015-06-03 中国核电工程有限公司 辅助给水流量分段调节的控制方法
CN107068214A (zh) * 2017-05-09 2017-08-18 中广核研究院有限公司 核电厂蒸汽大气排放装置与二回路压力释放方法
CN107195343A (zh) * 2017-05-23 2017-09-22 中广核研究院有限公司 一种核反应堆中传热管破漏的检测控制装置及方法
CN109859866A (zh) * 2019-03-06 2019-06-07 中国核动力研究设计院 一种缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法
CN110354645A (zh) * 2019-06-21 2019-10-22 中广核工程有限公司 一种安全壳过滤排放系统非能动在线补液装置及方法
CN110675966A (zh) * 2019-09-18 2020-01-10 上海电力大学 一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的系统与方法
CN110689973A (zh) * 2019-09-18 2020-01-14 上海电力大学 一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法
CN111486438A (zh) * 2020-03-18 2020-08-04 中国核电工程有限公司 防止辅助给水系统造成蒸汽发生器满溢的控制方法

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4104117A (en) * 1977-02-07 1978-08-01 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor power generation
GB2169743A (en) * 1985-01-16 1986-07-16 Westinghouse Electric Corp Nuclear reactor power plant
CN101800085A (zh) * 2009-02-11 2010-08-11 中国核电工程有限公司 核电站单堆使用的执行安全功能的辅助给水系统
CN201741419U (zh) * 2010-07-22 2011-02-09 中广核工程有限公司 一种核电厂主给水流量控制系统

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4104117A (en) * 1977-02-07 1978-08-01 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor power generation
GB2169743A (en) * 1985-01-16 1986-07-16 Westinghouse Electric Corp Nuclear reactor power plant
CN101800085A (zh) * 2009-02-11 2010-08-11 中国核电工程有限公司 核电站单堆使用的执行安全功能的辅助给水系统
CN201741419U (zh) * 2010-07-22 2011-02-09 中广核工程有限公司 一种核电厂主给水流量控制系统

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
YSX2259321: "核安全分析复习提纲", 《百度文库》, 18 June 2012 (2012-06-18), pages 3 *
袁明豪,周拥辉,于雪良,翁方俭: "CPR1000与AP1000核电站蒸汽发生器传热管破裂事故分析研究", 《中国核科学技术进展报告》, 30 November 2009 (2009-11-30), pages 644 - 651 *

Cited By (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104538068A (zh) * 2013-07-22 2015-04-22 中国核动力研究设计院 一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法
CN104538068B (zh) * 2013-07-22 2017-06-20 中国核动力研究设计院 一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法
CN103474117B (zh) * 2013-09-03 2016-08-17 中国核电工程有限公司 一种增加旁通管线的辅助给水系统安全补给方法
CN103474117A (zh) * 2013-09-03 2013-12-25 中国核电工程有限公司 一种增加旁通管线的辅助给水系统安全补给方法
CN103631227A (zh) * 2013-11-26 2014-03-12 中国广核集团有限公司 一种隔离方法及系统
CN103631227B (zh) * 2013-11-26 2017-02-08 中国广核集团有限公司 一种隔离方法及系统
CN104681111A (zh) * 2015-01-08 2015-06-03 中国核电工程有限公司 辅助给水流量分段调节的控制方法
CN107068214B (zh) * 2017-05-09 2024-03-26 中广核研究院有限公司 核电厂蒸汽大气排放装置与二回路压力释放方法
CN107068214A (zh) * 2017-05-09 2017-08-18 中广核研究院有限公司 核电厂蒸汽大气排放装置与二回路压力释放方法
CN107195343A (zh) * 2017-05-23 2017-09-22 中广核研究院有限公司 一种核反应堆中传热管破漏的检测控制装置及方法
CN107195343B (zh) * 2017-05-23 2023-04-18 中广核研究院有限公司 一种核反应堆中传热管破漏的检测控制装置及方法
CN109859866B (zh) * 2019-03-06 2022-02-22 中国核动力研究设计院 一种缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法
CN109859866A (zh) * 2019-03-06 2019-06-07 中国核动力研究设计院 一种缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法
CN110354645A (zh) * 2019-06-21 2019-10-22 中广核工程有限公司 一种安全壳过滤排放系统非能动在线补液装置及方法
CN110354645B (zh) * 2019-06-21 2022-06-07 中广核工程有限公司 一种安全壳过滤排放系统非能动在线补液装置及方法
CN110675966A (zh) * 2019-09-18 2020-01-10 上海电力大学 一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的系统与方法
CN110689973A (zh) * 2019-09-18 2020-01-14 上海电力大学 一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法
CN110689973B (zh) * 2019-09-18 2023-04-28 上海电力大学 一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法
CN111486438A (zh) * 2020-03-18 2020-08-04 中国核电工程有限公司 防止辅助给水系统造成蒸汽发生器满溢的控制方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN103050161B (zh) 2016-03-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN103050161B (zh) 辅助给水管线自动隔离的方法
CN104538068B (zh) 一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法
CN102903403B (zh) 一种能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置
CN101800085B (zh) 核电站单堆使用的执行安全功能的辅助给水系统
CN104361913A (zh) 二次侧非能动余热导出系统
CN110675966B (zh) 一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的系统与方法
CN103460298A (zh) 核反应堆自动减压系统
CN203366766U (zh) 用于蒸汽发生器传热管破裂事故缓解的二次侧排放系统
CN204010702U (zh) 一种蒸汽发生器应急给水系统
KR20190073829A (ko) 원자력발전소 중대사고 발생시 방사성 물질의 대기방출을 저감시키는 주증기 계통
CN104575636B (zh) 一种小流量回流与限流控制装置
CN203276869U (zh) 防止蒸汽发生器满溢的蒸汽发生器排污系统
CN104992733A (zh) 一种安全注入系统
CN203338776U (zh) 核电站蒸汽发生器辅助给水系统
CN202948734U (zh) 反应堆atws事故应对系统
CN103474108B (zh) 一种辅助给水系统安全补给方法
CN105427911B (zh) 压水堆核电厂厂用电源切换试验的控制方法及控制系统
CN103050157B (zh) 一种优化辅助给水系统给水隔离的装置
CN206946957U (zh) 用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统
CN203338775U (zh) 核电站蒸汽发生器防满溢结构
CN115775641A (zh) 一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法及系统
CN110148480A (zh) 一种核电二回路系统
CN104934080A (zh) 一种双堆核电站的主给水系统
JP6348855B2 (ja) 原子力発電所の非常用炉心冷却系
CN103050158A (zh) 自动停运辅助给水泵的控制方法

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant