CN103329206B - 将水充入核反应堆主回路内的方法及实施该方法的连接装置 - Google Patents
将水充入核反应堆主回路内的方法及实施该方法的连接装置 Download PDFInfo
- Publication number
- CN103329206B CN103329206B CN201180062611.3A CN201180062611A CN103329206B CN 103329206 B CN103329206 B CN 103329206B CN 201180062611 A CN201180062611 A CN 201180062611A CN 103329206 B CN103329206 B CN 103329206B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- water
- container
- fluid
- sth
- isolation device
- 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
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/09—Pressure regulating arrangements, i.e. pressurisers
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/022—Ventilating arrangements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/02—Arrangements of auxiliary equipment
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
水冷式核反应堆的主回路(1)充水及排气的方法包括设置连接及流体隔离装置(30)的步骤(1),该装置连接到主回路的每一冷却回路(11,12)的热段(3),从而基本上使热段组件与容器内侧隔离。该方法还包括经由至少一个热段(3)上的注入回路(50)注水的步骤,直到每一冷却回路充满水,并改变了来自蒸汽发生器(6)的空气,且直到容器中水位(20)到达相应于回路(11,12)的容器其侧开孔(21)之上,此后,连接装置(30)从容器中取出。该连接装置(30)能够使用伸缩的连接元件(321)。
Description
技术领域
本发明涉及在核反应堆停堆后,对水冷核反应堆的一回路(此处也被称为主回路)进行充水以及从一回路中排出空气的方法;所述一回路包括适于充水并容纳核燃料的容器。该一回路还包括至少一个适于从容器排出水的冷却回路,其将热量传递给蒸汽发生器,并且将冷却后的水返回到容器,每一蒸汽发生器通过排出水的第一流体回路连接到容器中的第一侧开孔,并通过引入水的第二流体回路连接到容器中的第二侧开孔,所述成对的第一侧和第二侧开孔与每一冷却回路相连。
冷却回路的第一流体回路通常被称作“热段”,因为它将从容器排出的水传输到蒸汽发生器,而第二流体回路通常被称作“冷段”,因为它将蒸汽发生器冷却后的水送回到容器。蒸汽发生器的管子通常具有倒置的U形状,且通常被称作“发夹”。这些管浸没在蒸汽发生器中循环的密封二次回路的水中,从而使得这些水沸腾,并为驱动发生器的涡轮机提供蒸汽。经过设计,蒸汽发生器通常包括数百个发夹,每一发夹通过直径为厘米级的管形成。这些管经常位于容器水平位置之上,并构成了不会排气的高点。因而一回路的这一部分需要特别的工序来充水。
核电站的每一个单元必须定期关闭进行维修操作以及补充核能燃料。有必要在补充期间防止大量空气仍然困在蒸汽发生器中。当反应堆重启时,尽管残留的空气体积因为一回路的加压而大大减少,从而通过防止它沸腾而使得水保持在液态,这些残留的空气在随水循环通过回路,且由于大量空气通过泵造成气穴现象,该过多的气体会损坏主泵。其结果,也是出于化学原因,有必要在该单元重启之前,消除含在一回路中的几乎所有空气。
为了将水充入一回路,使贮留的空气体积保持在临界值之下,该临界值是由安全调节器根据设备类型来执行的,在为补充燃料而将核反应单元关闭之后,现存有多种对核反应单元的一回路充水并排空的方法。第一种方法,通常被称作“动态排出”,其由当一回路的泵重启之时,仅仅对发夹管充水组成。因而被从发夹中驱出的空气积聚在稍后要进行排气的一回路的高点处,比如容器顶盖处。这个操作重复数次,然后进行空气评估。该充水和排气方法需要对一回路进行多次的加压和解压,这对容器长期的机械抵抗力是有害的,且也需要对主泵进行开启和停止很多次。
为了延长核电站的使用寿命,使用另一种充水方法,在一回路中形成真空之后执行充水,而将核燃料放置在容器中的合适位置。然而,这个方法有缺陷。特别地,在解压阶段和充水阶段,一回路中必须保持真空。如果发生进气或者形成真空的安装失败,则该操作必须重新进行。此外,建立真空的准备时间相对较长,通常需要几百小时,而对核电单元来说这几百个小时中的某些时间要花在停堆计划进度的重要步骤上。
本发明旨在克服上述缺陷,且特别地旨在提供为准备核反应堆重启而对其一回路进行充水和排气的方法,其在管理时间上所费时间少,且其在遵守核安全规则的情况下减少了设备关闭的时间长度。
为此目的,本发明的一个目的是以上引言中所限定的方法,其特征在于包括如下步骤:
a)调整容器中水位到第一水平,在此,每一冷却回路通过所述第一和第二相连的侧开孔中至少一个进行排气;
b)在容器中放置连接及流体隔离装置,该装置适于连接每一回路的所述第一和第二流体回路之一,从而基本上相对于容器内部隔离所述流体回路;
c)在所述冷却回路的第一和第二流体回路的至少之一个中,将水注入至少一冷却回路中,连接及流体隔离装置被连接到所述冷却回路,使流量为旨在向所述冷却回路充水而同时将空气驱出蒸汽发生器;
d)当从每一冷却回路流入容器内的水将水位提升到第二水平位置时,停止所述水的注入,此时,容器所有的所述第一和第二侧开口被完全浸没;以及
e)移除该流体连接装置。
因为这些布置,向一回路充水不需要压缩和之后解压的循环。这延长了容器的使用寿命。此外,一回路泵的开启是不必要的,这减少了这些泵的维修。在其他优点中,必须指出的是,该方法通常不需要修改设备的现有元件:只需要额外添加连接及流体隔离装置,从而在传统的设备中执行该方法。此外,该方法的执行比上述已知方法需要更少的时间。比如,该时间可以减少为非重要准备时间12小时,加上2-3小时的建立时间。
在本发明方法的一些优选实施方式中,采用以下的一种或多种设置:
一回路包括多个连接到容器的N冷却回路,在步骤b)中放置的连接及流体隔离装置适于连接到容器N个所述第一侧开孔的第一组和N个所述第二侧开孔的第二组中的某个N个侧开孔组;其使得可以具有单个连接及流体隔离装置,用以连接到第一流体回路组(热段)或者连接到第二流体回路组(冷段);
连接及流体隔离装置适于在步骤c)中使得注入流体回路中的水流向相同类型的其他流体回路的至少之一,流经所述连接及流体隔离装置的内侧;这使得水注入到热段或者冷段处的单个冷却回路内,并实现对连接到该装置的具有相同特性(热或冷)的管段至少其中之一进行充水,因为水借助该连接和流体隔离装置从注入管段流到所述至少另一管段;
步骤c)中水的注入由连接到所述流体回路的安全注入回路来执行,且在核反应堆运行期间在一回路失水情况下,能够将水注入;这使得可以利用设备上已有的注入管路,且其大体上包括水罐和注入泵系统,因此避免了花费较大的改良;
在步骤b)中,连接及流体隔离装置被连接到容器的每一所述第一侧开孔;这基本上相对于容器内部隔离每一第一流体回路;
在步骤c)中,水注入到N个冷却回路发生自单个注入回路;
使用连接及流体隔离装置,其适于基本上密封与流体回路相连的至少一侧开孔,该装置连接到流体回路;
充水方法被应用于一回路中,在一回路中所述蒸汽发生器包括多个用于传输水的管子,这些管子每一包括两竖直管部分,它们以发夹形状相互连接,步骤c)中执行的注水以大于或等于预定流量的流量进行,该预定流量足以保证每一蒸汽发生器所有管中的水在两竖直管部的第一竖直管部中升起,而在第二竖直管部中落下,同时从管中驱出空气。
本发明的另一目的为用于执行上述方法的连接及流体隔离装置,其特征在于它包括:
定位和引导系统,包括至少两个伸缩腿,每一腿安装有适于相对于容器以固定方式定位的足部;
中央壳体,由定位和引导系统支撑,且该壳体能够随后者在基本上竖直的方向上移动,从而降落到容器中;以及
安装在中央壳体上的N个伸缩连接元件,这样,每一元件可以面对着容器N个侧开孔组的相应侧开孔,每一伸缩连接元件可以展开,以连接到所述相应侧开孔。
利用这些设置,一旦核燃料和控制棒已经从容器拔出,连接及流体隔离装置可以放置在容器之上,精确地定位在定位及引导系统的足部,在绕着容器轴线预定一定角度位置的部位处,比如使用位于反应堆厂房上部的环吊,当定位该伸缩连接元件时,不需要对高度方面进行初始管理。
在本发明连接及流体隔离装置的优选实施例中,使用以下的一个或多个设置:
多个伸缩连接元件,每一包括内通道,使得流体流过所述相应侧开孔和中央壳体内侧空间之间;这使得相同类型的管段,如热段,通过连接及流体隔离装置相互连通,且这些管段连接到该装置;
连接及流体隔离装置包括设置在所述中央壳体内侧并适于一起驱动N个伸缩连接元件的常用驱动机构;这简化了机构的结构;
所述常用驱动机构包括通过杆连接到N个伸缩元件的可旋转控制毂,每一杆铰接到毂上,以及伸缩元件的可平移地移动元件上;这使得驱动机构具有简单和紧凑的结构,即便是当伸缩元件多于两个时;
所述殻可旋转地固定到以不漏水方式穿过中央壳体的驱动杆,所述驱动杆通过由定位和引导系统支撑的控制装置旋转;这允许具有诸如电动机那样的控制装置,不会具有浸入容器水中的危险。
其他特征和优点将参考附图,从下面对一些非限定示例的实施方式的描述中变得清晰,其中:
图1示意性地示出了核反应堆竖直截面的部分视图,在该反应堆中安装有适于执行本发明充水及排气方法的连接及流体隔离装置。
图2示意性地示出了图1中核反应堆的部分截面图,其中,连接及流体隔离装置已经下放,并连接到一回路的热段。
图3示意性地示出了与图2处于相同连接状况下的连接及流体隔离装置的放大情况,在本发明充水及排水方法的后阶段,水利用现有的安全注入回路注入到热段中。
图4示意性地示出了具有四个冷却回路的核反应堆其水平截面的部分顶视图,其中,本发明的连接及流体隔离装置相互连接一回路的热段,在本发明方法的某个步骤中,水使用设备上的安全注入回路之一注入。
图5示出了当应用本发明的注水及排气方法之时,对蒸汽发生器的管子注水的流程图,其显示了为了确定足够流量而纳入考虑的参数。
图6示意性地示出了本发明连接及流体隔离装置其水平截面的部分顶视图,其安装有用以一起驱动伸缩连接元件的常用驱动机构。
在图1中,核反应堆的容器2沿着穿过容器竖直轴线的平面展示为截面图,且借由容器中侧开孔连接到容器的一回路的两个冷却回路11和12,也是这样展示。每一冷却回路包括借由第一流体回路3连接到容器第一侧开孔21的蒸汽发生器6,该第一流体回路用于排出水,其通常被称作“热段”,并且该蒸汽发生器借由第二流体回路4连接到容器第二侧开孔22,该第二流体回路4用于灌入水,其通常被称作“冷段”。每一冷段包括在冷却回路中从热段向冷段使水循环的泵送系统5。
冷却回路之一安装有稳压器8,其在运行过程期间加压一回路中水,比如,将其加压到150bar量级。当反应堆在运行中时,该容器被顶盖封住,被称为控制棒的可移动杆以不漏水方式横穿过顶盖。因而,水在不漏水的一回路中保持加压。
蒸汽发生器6起到将热量从一回路传递到二回路(未在附图中示出)的作用。每一蒸汽发生器例如都为高20米,直径4米,350吨重。为了具有非常大的热交换表面积,一回路的水在上百甚至上千根薄壁管7管束内循环,该薄管管束浸没在在蒸汽发生器壳体内循环的二次流体中。管7的内直径通常约为1cm。每一管7包括相互连接形成发夹的两竖直管部7A和7B,且管束包括不同高度的一系列倒置U形管,从而优化整体热交换表面面积,如图5所示。
在反应堆为了维修且尤其是为了燃料补充而停堆之后,重达100吨以上的容器顶盖和控制棒机构,可以从容器上移除并放下。一旦盖子已经放下且燃料已经从容器中移走,就可应用本发明的充水和排气方法。
本发明的方法使用连接及流体隔离装置,其主要功能包括,将相同类型的成组管段即热管段组或冷管段组,与容器内部基本上隔离。“基本上隔离”被理解为指,可以是完全隔离,这样,流体回路,比如热段,被完全阻止与容器内部相连通,但是也意味着可以是不完全隔离,这样,如端口那样的清除空气用的通道,便形成在容器侧开孔的水平位置处的流体回路的端部。不完全隔离的实例在下面结合实施方式进行说明,在该实施方式中,连接及流体隔离装置使用伸缩密封元件,这样的空气清除通道设置在该元件中。
下面的说明首先详细记载了这样一个实施例,其中,装置30被用于相对于容器内部完全隔离热段组3。热段的选择是因为这样的事实:输入到容器的冷段入口,在大部分的压水堆中通常是不能接近的。事实上,这些入口可被组装在容器中的围板隐藏在容器内部,且围板引导进入的水向着容器底部流动。此外,对于泵送系统5而言,如果蒸汽发生器6在每一冷却回路11-14中的充水发生的方向与运行期间进行泵送的流动方向相同,则是首选的。
本说明书所涉及的一回路包括多个冷却回路,但是该方法也可以在包括单个冷却回路的设备中应用,在这种情况下,连接及流体隔离装置适于关闭与单个热段或者单个冷段相连的容器侧开孔。
当充水之时,为了有效地从冷却回路中排出从该回路蒸汽发生器6的发夹管7驱出的空气,优选地是,如果空气排出时经过的管段起到排气作用,那么驱出的空气不干涉到充了水的管段。结果,本发明的方法包括将容器中水位调整到第一水平线的第一步骤,该水位布置成对每一冷却回路而言,至少与排出空气流经的管段相连的侧开孔接触到空气。在大部分设备中,由于容器的侧开孔大体设置在相同高度下,一旦容器中水位被调整,它们都将接触到空气。所述第一水平线不必精确地预先确定,因为只要容器的侧开孔接触到空气,那么从一种充水操作到另一种的变化都是可以允许的。
在图1-4中示意性地示出的反应堆中应用的充水方法的一个实施例中,容器中水位20被引导设置的第一水平线位置,这样,与冷段4(图3,图4)相连的开孔22接触到空气,此处的这些开孔22跟与热段3相连的开孔22处于相同高度。
在图1中,连接及流体隔离装置30相对于容器定位在精确限定的绕着容器竖直轴线呈一定角度的位置上,且其定位在还未进行调整的高度上。对于装置30的成角度定位,因为容器的顶盖被移除,我们可以有利地使用安装在容器上并伸出容器配合表面25之上的导柱26(图3)。这些柱26用作引导盖子在配合表面25上的平移。通过构造,容器开孔21和22其轴线相对于柱26轴线的成角度位置是精确地得知的。装置30可有利地安装有定位及引导装置31,其包括相应于柱26的定位孔。
在所示实施例中,定位及引导系统31包括至少两个适于相对于容器2以固定方式定位的伸缩腿310,且其支撑中央壳体32(图2)。与一回路中冷却回路数量相同都是N的伸缩连接元件321被安装在中央壳体32上。每一伸缩腿310安装有适于在固定连接到容器的支撑法兰27上的足部312,其或者安装在容纳容器的建筑物的水池区域上,并安装有用以基本上在竖直方向上改变定位及引导系统31的高度位置的驱动器311。这使得可以竖直移动中央壳体32,从而将其降入容器中的连接预备位置,该位置基本上跟与热段相连的容器侧开孔21处于相同水平线。
系统31的高度位置受到管理,比如,借助传感器组的帮助,这些传感器组利用容器的配合表面25作为参考,从而精确地相对于配合表面以预先确定的竖直距离,定位每一伸缩连接元件321,所述距离被设置为,伸缩元件与待连接的容器侧开孔精确地轴向对齐。反应堆容器的配合表面大体上几乎完全平整,且精确地水平。容许的平面偏差为,比如,对于4米直径的容器来说,约为5/10毫米。因而,配合平面为伸缩元件321组的高度定位,构建了可靠的参考。
在连接预备位置,N个伸缩连接元件321每一面对着容器的相应侧开孔21,并且每一都能够伸开从而连接到开孔21。
连接及流体隔离装置30有利地包括常用的设置在中央壳体32内侧的驱动机构320,并适于一起驱动N个伸缩连接元件321(图6)。在图6所示实施例中,机构320包括可旋转地控制的殻325,其通过杆324连接到两个伸缩元件321,每一杆铰接到殻325上且铰接到伸缩元件的可平移移动的组件上。在图4所示的实施例中,该机构还包括可旋转地控制的殻325,其通过四个铰接杆连接到四个伸缩元件321。有利地,殻325可旋转地连接到以不漏水方式横穿中央壳体32的驱动杆323(图3)。这种类型的驱动杆323可通过控制装置33,如电动马达,可旋转地驱动,并由定位及引导系统31支撑。
同样有利地,可膨胀环状密封件322可设置在伸缩元件321上,以保证每一元件321和容器侧开孔21之间的不漏水连接。伸缩元件的可平移移动部件继而被设置为具有小于侧开孔21内径的外径。只要连接装置30保持在如图6所示的缩回位置,则可膨胀密封件322保持紧缩。当连接装置30展开时,每一伸缩元件321的前面部分被插入侧开孔21中,留下一定量的径向空间。可膨胀密封件322继而可以膨胀,从而形成密封。
连接及流体隔离装置30的连接状态在图2、3和4中示出。在所示实施例中,每一伸缩连接元件321包括使得流体可以在相应侧开孔21和装置30其中央壳体32内部空间之间流通的内通道。这种情况下,水可循环通过装置30,在连接到装置的管段(此处为热段3)之间流过。
因为热段组借由装置30与容器内部隔离,一回路可以通过将水注入热段,直到冷却回路完全充满为止而充水。水被注入,比如,利用连接到单个热段的注入回路50,因为水通过流经中央壳体32和伸缩元件321而逐渐充满所有热段。在具有四个冷却回路的设备中(图4),由壳体32和元件321形成的组件很像X,且因此可以称其为“充水交叉”。
注水回路50可有利地使用通常被称为SIS的安全注入系统,其适于在反应堆运行期间,在一回路中发生失水的情况下注入水。大部分现有的设备包括至少一个这样的安全注入系统,其大体上包括位于反应堆安全壳厂房的内侧或者外侧的水罐,以及低压和高压安全注入泵。
对于该方法中注水步骤,低压安全注入泵有利地用作泵送系统52,以将水从安全罐51注入到热段3,这是借助设置在热段上并永久固定地连接到泵送系统52(图3)的注入入口53进行。实际上,为了迫使水在蒸汽发生器的发夹中升起,泵能够达到如下所述的一定流量。可以理解的是,一回路基本上在大气压力下,因为冷段4排出容器中的空气。
注入回路50不是必须为安全注入管路。除了或者作为SIS系统的可选之外,它可以使用通常被称作CVC的化学和容积控制系统,且为了冷却核心而用于在一回路中保持必要量的水量。CVC系统通常包括注入回路,也称为充入管路,以及排出管路,也称作释放回路,用于在一回路中调整水的容积。可以使用充入回路和其泵送系统作为注入回路50。
一回路可以安装有连接到注入泵的多个水注入入口53,且,取决于设备的结构,如果优选的话,则可以使用一个或多个注入入口,从而获得足够的注入率。
如图3和4所示,注入到热段3的水穿过“充水交叉”进入到另一个热段中。继而,水位70在蒸汽发生器的管7其竖直管部7A中升起,直到到达最高发夹的顶部,接着水在竖直管段7B中降到冷段4,从而流入容器2。存在于发夹7中的空气被驱向冷段,空气在冷段中可以经由侧开孔22退入到容器中。
从图5可以看到,充满蒸汽发生器的所有发夹意味着满足了一定的水流量条件。事实上,在不同高度的倒置U形管束中,如果没有足够的水流入热段,那么最高的管71不可能完全充满。在这种情况下,水仅仅穿过一系列不那么高的其他管72循环,且最高管71中的水位线70将保持在不足以穿过发夹顶部的相对高度h下。
通过增加注入流量,有效流量增加,且因而较低管72中的水头损失,便于最高管71中的水逐渐升起。在一定注入流量之上,水达到了事实上是所有最高发夹的顶部,并在冷段侧降落,同时在最高发夹中形成相对较低的流量。注水用的流量可以增加到提高管束中各种流量,但是必须注意不要产生太高的注入流量,因其可在最高发夹中引起水头损失,并防止水到达顶部。对于给定的管子构造,水头损失与流量平方成比例。对于每一不同的设备构造,可以具有一定的注入流量范围,或者甚至是要遵循的优化注入流量,该优化流量可以通过实验性测试或者数学模型确定。待使用的注入回路数量可以基于需要遵守的注入流量的范围进行确定。
在一未示出的实施方式中,可具有这样的连接及流体隔离装置30,其中,N个伸缩连接元件321中的至少一个适于密封住其所连接的容器的侧开孔。这意味着让水注入到相应的冷却回路中,从而填满该回路。比如,在具有四条冷却回路且回路的每一热段具有独立的注入回路的EPRTM反应堆中,其可以设置为具有连接及流体隔离装置30,该装置包括四个伸缩密封元件,每一元件用作密封容器的相应侧开孔。继而,可以借由一起驱动用于四条注入回路的泵送系统,以及调整泵的流量而发生充水,这样,四条冷却回路大约都以相同的流量充水。可选地,具有更高流量的单个泵系统可连接到热段的四个注入入口。
还可以设置为具有这样的连接及流体隔离装置30,其包括至少一伸缩密封元件及使得相应热段相互连通的至少两个伸缩非密封元件。这在以下的布局上是有利的,在该布局中可以使用由不同泵送系统提供的至少两个热段注入入口,这样,具有最高流量的泵送系统通过单个注入入口向至少两个热段进给,具有最低流量的泵送系统向单个热段进给。
如在本说明书开始所述,连接及流体隔离装置不必设置成使相同类型的热段组与容器内部完全隔离。比如,作为以上实施例的一变形,可以使用伸缩的基本上密封的元件,每一元件安装有至少一个诸如孔那样的排气通道,在注水步骤期间通过该孔注入相应管段的一小部分水可以在不经过蒸汽发生器的情况下清空到容器中。取决于连接到容器的热段其管子的布局,实际上这样的排气孔可被用来防止空气困于热段中,该热段或多或少直接靠近密封该管段的伸缩元件。如果在连接及流体隔离装置移除之后,受困空气不迁移到容器中,则实际上这种情况可变得至关重要。
排气通道比如可这样形成,在伸缩密封元件上设置部分环状可膨胀密封件322,在伸缩元件的外表面和面对该元件的热段其管的内壁之间留下了很小的气体通道。伸缩密封元件的该排气通道(多条)其尺寸可以为:注水步骤期间,使得直接排入容器的水其流量不超过注入到管段的水其流量的相对较小的部分,比如超过几个百分点。这使得在蒸汽发生器方向上热管段中保持足够流量的水,同时不会在容器中引起水位线太快升起,从而在冷段充水完成之前,避免盖住与冷段相连的开孔。
此外,在连接及流体隔离装置被设置为使得热段相互连通的实施例中,至少一个排气孔可以设置在该装置上,比如,在中央壳体32上,从而避免出现装置中的紊流气体体积在之后的阶段向着热段迁移,并在注水步骤结束时保持困在蒸汽发生器中。
在另一未示出的实施例中,可以设置为具有主要或者辅助注水,其将水直接引导到连接及流体隔离装置30内,比如经过以不漏水方式连接到装置30中央壳体32的刚性或者柔性管进行注水,由于当伸缩连接元件被设计为允许流体通过时,经由该路径注入的水将通过流经伸缩连接元件321而充满热段。
在上述实施方式中,在由热段3向蒸汽发生器充水后,水从每一冷却回路流入容器,并使得水位线升高直到一旦侧开孔22变得完全浸没,冷段4被完全充满为止。热段3,在本例中与冷管段位于相同高度,因而也位于容器中的水位线之下,然后注水步骤可停止。当然,在热段比冷段高的布局下,必须一直等待到与热段相连的侧开孔21被浸没,从而终止注水,而没有空气进入冷段的任何风险,一般地说,当容器中达到第二水位时,便停止注水,此时,与每一冷却回路相连的第一和第二侧开孔都被完全浸没。可以利用容器中现有的水位传感器去触发终止注水。
然后,流体连接装置30可提升出水面并从容器中取出,不允许任何空气进入到回路。在涉及容器中水位大大下降的情况下,应考虑因移除装置30而排出的水量,从而使得所述第二预先确定水位足够高。实际上,在与热段相连的侧开孔22其顶部和容器的配合表面之间存在着较大范围的水位,比如是米量级的范围。因而第二水位线可以设置为高于侧开孔21几厘米或者甚至几十厘米。
当利用上述方法使得一回路充满水并且一回路是不漏气时,存在于一回路中的水,特别是蒸汽发生器中的水处于比容器中水位线高更多的位置,当装置30被移除时,水向着容器迁移。然后可以继续核反应堆的维护修理操作,直到反应堆重启为止,只要容器中的水保持在与冷却回路相连的容器侧开孔的水平线之上,就不会存在空气进入到一回路的风险。
上述描述涉及其中一回路的传热流体基本上由水组成的核反应堆,。然而,可以理解,本发明的方法不限于充入特定的传热流体,且可以使用不同的传热流体在不同的设备中进行。在本文中的术语“水”必须理解为普通意义,比如指任意的液态传热流体。
Claims (13)
1.在反应堆停堆之后对水冷式核反应堆的一回路(1)充水及排气的方法,所述一回路(1)包括适于充满水并容纳核燃料的容器(2),且还包括适于从容器中引出水的至少一个冷却回路(11,12,13,14),其将热传递到蒸汽发生器(6),并使得冷却后的水返回容器,每一蒸汽发生器(6)通过排出水的第一流体管路(3)连接到容器(2)中的第一侧开孔(21),并且通过注入水的第二流体管路(4)连接到容器中的第二侧开孔(22),成对的所述第一和第二侧开孔(21,22)与每一冷却回路相连,
其特征在于,所述方法包括以下步骤:
a)调整容器中的水位(20)到第一水平线,每一冷却回路(11,12,13,14)通过容器上的所述第一和第二相连的侧开孔(21,22)中至少一个进行排气;
b)在容器中设置适于连接每一冷却回路的所述第一和第二流体回路之一(3)的连接及流体隔离装置(30),从而基本上相对于容器内部隔离所述流体回路(3);
c)在所述冷却回路的第一和第二流体回路之一(3)中将水注入至少一个冷却回路(11),连接及流体隔离装置(30)被连接到所述冷却回路,注水流量为充满所述冷却回路同时将空气驱出蒸汽发生器(6);
d)当从每一冷却回路流入容器的水将水位(20)提高到第二水平线时,停止所述注水,在该第二水平线,容器所有的所述第一和第二侧开孔(21,22)都完全被浸没;以及
e)移除该连接及流体隔离装置(30)。
2.根据权利要求1所述的方法,应用于核反应堆中,该反应堆中的一回路(1)包括多个连接到容器(2)的N个冷却回路(11,12,13,14),其中,在步骤b)中放置的连接及流体隔离装置(30)适于在N个所述第一侧开孔(21)的第一组及N个所述第二侧开孔(22)的第二组之间连接到容器的N个侧开孔组。
3.根据权利要求2所述的方法,其特征在于,连接及流体隔离装置(30)适于,在步骤c)中注入所述流体管路(3)的水流向至少一个相同类型的其它流体回路,经过所述连接及流体隔离装置的内侧。
4.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,步骤c)中水的注入通过连接到所述流体回路(3)的安全注入回路(50)执行,并能够在核反应堆运行期间在一回路(1)中发生失水的情况下注入水。
5.根据权利要求2至3中任一项所述的方法,其特征在于,在步骤b)中,连接及流体隔离装置(30)被连接到容器(2)的每一所述第一侧开孔(21)。
6.根据权利要求5所述的方法,其特征在于,在步骤c)中,水注入N个冷却回路从单个注入回路(50)开始。
7.根据权利要求1或2所述方法,其特征在于,使用连接及流体隔离装置(30),其适于基本上密封与连接到装置(30)的流体回路(3)相连的至少一个侧开孔(21)。
8.根据权利要求1所述的方法,应用于一回路(1),其中,所述蒸汽发生器(6)包括用于传输水的多条管子(7),每一管包括以发夹形相互连接的两个竖直管部(7A,7B),其中,步骤c)中,注水以大于或等于预先确定的水流量进行,该预先确定流量足以保证每一蒸汽发生器(6)的所有管(7)中的水在两竖直管部(7A,7B)的第一竖直管部(7A)中升起,而在第二竖直管部(7B)中降落,同时将空气驱出管。
9.连接及流体隔离装置(30),其用于执行根据权利要求2或3所述的在反应堆停堆之后对水冷式核反应堆的一回路(1)充水及排气的方法,其特征在于,其包括:
定位及引导系统(31),其包括至少两个伸缩腿(310),所述至少两个伸缩腿中的每一个装配有适于相对于核反应堆的容器(2)以固定方式定位的足部;
中央壳体(32),其由定位及引导系统(31)支撑,并能够与后者一起在基本上竖直的方向上移动,从而下落入容器(2)中;且
N个伸缩连接元件(321),其安装在所述中央壳体(32)上,这样,每一元件可面对容器N个侧开孔组的相应侧开孔(21),每一伸缩连接元件(321)被展开,用以连接到所述相应侧开孔(21)。
10.根据权利要求9所述的连接及流体隔离装置,其特征在于,多个伸缩连接元件(321)中的每一个都包括内通道,所述内通道使得所述相应侧开孔(21)和中央壳体(32)内部空间之间形成流体通道。
11.根据权利要求9所述的连接及流体隔离装置,其特征在于,其包括常用驱动机构(320),其设置在所述中央壳体(32)内,并适于一起驱动N个伸缩连接元件(321)。
12.根据权利要求11所述的连接及流体隔离装置,其特征在于,所述常用驱动机构(320)包括可旋转地受控的殻(325),其通过杆(324)连接到N个伸缩连接元件(321),每一杆铰接到殻(325)上,并铰接到伸缩元件的可平移的移动部件上。
13.根据权利要求12所述的连接及流体隔离装置,其特征在于,所述殻(325)可旋转地固定到驱动杆(323),所述驱动杆以不漏水方式穿过中央壳体(32),所述驱动杆(323)借由控制装置(33)旋转,所述控制装置(33)由定位及引导系统(31)支撑。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR1059107A FR2967288B1 (fr) | 2010-11-04 | 2010-11-04 | Procede de remplissage en eau d'un circuit primaire d'un reacteur nucleaire, et dispositif de raccordement destine a la mise en oeuvre du procede |
FR1059107 | 2010-11-04 | ||
PCT/FR2011/052551 WO2012059682A2 (fr) | 2010-11-04 | 2011-10-31 | Procede de remplissage en eau d'un circuit primaire d'un reacteur nucleaire, et dispositif de raccordement destine a la mise en oeuvre du procede |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN103329206A CN103329206A (zh) | 2013-09-25 |
CN103329206B true CN103329206B (zh) | 2016-07-06 |
Family
ID=43587509
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201180062611.3A Active CN103329206B (zh) | 2010-11-04 | 2011-10-31 | 将水充入核反应堆主回路内的方法及实施该方法的连接装置 |
Country Status (10)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US9478321B2 (zh) |
EP (1) | EP2636041B1 (zh) |
JP (1) | JP5657129B2 (zh) |
KR (1) | KR101502044B1 (zh) |
CN (1) | CN103329206B (zh) |
FR (1) | FR2967288B1 (zh) |
RU (1) | RU2543999C2 (zh) |
UA (1) | UA105595C2 (zh) |
WO (1) | WO2012059682A2 (zh) |
ZA (1) | ZA201303225B (zh) |
Families Citing this family (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR3068821B1 (fr) * | 2017-07-06 | 2020-08-28 | Electricite De France | Plot de centrage d'un coeur de centrale nucleaire pour cuves de reacteurs |
FR3075448B1 (fr) * | 2017-12-19 | 2020-01-03 | Electricite De France | Ensemble de tranquillisation de flux de reacteur nucleaire |
CN109243633B (zh) * | 2018-08-13 | 2023-01-17 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂自动化充排系统 |
CN110197733B (zh) * | 2019-06-12 | 2021-02-02 | 岭澳核电有限公司 | 核电站一回路排气控制方法 |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1515770A (en) * | 1975-10-21 | 1978-06-28 | Westinghouse Electric Corp | Mounting electrical heating elements in a pressurizer for a pressurized water nuclear reactor |
US4246069A (en) * | 1977-07-05 | 1981-01-20 | Commissariat A L'energie Atomique | Heat-generating nuclear reactor |
US4425963A (en) * | 1980-03-10 | 1984-01-17 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Heat insulation for dome-shaped bottom and/or cover region of a pressure vessel |
CN101017711A (zh) * | 2005-12-29 | 2007-08-15 | 阿海珐核能公司 | 用于压水堆核电站的稳压器 |
CN101336566A (zh) * | 2005-12-16 | 2008-12-31 | 阿海珐核能公司 | 压水核反应堆的主级回路稳压器用的加热棒 |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US10031A (en) * | 1853-09-20 | Improvement in plows | ||
JPH0631810B2 (ja) | 1986-07-02 | 1994-04-27 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉停止時運転制御方法 |
US5491731A (en) * | 1994-07-05 | 1996-02-13 | Westinghouse Electric Corporation | Method and system for maintaining pressure in a nuclear power plant primary loop during startup or shutdown |
JP2670475B2 (ja) | 1994-10-19 | 1997-10-29 | 川崎重工業株式会社 | ガス体連行管 |
FR2861493B1 (fr) * | 2003-10-23 | 2008-06-20 | Framatome Anp | Procede et dispositif d'eventage de circuit primaire d'un reacteur nucleaire |
RU2273897C1 (ru) * | 2004-08-20 | 2006-04-10 | Фгуп Окб "Гидропресс" | Система газоудаления из оборудования первого контура реакторной установки водо-водяного типа |
FR2921510B1 (fr) * | 2007-09-20 | 2010-03-12 | Electricite De France | Procede de remplissage en eau et de vidange en air du circuit primaire principal d'une tranche nucleaire, couvercle et bride pour la mise en oeuvre de ce procede |
-
2010
- 2010-11-04 FR FR1059107A patent/FR2967288B1/fr active Active
-
2011
- 2011-10-31 CN CN201180062611.3A patent/CN103329206B/zh active Active
- 2011-10-31 RU RU2013125588/07A patent/RU2543999C2/ru active
- 2011-10-31 EP EP11799742.9A patent/EP2636041B1/fr active Active
- 2011-10-31 JP JP2013537182A patent/JP5657129B2/ja active Active
- 2011-10-31 UA UAA201306878A patent/UA105595C2/uk unknown
- 2011-10-31 KR KR1020137014230A patent/KR101502044B1/ko active IP Right Grant
- 2011-10-31 US US13/883,140 patent/US9478321B2/en active Active
- 2011-10-31 WO PCT/FR2011/052551 patent/WO2012059682A2/fr active Application Filing
-
2013
- 2013-05-03 ZA ZA2013/03225A patent/ZA201303225B/en unknown
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1515770A (en) * | 1975-10-21 | 1978-06-28 | Westinghouse Electric Corp | Mounting electrical heating elements in a pressurizer for a pressurized water nuclear reactor |
US4246069A (en) * | 1977-07-05 | 1981-01-20 | Commissariat A L'energie Atomique | Heat-generating nuclear reactor |
US4425963A (en) * | 1980-03-10 | 1984-01-17 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Heat insulation for dome-shaped bottom and/or cover region of a pressure vessel |
CN101336566A (zh) * | 2005-12-16 | 2008-12-31 | 阿海珐核能公司 | 压水核反应堆的主级回路稳压器用的加热棒 |
CN101017711A (zh) * | 2005-12-29 | 2007-08-15 | 阿海珐核能公司 | 用于压水堆核电站的稳压器 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN103329206A (zh) | 2013-09-25 |
JP2013543126A (ja) | 2013-11-28 |
US9478321B2 (en) | 2016-10-25 |
KR20130103764A (ko) | 2013-09-24 |
WO2012059682A3 (fr) | 2012-10-26 |
FR2967288B1 (fr) | 2015-07-17 |
EP2636041A2 (fr) | 2013-09-11 |
US20130208845A1 (en) | 2013-08-15 |
EP2636041B1 (fr) | 2014-05-21 |
KR101502044B1 (ko) | 2015-03-12 |
ZA201303225B (en) | 2014-07-30 |
RU2543999C2 (ru) | 2015-03-10 |
FR2967288A1 (fr) | 2012-05-11 |
RU2013125588A (ru) | 2014-12-10 |
UA105595C2 (uk) | 2014-05-26 |
WO2012059682A2 (fr) | 2012-05-10 |
JP5657129B2 (ja) | 2015-01-21 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN101154472B (zh) | 一体化低温核供热堆 | |
EP3101658B1 (en) | Reactor system with a lead-cooled fast reactor | |
KR100856501B1 (ko) | 피동살수계통을 이용한 일체형원자로 안전설비 | |
KR101215323B1 (ko) | 원자로를 포함하는 원자로 조립체, 원자로용 비상 냉각 시스템, 및 원자로의 비상 냉각 방법 | |
CN104919531B (zh) | 用于冷却核反应堆堆芯的被动系统 | |
CN103329206B (zh) | 将水充入核反应堆主回路内的方法及实施该方法的连接装置 | |
US9905320B2 (en) | Separate type safety injection tank and integral type reactor having the same | |
US11031146B2 (en) | Method for heating a primary coolant in a nuclear steam supply system | |
CN102272856A (zh) | 蒸汽发生器流动旁通系统 | |
US20190019588A1 (en) | Shutdown system for a nuclear steam supply system | |
KR100813939B1 (ko) | 안전보호용기를 구비한 일체형원자로의 피동형비상노심냉각설비 | |
KR101250479B1 (ko) | 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법 | |
JP7289032B2 (ja) | 上昇式熱交換器を備えた原子炉 | |
US11935663B2 (en) | Control rod drive system for nuclear reactor | |
KR101224024B1 (ko) | 피동보조 급수계통 및 재장전 수조탱크를 이용한 경수로의 피동 격납용기 냉각계통 | |
KR101224023B1 (ko) | 피동보조 급수계통을 이용한 경수로의 응급잔열제거 및 격납용기 냉각계통 | |
KR20220098791A (ko) | 일체형 원자로(실시예) | |
KR20190114601A (ko) | 피동 안전주입장치 및 이를 구비한 원자로 | |
KR20220090109A (ko) | 원자로 정지 기간 중 부분 충수 운전을 제거하기 위한 원자력 발전소용 시스템 |
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 |