CN104934080A - 一种双堆核电站的主给水系统 - Google Patents

一种双堆核电站的主给水系统 Download PDF

Info

Publication number
CN104934080A
CN104934080A CN201510366489.9A CN201510366489A CN104934080A CN 104934080 A CN104934080 A CN 104934080A CN 201510366489 A CN201510366489 A CN 201510366489A CN 104934080 A CN104934080 A CN 104934080A
Authority
CN
China
Prior art keywords
main feed
feed pump
water supply
main water
subsequent use
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
CN201510366489.9A
Other languages
English (en)
Other versions
CN104934080B (zh
Inventor
武心壮
夏栓
邱健
施伟
陈丽
黄秀杰
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.)
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Original Assignee
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute 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 Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd filed Critical Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Priority to CN201510366489.9A priority Critical patent/CN104934080B/zh
Publication of CN104934080A publication Critical patent/CN104934080A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN104934080B publication Critical patent/CN104934080B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明涉及一种双堆核电站的主给水系统,包括两套机组,所述每套机组均包括依次连接的蒸汽发生器、主给水管线、主给水泵入口管线和除氧器,主给水泵入口管线上还设置有主给水泵,主给水泵与除氧器之间的主给水泵入口管线上还连接有主给水泵入口共用管线,两套机组的主给水泵入口共用管线相互连接,所述主给水泵与蒸汽发生器之间的主给水管线上还连接有主给水泵出口共用管线,两套机组的主给水泵出口共用管线相互连接。充分利用已有的系统配置,在不影响各自机组功能的前提下,在丧失主给水时,使两个机组的主给水系统功能互补,以维持功率运行或实现安全停堆,以防止纵深防御系统或专设安全设施动作,提高了核电机组的安全性。

Description

一种双堆核电站的主给水系统
技术领域
本发明涉及核电站系统,特别是涉及一种双堆核电站的主给水系统。
背景技术
主给水系统对于核电站的二回路运行具有十分重要的意义,其主要功能是在不同阶段向蒸汽发生器提供给水,以带走一回路的热量。主给水系统为非安全相关系统,在现有的单堆核电站中,当丧失主给水时,主要通过应急给水系统或其它形式的专设安全设施带走堆芯热量,以实现正常停堆。如果能充分利用单堆核电站已有的系统配置,在不影响单堆机组功能的前提下,设计一种双堆运行的主给水系统,使两个机组的主给水系统功能互补,在某一机组丧失主给水时,另一机组可以使用备用主给水泵向丧失主给水的蒸汽发生器继续供水,以维持功率运行或实现安全停堆,从而防止纵深防御系统或专设安全设施动作,可以使核电机组的安全性进一步提高。
发明内容
本发明就是为了解决上述问题,克服现有技术中存在的问题,本发明提供一种双堆核电站的主给水系统以满足需求。
为了实现上述目的,本发明的技术方案如下:
一种双堆核电站的主给水系统,包括两套机组,所述每套机组均包括依次连接的蒸汽发生器、主给水管线、主给水泵入口管线和除氧器,所述主给水泵入口管线上还设置有主给水泵,其特征在于,所述主给水泵与除氧器之间的主给水泵入口管线上还连接有主给水泵入口共用管线,两套机组的主给水泵入口共用管线相互连接,所述主给水泵与蒸汽发生器之间的主给水管线上还连接有主给水泵出口共用管线,两套机组的主给水泵出口共用管线相互连接,两套机组分别还包括依次连接的备用主给水泵出口管线、备用主给水泵、备用主给水入口管线、凝结水管线和凝结水箱,所述备用主给水泵出口管线还连接在主给水泵出口共用管线上,所述备用主给水泵入口管线还连接主给水泵入口共用管线,所述主给水泵出口共用管线与主给水管线的连接处和与备用主给水泵出口管线的连接处之间还设置有备用主给水泵出口隔离阀,所述主给水泵入口共用管线与主给水管线的连接处和与备用主给水泵入口管线的连接处之间还设置有备用主给水泵入口管线隔离阀,所述凝结水管线上还设置有凝结水管线隔离阀。
上述一种双堆核电站的主给水系统,其特征在于,所述两套机组之间的主给水泵出口共用管线上设置有主给水泵出口共用管线隔离阀,所述两套机组之间的主给水泵入口共用管线上设置有主给水泵入口共用管线隔离阀。
上述一种双堆核电站的主给水系统,其特征在于,所述备用主给水出口管线上还设置有备用主给水泵出口止回阀。
上述一种双堆核电站的主给水系统,其特征在于,所述主给水出口共用管线与主给水管线的连接处与蒸汽发生器之间的主给水管线上设置有主给水止回阀、主给水隔离阀和主给水调节阀。
上述一种双堆核电站的主给水系统,其特征在于,所述主给水出口共用管线与主给水管线的连接处与主给水泵之间的主给水管线上设置有主给水泵出口止回阀。
本发明的有益效果是:本发明提供的双堆核电站的主给水系统,充分利用已有的系统配置,在不影响各自机组功能的前提下,在丧失主给水时,使两个机组的主给水系统功能互补,以维持功率运行或实现安全停堆,以防止纵深防御系统或专设安全设施动作,提高了核电机组的安全性。
附图说明
图1是本发明的结构示意图。
具体实施方式
为了使本发明实现的技术手段、创作特征、达成目的与功效易于明白了解,下面结合具体图示,进一步阐述本发明。
参看图1,一种双堆核电站的主给水系统,包括两套机组,每套机组均包括依次连接的蒸汽发生器1、主给水管线2、主给水泵入口管线8和除氧器9,主给水泵入口管线8上还设置有主给水泵7,主给水泵7与除氧器9之间的主给水泵入口管线8上还连接有主给水泵入口共用管线22,两套机组的主给水泵入口共用管线22相互连接,主给水泵7与蒸汽发生器1之间的主给水管线2上还连接有主给水泵出口共用管线21,两套机组的主给水泵出口共用管线21相互连接,两套机组分别还包括依次连接的备用主给水泵出口管线11、备用主给水泵13、备用主给水入口管线14、凝结水管线17和凝结水箱18,备用主给水泵出口管线11还连接在主给水泵出口共用管线21上,备用主给水泵入口管线14还连接主给水泵入口共用管线22,主给水泵出口共用管线21与主给水管线2的连接处和与备用主给水泵出口管线11的连接处之间还设置有备用主给水泵出口隔离阀10,主给水泵入口共用管线22与主给水管线2的连接处和与备用主给水泵入口管线14的连接处之间还设置有备用主给水泵入口管线隔离阀15,凝结水管线17上还设置有凝结水管线隔离阀16。
两套机组之间的主给水泵出口共用管线21上设置有主给水泵出口共用管线隔离阀19,两套机组之间的主给水泵入口共用管线22上设置有主给水泵入口共用管线隔离阀20。
备用主给水出口管线11上还设置有备用主给水泵出口止回阀12。
主给水出口共用管线21与主给水管线2的连接处与蒸汽发生器1之间的主给水管线2上设置有主给水止回阀3、主给水隔离阀4和主给水调节阀5。
主给水出口共用管线21与主给水管线2的连接处与主给水泵7之间的主给水管线2上设置有主给水泵出口止回阀6。
正常运行时,每套机组的主给水泵7从除氧器9取水,通过主给水管线2向蒸汽发生器1供水。备用主给水泵13处于备用状态,备用主给水泵出口隔离阀10、备用主给水泵入口管线隔离阀15以及凝结水管线隔离阀16处于关闭状态。主给水泵出口共用管线隔离阀19和主给水泵入口共用管线隔离阀20关闭,两套机组之间隔离,互不干涉。
当其中一组机组发生丧失主给水事故时,该套机组的备用主给水泵出口隔离阀10、备用主给水泵入口管线隔离阀15、两套机组的主给水泵出口共用管线隔离阀19和主给水泵入口共用管线隔离阀20打开,另一套机组的备用主给水泵13启动,从发生丧失主给水事故的机组的除氧器9取水,经发生丧失主给水事故的机组的主给水泵入口共用管线22、另一套机组的备用主给水泵入口管线14、备用主给水泵出口管线11、发生丧失主给水事故的机组的主给水泵出口共用管线21和主给水管线2,向发生丧失主给水事故的机组的蒸汽发生器1供水。若丧失主给水的原因是由于发生丧失主给水事故的机组的主给水泵7故障,则通过上述过程可维持一定的功率运行,并对主给水泵7进行隔离维修。若丧失主给水是由于失电引起,则先通过上述过程向发生丧失主给水事故的机组的蒸汽发生器1供水,待除氧器9中的水量不足时,关闭备用主给水泵入口管线隔离阀15,同时打开凝结水管线隔离阀16,备用主给水泵13从凝结水箱18取水,并将其打入蒸汽发生器1,从而带走一回路热量,实现安全停堆。
本发明的有益效果是:本发明提供的双堆核电站的主给水系统,充分利用已有的系统配置,在不影响各自机组功能的前提下,在丧失主给水时,使两个机组的主给水系统功能互补,以维持功率运行或实现安全停堆,以防止纵深防御系统或专设安全设施动作,提高了核电机组的安全性。
以上显示和描述了本发明的基本原理、主要特征和本发明的优点。本行业的技术人员应该了解,本发明不受上述实施例的限制,上述实施例和说明书中描述的只是说明本发明的原理,在不脱离本发明精神和范围的前提下本发明还会有各种变化和改进,这些变化和改进都落入要求保护的本发明范围内。本发明要求保护范围由所附的权利要求书及其等同物界定。

Claims (5)

1.一种双堆核电站的主给水系统,包括两套机组,所述每套机组均包括依次连接的蒸汽发生器、主给水管线、主给水泵入口管线和除氧器,所述主给水泵入口管线上还设置有主给水泵,其特征在于,所述主给水泵与除氧器之间的主给水泵入口管线上还连接有主给水泵入口共用管线,两套机组的主给水泵入口共用管线相互连接,所述主给水泵与蒸汽发生器之间的主给水管线上还连接有主给水泵出口共用管线,两套机组的主给水泵出口共用管线相互连接,两套机组分别还包括依次连接的备用主给水泵出口管线、备用主给水泵、备用主给水入口管线、凝结水管线和凝结水箱,所述备用主给水泵出口管线还连接在主给水泵出口共用管线上,所述备用主给水泵入口管线还连接主给水泵入口共用管线,所述主给水泵出口共用管线与主给水管线的连接处和与备用主给水泵出口管线的连接处之间还设置有备用主给水泵出口隔离阀,所述主给水泵入口共用管线与主给水管线的连接处和与备用主给水泵入口管线的连接处之间还设置有备用主给水泵入口管线隔离阀,所述凝结水管线上还设置有凝结水管线隔离阀。
2.根据权利要求1所述一种双堆核电站的主给水系统,其特征在于,所述两套机组之间的主给水泵出口共用管线上设置有主给水泵出口共用管线隔离阀,所述两套机组之间的主给水泵入口共用管线上设置有主给水泵入口共用管线隔离阀。
3.根据权利要求1或2所述一种双堆核电站的主给水系统,其特征在于,所述备用主给水出口管线上还设置有备用主给水泵出口止回阀。
4.根据权利要求3所述一种双堆核电站的主给水系统,其特征在于,所述主给水出口共用管线与主给水管线的连接处与蒸汽发生器之间的主给水管线上设置有主给水止回阀、主给水隔离阀和主给水调节阀。
5.根据权利要求4所述一种双堆核电站的主给水系统,其特征在于,所述主给水出口共用管线与主给水管线的连接处与主给水泵之间的主给水管线上设置有主给水泵出口止回阀。
CN201510366489.9A 2015-06-26 2015-06-26 一种双堆核电站的主给水系统 Active CN104934080B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510366489.9A CN104934080B (zh) 2015-06-26 2015-06-26 一种双堆核电站的主给水系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510366489.9A CN104934080B (zh) 2015-06-26 2015-06-26 一种双堆核电站的主给水系统

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN104934080A true CN104934080A (zh) 2015-09-23
CN104934080B CN104934080B (zh) 2017-05-31

Family

ID=54121212

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201510366489.9A Active CN104934080B (zh) 2015-06-26 2015-06-26 一种双堆核电站的主给水系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN104934080B (zh)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107131494A (zh) * 2017-04-26 2017-09-05 中国能源建设集团广东省电力设计研究院有限公司 多模块式高温气冷堆核电站给水系统
CN109599201A (zh) * 2018-10-31 2019-04-09 中国核电工程有限公司 一种核电站主给水廊道区布置方法
CN111933321A (zh) * 2020-07-17 2020-11-13 中核核电运行管理有限公司 一种重水堆放射性废液排放回路系统及方法

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1506326A (fr) * 1966-05-16 1967-12-22 Commissariat Energie Atomique Installation nucléaire
US4093514A (en) * 1975-06-13 1978-06-06 Vladimir Grigorievich Iljunin Method of bringing nuclear power plant to fractional electrical load conditions
JPH01129189A (ja) * 1987-11-16 1989-05-22 Hitachi Ltd 高転換バーナ炉
CN102708932A (zh) * 2012-06-12 2012-10-03 中广核工程有限公司 双堆核电厂安全壳过滤排放系统
CN204407020U (zh) * 2014-12-26 2015-06-17 上海核工程研究设计院 一种小流量回流与限流控制装置
CN204760045U (zh) * 2015-06-26 2015-11-11 上海核工程研究设计院 一种双堆核电站的主给水系统

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1506326A (fr) * 1966-05-16 1967-12-22 Commissariat Energie Atomique Installation nucléaire
US4093514A (en) * 1975-06-13 1978-06-06 Vladimir Grigorievich Iljunin Method of bringing nuclear power plant to fractional electrical load conditions
JPH01129189A (ja) * 1987-11-16 1989-05-22 Hitachi Ltd 高転換バーナ炉
CN102708932A (zh) * 2012-06-12 2012-10-03 中广核工程有限公司 双堆核电厂安全壳过滤排放系统
CN204407020U (zh) * 2014-12-26 2015-06-17 上海核工程研究设计院 一种小流量回流与限流控制装置
CN204760045U (zh) * 2015-06-26 2015-11-11 上海核工程研究设计院 一种双堆核电站的主给水系统

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107131494A (zh) * 2017-04-26 2017-09-05 中国能源建设集团广东省电力设计研究院有限公司 多模块式高温气冷堆核电站给水系统
CN107131494B (zh) * 2017-04-26 2019-03-12 中国能源建设集团广东省电力设计研究院有限公司 多模块式高温气冷堆核电站给水系统
CN109599201A (zh) * 2018-10-31 2019-04-09 中国核电工程有限公司 一种核电站主给水廊道区布置方法
CN111933321A (zh) * 2020-07-17 2020-11-13 中核核电运行管理有限公司 一种重水堆放射性废液排放回路系统及方法
CN111933321B (zh) * 2020-07-17 2024-06-07 中核核电运行管理有限公司 一种重水堆放射性废液排放回路系统及方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN104934080B (zh) 2017-05-31

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN104505130B (zh) 一种核电站非能动应急给水系统
CN204229849U (zh) 一种核电站非能动应急给水系统
CN104361913A (zh) 二次侧非能动余热导出系统
CN204010702U (zh) 一种蒸汽发生器应急给水系统
CN203276869U (zh) 防止蒸汽发生器满溢的蒸汽发生器排污系统
CN104934080A (zh) 一种双堆核电站的主给水系统
CN104952495A (zh) 一种双堆核电站二次侧余热排出系统
CN202954856U (zh) 一种提高余热发电运行效率的系统
CN106887265A (zh) 一种球床模块式高温气冷堆的启停堆系统
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
CN104966535A (zh) 一种浮动核电站的海水淡化及余热排出两用系统
CN203882632U (zh) 一种核电厂主给水流量调节系统
CN204760045U (zh) 一种双堆核电站的主给水系统
CN105863744A (zh) 一种用于核电机组的安全变频电源系统
CN202484973U (zh) 一种蒸汽发生器供水系统
CN205038971U (zh) 一种核电站二次侧的长期余热排出系统
CN205038972U (zh) 一种核电站二次侧非能动余热排出系统
CN204760046U (zh) 一种浮动核电站的长期非能动应急给水系统
CN204991159U (zh) 一种浮动核电站的海水淡化及余热排出两用系统
CN103426483B (zh) 一种针对两环路的主泵跳闸逻辑控制方法
CN202900333U (zh) 一种多台汽轮机排汽冷凝回收系统
CN104934079A (zh) 一种浮动核电站的长期非能动应急给水系统
CN204760044U (zh) 一种双堆核电站二次侧余热排出系统
CN104952496A (zh) 一种浮动核电站的应急给水系统
CN209876893U (zh) 一种安全、稳定的单元制机组100%容量汽泵给水系统

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant
CP01 Change in the name or title of a patent holder
CP01 Change in the name or title of a patent holder

Address after: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai

Patentee after: SHANGHAI NUCLEAR ENGINEERING RESEARCH & DESIGN INSTITUTE Co.,Ltd.

Address before: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai

Patentee before: Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute

CP01 Change in the name or title of a patent holder
CP01 Change in the name or title of a patent holder

Address after: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai

Patentee after: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co.,Ltd.

Address before: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai

Patentee before: SHANGHAI NUCLEAR ENGINEERING RESEARCH & DESIGN INSTITUTE Co.,Ltd.