CN105070326A - 核电站的一回路充排系统 - Google Patents
核电站的一回路充排系统 Download PDFInfo
- Publication number
- CN105070326A CN105070326A CN201510508717.1A CN201510508717A CN105070326A CN 105070326 A CN105070326 A CN 105070326A CN 201510508717 A CN201510508717 A CN 201510508717A CN 105070326 A CN105070326 A CN 105070326A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- jet pump
- fill
- nuclear power
- steam
- primary ioops
- 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.)
- Pending
Links
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明提供了一种核电站的一回路充排系统,本发明与传统核电站利用安注泵实现充排的方式不同,采用蒸汽喷射泵并结合稳压器卸压系统实现充排,喷射泵是一种不直接消耗机械能,无运动部件的增压设备,不需要传统核电厂的电动泵,且没有旋转机械和运动部件,比传统机械的增压设备具有更为简单和可靠的优点。该系统设置在安全壳内,当丧失所有给水时,通过稳压器的卸压管线排出蒸汽,带走热量,同时稳压器的部分饱和蒸汽作为喷射泵的驱动源,喷射泵从含硼水箱中吸水,经升压后注入反应堆压力容器,维持堆芯液位,防止堆芯裸露。
Description
技术领域
本发明涉及核电站安全保护系统,特别涉及一种核电站的一回路充排系统。
背景技术
核电站在正常运行或事故中,优先采用蒸汽发生器二次侧将一回路的热量带出。一般二次侧设置了主给水系统和辅助给水系统,正常功率运行中采用主给水带走一回路热量,当丧失主给水时,辅助给水投入并将一回路带到余热排出系统能够投入的压力和温度。如果同时丧失主给水和辅助给水,又没有设置通过蒸汽发生器排热的其它方式,只能通过一回路系统并结合安全壳冷却将热量传递到最终热阱。一回路充排是导出堆芯热量的方式之一,传统压水堆中通过安注泵和稳压器节流阀组成一回路的充排,以防止堆芯裸露。
在传统压水堆的一回路充排中,安注泵为电动泵,如果丧失电源后,一回路充排将无法实现,最终导致无法带出堆芯热量,导致堆芯损坏而是事故升级。若能设计一种具有非能动特性且没有运动部件的一回路充排方式,将使核电站的安全保护系统更加安全可靠。
发明内容
本发明的目的在于提供一种核电站的一回路充排系统,能够比传统机械的增压设备更为简单和可靠。
为解决上述问题,本发明提供一种核电站的一回路充排系统,包括:
布置在安全壳内的充排管线,由蒸汽喷射泵及相关的管道、阀门、仪表及控制系统组成,其中,所述蒸汽喷射泵作为升压装置。
进一步的,在上述系统中,所述系统还包括:
稳压器,所述稳压器中产生的蒸汽作为所述蒸汽喷射泵的驱动源。
进一步的,在上述系统中,所述系统还包括:
蒸汽喷射泵的进汽管线,所述蒸汽喷射泵的进汽管线从稳压器的卸压管线引出。
进一步的,在上述系统中,所述系统还包括:
配置于所述进汽管线上的调节阀,用以控制进汽量,并间接控制所述蒸汽喷射泵的出口流量。
进一步的,在上述系统中,所述系统还包括:
开式含硼水箱,用于为所述一回路的充排提供含硼水,并作为排出蒸汽的冷凝装置。
进一步的,在上述系统中,所述系统还包括:
再循环管线,用于供所述一回路通过自然循环排出热量。
进一步的,在上述系统中,所述蒸汽喷射泵为单级或多级喷射泵,或为多个喷射泵并联的喷射泵组。
进一步的,在上述系统中,所述系统与其它型式的充排系统共同组成多样化的充排系统。
与现有技术相比,本发明与传统核电站利用安注泵实现充排的方式不同,采用蒸汽喷射泵并结合稳压器卸压系统实现充排,喷射泵是一种不直接消耗机械能,无运动部件的增压设备,不需要传统核电厂的电动泵,且没有旋转机械和运动部件,比传统机械的增压设备具有更为简单和可靠的优点。该系统设置在安全壳内,当丧失所有给水时,通过稳压器的卸压管线排出蒸汽,带走热量,同时稳压器的部分饱和蒸汽作为喷射泵的驱动源,喷射泵从含硼水箱中吸水,经升压后注入反应堆压力容器,维持堆芯液位,防止堆芯裸露。
附图说明
图1是本发明一实施例的核电站的一回路充排系统的结构图。
具体实施方式
为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂,下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细的说明。
本发明提供一种核电站的一回路充排系统,包括:
布置在安全壳内的充排管线,由蒸汽喷射泵及相关的管道、阀门、仪表及控制系统组成,其中,所述蒸汽喷射泵作为升压装置。本实施例的充排方式的驱动装置简单可靠,具有非能动特性,当丧失所有给水时,通过注水和排汽带走一回路热量,并维持堆芯液位,防止堆芯裸露。
本发明的核电站的一回路充排系统一优选的实施例中,所述系统还包括:
稳压器,所述稳压器中产生的蒸汽作为所述蒸汽喷射泵的驱动源。
本发明的核电站的一回路充排系统一优选的实施例中,所述系统还包括:
蒸汽喷射泵的进汽管线,所述蒸汽喷射泵的进汽管线从所述稳压器的卸压管线引出。
本发明的核电站的一回路充排系统一优选的实施例中,所述系统还包括:
配置于所述进汽管线上的调节阀,用以控制进汽量,并间接控制所述蒸汽喷射泵的出口流量。
本发明的核电站的一回路充排系统一优选的实施例中,所述系统还包括:
开式含硼水箱,用于为所述一回路的充排提供含硼水,并作为排出蒸汽的冷凝装置。
本发明的核电站的一回路充排系统一优选的实施例中,所述系统还包括:
再循环管线,用于供所述一回路通过自然循环排出热量。
本发明的核电站的一回路充排系统一优选的实施例中,所述蒸汽喷射泵为单级或多级喷射泵,或为多个喷射泵并联的喷射泵组。
本发明的核电站的一回路充排系统一优选的实施例中,所述系统与其它型式的充排系统共同组成多样化的充排系统。
为了更清晰的理解本发明,下面以核电站发生丧失所有给水事故为例,结合图1对本发明的核电站一回路充排方式作进一步说明。
如图1所示,1为反应堆压力容器;2为主管道;3为波动管;4为稳压器;5为卸压管线;6为卸压管线电动阀;7为卸压管线气动阀;8为进汽管线;9为进汽隔离阀;10为进汽调节阀;11为循环管线;12为循环管线进口隔离阀;13为含硼水箱;14为补水管线;15为换热器;16为蒸汽喷射泵进汽隔离阀;17为蒸汽喷射泵;18为喷射泵进水管线;19为喷射泵进水止回阀;20为喷射泵进水隔离阀;21为循环管线出口隔离阀;22为喷射泵出水管线;23为注水总管隔离阀;24为注水总管止回阀;25为注水总管。
采用蒸汽喷射泵的核电站一回路充排设置在反应堆的安全壳内,包括进汽管线、进水管线、出水管线、循环管线及注水总管。正常运行情况下,该充排系统处于备用状态,由进汽隔离阀9和注水总管隔离阀23将其与稳压器卸压管线5和反应堆压力容器1隔离,卸压管线电动阀6、卸压管线气动阀7、蒸汽喷射泵进汽隔离阀16和循环管线进口隔离阀12、喷射泵进水隔离阀20和循环管线出口隔离阀21处于关闭状态。
当发生丧失所有给水事故时,反应堆冷却剂系统压力升高,卸压管线上的卸压管线电动阀6和卸压管线气动阀7打开,蒸汽进入含硼水箱13。同时进汽隔离阀9和进汽调节阀10、蒸汽喷射泵进汽隔离阀16和喷射泵进水隔离阀20打开,卸压管线中的部分蒸汽进入蒸汽喷射泵17,与含硼水混合升压后经喷射泵出水管线22和注水总管25进入反应堆压力容器1,维持堆芯的淹没,防止堆芯裸露。含硼水在一回路吸热后最终转变为蒸汽通过稳压器进入卸压管线,实现一回路充排,带走一回路热量。当其它余热排出方式投入时,关闭充排回路中的阀门。
在一回路充排后期,堆芯衰变热大大降低,稳压器中的蒸汽量减少,可利用循环管线通过自然循环方式实现衰变热带出。此时循环管线进口隔离阀12打开,蒸汽喷射泵进汽隔离阀16和喷射泵进水隔离阀20关闭,稳压器中的蒸汽或水进入循环管线11,通过换热器15将热量传递到含硼水箱13中,冷却后的水通过重力注入到反应堆压力容器,实现自然循环,将一回路热量导出。含硼水箱13中的水达到饱和后,通过蒸发将热量传递到安全壳大气中。含硼水箱13设置了补水管线14,可通过补水实现一回路的长期自然循环冷却。
上述过程利用非能动设备及重力将含硼水注入反应堆压力容器,保证堆芯淹没,防止堆芯裸露,并带走一回路的热量,具有良好的可行性和可靠性。
前述各部件的连接仅为本发明的示例性说明并非限制性说明,也可以是其他连接方式。
综上所述,本发明与传统核电站利用安注泵实现充排的方式不同,采用蒸汽喷射泵并结合稳压器卸压系统实现充排,喷射泵是一种不直接消耗机械能,无运动部件的增压设备,不需要传统核电厂的电动泵,且没有旋转机械和运动部件,比传统机械的增压设备具有更为简单和可靠的优点。该系统设置在安全壳内,当丧失所有给水时,通过稳压器的卸压管线排出蒸汽,带走热量,同时稳压器的部分饱和蒸汽作为喷射泵的驱动源,喷射泵从含硼水箱中吸水,经升压后注入反应堆压力容器,维持堆芯液位,防止堆芯裸露。
本说明书中各个实施例采用递进的方式描述,每个实施例重点说明的都是与其他实施例的不同之处,各个实施例之间相同相似部分互相参见即可。
显然,本领域的技术人员可以对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,倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内,则本发明也意图包括这些改动和变型在内。
Claims (8)
1.一种核电站的一回路充排系统,其特征在于,包括:
布置在安全壳内的充排管线,由蒸汽喷射泵及相关的管道、阀门、仪表及控制系统组成,其中,所述蒸汽喷射泵作为升压装置。
2.如权利要求1所述的核电站的一回路充排系统,其特征在于,所述系统还包括:
稳压器,所述稳压器中产生的蒸汽作为所述蒸汽喷射泵的驱动源。
3.如权利要求2所述的核电站的一回路充排系统,其特征在于,所述系统还包括:
蒸汽喷射泵的进汽管线,所述蒸汽喷射泵的进汽管线从所述稳压器的卸压管线引出。
4.如权利要求3所述的核电站的一回路充排系统,其特征在于,所述系统还包括:
配置于所述进汽管线上的调节阀,用以控制进汽量,并间接控制所述蒸汽喷射泵的出口流量。
5.如权利要求4所述的核电站的一回路充排系统,其特征在于,所述系统还包括:
开式含硼水箱,用于为所述一回路的充排提供含硼水,并作为排出蒸汽的冷凝装置。
6.如权利要求1所述的核电站的一回路充排系统,其特征在于,所述系统还包括:
再循环管线,用于供所述一回路通过自然循环排出热量。
7.如权利要求1所述的核电站的一回路充排系统,其特征在于,所述蒸汽喷射泵为单级或多级喷射泵,或为多个喷射泵并联的喷射泵组。
8.如权利要求1所述的核电站的一回路充排系统,其特征在于,所述系统与其它型式的充排系统共同组成多样化的充排系统。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201510508717.1A CN105070326A (zh) | 2015-08-18 | 2015-08-18 | 核电站的一回路充排系统 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201510508717.1A CN105070326A (zh) | 2015-08-18 | 2015-08-18 | 核电站的一回路充排系统 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN105070326A true CN105070326A (zh) | 2015-11-18 |
Family
ID=54499679
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201510508717.1A Pending CN105070326A (zh) | 2015-08-18 | 2015-08-18 | 核电站的一回路充排系统 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN105070326A (zh) |
Cited By (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN105489257A (zh) * | 2016-01-04 | 2016-04-13 | 上海核工程研究设计院 | 一种核电站的氮气稳压及高压安注系统 |
CN108417282A (zh) * | 2018-05-11 | 2018-08-17 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种反应堆回路以及具有该反应堆回路的一种低温供热反应堆的回路结构 |
CN108766598A (zh) * | 2018-04-12 | 2018-11-06 | 哈尔滨工程大学 | 一种采用气-液喷射技术的二次侧非能动余热排出系统 |
CN108766599A (zh) * | 2018-04-17 | 2018-11-06 | 哈尔滨工程大学 | 一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统 |
CN109243633A (zh) * | 2018-08-13 | 2019-01-18 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂自动化充排系统 |
CN110444301A (zh) * | 2019-08-13 | 2019-11-12 | 中国核动力研究设计院 | 模拟超临界压力瞬变工况实验装置与实验方法 |
CN114999693A (zh) * | 2022-06-01 | 2022-09-02 | 中国核动力研究设计院 | 压缩气体稳压反应堆防不凝气体进入堆芯的卸压保护系统 |
Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5661769A (en) * | 1993-09-29 | 1997-08-26 | Finmeccania S.P.A. Azienda Ansaldo | Depressurising system for plants operating with pressurized steam |
JPH09243779A (ja) * | 1996-03-08 | 1997-09-19 | Japan Atom Power Co Ltd:The | 原子炉 |
CN103295654A (zh) * | 2012-02-29 | 2013-09-11 | 上海核工程研究设计院 | 核反应堆的非能动安全注射系统 |
CN103928062A (zh) * | 2013-01-14 | 2014-07-16 | 上海核工程研究设计院 | 一种自充压堆芯补水系统 |
CN104505130A (zh) * | 2014-11-18 | 2015-04-08 | 上海核工程研究设计院 | 一种核电站非能动应急给水系统 |
CN204496934U (zh) * | 2014-12-01 | 2015-07-22 | 上海核工程研究设计院 | 小型反应堆的非能动堆芯冷却系统 |
-
2015
- 2015-08-18 CN CN201510508717.1A patent/CN105070326A/zh active Pending
Patent Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5661769A (en) * | 1993-09-29 | 1997-08-26 | Finmeccania S.P.A. Azienda Ansaldo | Depressurising system for plants operating with pressurized steam |
JPH09243779A (ja) * | 1996-03-08 | 1997-09-19 | Japan Atom Power Co Ltd:The | 原子炉 |
CN103295654A (zh) * | 2012-02-29 | 2013-09-11 | 上海核工程研究设计院 | 核反应堆的非能动安全注射系统 |
CN103928062A (zh) * | 2013-01-14 | 2014-07-16 | 上海核工程研究设计院 | 一种自充压堆芯补水系统 |
CN104505130A (zh) * | 2014-11-18 | 2015-04-08 | 上海核工程研究设计院 | 一种核电站非能动应急给水系统 |
CN204496934U (zh) * | 2014-12-01 | 2015-07-22 | 上海核工程研究设计院 | 小型反应堆的非能动堆芯冷却系统 |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
中广核工程有限公司: "《中广核工程有限公司第一届学术交流论文集》", 31 January 2010, 北京:原子能出版社 * |
Cited By (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN105489257A (zh) * | 2016-01-04 | 2016-04-13 | 上海核工程研究设计院 | 一种核电站的氮气稳压及高压安注系统 |
CN108766598A (zh) * | 2018-04-12 | 2018-11-06 | 哈尔滨工程大学 | 一种采用气-液喷射技术的二次侧非能动余热排出系统 |
CN108766599A (zh) * | 2018-04-17 | 2018-11-06 | 哈尔滨工程大学 | 一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统 |
CN108417282A (zh) * | 2018-05-11 | 2018-08-17 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种反应堆回路以及具有该反应堆回路的一种低温供热反应堆的回路结构 |
CN109243633A (zh) * | 2018-08-13 | 2019-01-18 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂自动化充排系统 |
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 |
CN110444301A (zh) * | 2019-08-13 | 2019-11-12 | 中国核动力研究设计院 | 模拟超临界压力瞬变工况实验装置与实验方法 |
CN110444301B (zh) * | 2019-08-13 | 2022-07-01 | 中国核动力研究设计院 | 模拟超临界压力瞬变工况实验装置与实验方法 |
CN114999693A (zh) * | 2022-06-01 | 2022-09-02 | 中国核动力研究设计院 | 压缩气体稳压反应堆防不凝气体进入堆芯的卸压保护系统 |
CN114999693B (zh) * | 2022-06-01 | 2024-05-28 | 中国核动力研究设计院 | 压缩气体稳压反应堆防不凝气体进入堆芯的卸压保护系统 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN105070326A (zh) | 核电站的一回路充排系统 | |
KR101389276B1 (ko) | 원자로의 피동안전계통 | |
CN102169733B (zh) | 一种核电站非能动与能动相结合的专设安全系统 | |
JP6067436B2 (ja) | 冷却材注入システム | |
KR101242746B1 (ko) | 원자력 발전소의 격납건물 외부 통합피동안전계통 시스템 | |
CN105810256A (zh) | 一种核电站非能动余热排出系统 | |
CN204480678U (zh) | 一种核电站非能动余热排出系统 | |
CN204229849U (zh) | 一种核电站非能动应急给水系统 | |
KR102115043B1 (ko) | 수중 전기 생산 모듈 | |
CN102867548A (zh) | 一种能动与非能动相结合的二次侧堆芯热量导出装置 | |
WO2014048292A1 (zh) | 一种能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置 | |
KR20140126187A (ko) | 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전 | |
CN104505130A (zh) | 一种核电站非能动应急给水系统 | |
CN104766637B (zh) | 安全注入成套系统 | |
CN107665742B (zh) | 能动与非能动相结合的船用反应堆应急余热排出系统 | |
WO2021179660A1 (zh) | 核电厂非能动脉冲冷却方法以及系统 | |
CN102903402A (zh) | 一种先进的二次侧堆芯热量导出装置 | |
CN105070329A (zh) | 一种核电站二次侧非能动余热排出系统 | |
CN106297915A (zh) | 一种用于核电站的非能动安注系统 | |
KR101463441B1 (ko) | 고농축 붕산 주입 설비 및 이를 구비하는 안전주입계통 | |
CN105070325A (zh) | 一种采用蒸汽喷射泵的核电站安注系统 | |
CN103928062B (zh) | 一种自充压堆芯补水系统 | |
CN104952495A (zh) | 一种双堆核电站二次侧余热排出系统 | |
CN202887749U (zh) | 一种能动与非能动相结合的二次侧堆芯热量导出装置 | |
KR102109991B1 (ko) | 전기 생산 모듈 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
WD01 | Invention patent application deemed withdrawn after publication | ||
WD01 | Invention patent application deemed withdrawn after publication |
Application publication date: 20151118 |