CN106098115A - 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置 - Google Patents
一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置 Download PDFInfo
- Publication number
- CN106098115A CN106098115A CN201610656412.XA CN201610656412A CN106098115A CN 106098115 A CN106098115 A CN 106098115A CN 201610656412 A CN201610656412 A CN 201610656412A CN 106098115 A CN106098115 A CN 106098115A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- main
- steam generator
- nuclear power
- reactor
- pressure vessel
- 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
- 239000002826 coolant Substances 0.000 title claims abstract description 63
- 238000005452 bending Methods 0.000 claims description 17
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 claims description 10
- 238000005242 forging Methods 0.000 claims description 10
- 239000007787 solid Substances 0.000 claims description 4
- 239000002918 waste heat Substances 0.000 claims description 3
- 238000013461 design Methods 0.000 abstract description 24
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 abstract description 9
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 24
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 6
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 5
- 230000008676 import Effects 0.000 description 5
- 238000000034 method Methods 0.000 description 5
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 4
- 239000004744 fabric Substances 0.000 description 4
- 230000008859 change Effects 0.000 description 3
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 3
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- 238000011161 development Methods 0.000 description 3
- 206010016766 flatulence Diseases 0.000 description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 description 3
- 239000007769 metal material Substances 0.000 description 3
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 3
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 3
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 3
- 238000012827 research and development Methods 0.000 description 3
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 230000002787 reinforcement Effects 0.000 description 2
- 241000973497 Siphonognathus argyrophanes Species 0.000 description 1
- 238000003723 Smelting Methods 0.000 description 1
- 230000000052 comparative effect Effects 0.000 description 1
- 239000013078 crystal Substances 0.000 description 1
- 230000007812 deficiency Effects 0.000 description 1
- 230000006870 function Effects 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 1
- 238000003754 machining Methods 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 210000003101 oviduct Anatomy 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- 230000035807 sensation Effects 0.000 description 1
- 238000007493 shaping process Methods 0.000 description 1
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 1
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 1
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 description 1
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
- G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
- G21C15/14—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/006—Details of nuclear power plant primary side of steam generators
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明提供一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其包括：反应堆压力容器；所述反应堆压力容器具有接管段筒体；所述接管段筒体设有反应堆冷却剂出口接管嘴和反应堆冷却剂进口接管嘴；蒸汽发生器；所述蒸汽发生器通过主管道与所述反应堆压力容器连接。本发明提供的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，通过对反应堆主冷却剂回路的设计改进，降低大型CAP系列核电站反应堆主管道热段制造难度和成本，并达到减小反应堆压力容器和蒸汽发生器之间的布置距离，方便主系统管道布置，控制反应堆安全壳径向尺寸，节省整个核电站建造成本。
Description
技术领域
本发明涉及压水堆核电站领域，具体涉及一种非能动核电站反应堆冷却剂环路布置。
背景技术
以CAP1000核电站为代表的CAP系列三代非能动核电站已经作为我国核电发展的主要堆型。CAP1000核电站反应堆主冷却剂系统采用两环路布置，每个环路分别由一根将反应堆冷剂从反应堆压力容器传递到蒸汽发生器的主管道热段和两根将反应堆冷却剂从反应堆主冷却剂泵(简称主泵)输送返回反应堆压力容器的主管道冷段组成。每个主泵进口接管嘴直接与蒸汽发生器出口接管嘴连接，主泵悬挂于蒸汽发生器水室封头的下部。这种布置方式巧妙地省去了连接蒸汽发生器和主泵的反应堆冷却剂管道过渡段。同时，采用一根主管道热段和两根主管道冷段设计使得每个冷却剂环路管道成对称布置，在反应堆主冷却剂环路管道热胀时，蒸汽发生器仅沿着主管道热段方向热胀，有利于蒸汽发生器横向支撑设计。
但这种设计由于一个环路采用了一根主管道热段和两根主管道冷段，使得主管道热段的口径和壁厚远大于主管道冷段，造成主管道热段和冷段在制造工艺、设备和制造技术难度上差别很大，使得主管道制造难度和成本大大增加。
CAP1000核电站设计将主泵倒挂于蒸汽发生器下部水室封头下部，这对主泵的要求极高，需要使用专门类型的屏蔽泵或者湿绕组泵。如果要发展比CAP1000核电站更大功率的核电站，要么将反应堆主冷却剂回路设计成个三环路，以避免研发更大功率的主泵的困难。要么研发比CAP1000核电站更大功率的主泵，以满足反应堆对冷却剂流量的要求。
然而如果反应堆主冷却剂系统采用三环路设计，需要在主系统和辅助系统设计、安全壳内管道和设备布置、安全壳内厂房设计、安全壳设计、系统设备仪表和控制等多方面作全面地与CAP1000两环路布置不同，需要做大量的设计改动。同时，需要增加较多的设备，而且三环路设计需要拉大蒸汽发生器和反应堆压力容器之间的距离，进而增加核电站安全壳尺寸，同样也将加长了主管道的长度，加大了主管道热段的制造难度，将大大增加核电站建造成本。
如果反应堆主冷却剂系统仍然采用CAP1000形式两环路设计，这将必然需要研发更大功率的主泵，才能满足反应堆对冷却剂流量的要求。目前国际上研制AP1000核电站主泵研制难度较大，如果要发展比AP1000更大功率的核电站，就必然需要开发研制比AP1000核电站更大功率的主泵。走这样的核电设计模式，我国要发展比CAP1000更大功率的核电站，必将进一步加大我国要研制主泵的难度。因此，研发大功率主泵已经成了限制我国发展更大型CAP系列核电站发展和建设的重大技术瓶颈。
发明内容
本发明针对现有技术的不足，提出一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置。
非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置包括：
反应堆压力容器；所述反应堆压力容器具有接管段筒体；所述接管段筒体设有反应堆冷却剂出口接管嘴和反应堆冷却剂进口接管嘴；
蒸汽发生器；所述蒸汽发生器通过所述的主管道热段与所述反应堆压力容器连接；
主管道；所述主管道包括至少一根主管道短冷段、至少两根主管道长冷段和至少两根主管道热段；主管道短段布置于蒸汽发生器和反应堆压力容器连线上，用于连接主泵出口接管嘴和反应堆压力容器冷却剂进口接管嘴；所述至少两根主管道热段对称布置在所述主管道短冷段的两侧，用于连接反应堆压力容器冷却剂出口接管嘴和蒸汽发生器进口接管嘴；所述至少两根主管道长冷段对称布置在所述主管道短冷段的两侧，并位于所述主管道热段的外侧，用于连接反应堆压力容器冷却剂进口接管嘴和主泵出口接管嘴。
优选地，所述蒸汽发生器的数量为两个，且对称设置于所述反应堆压力容器的两侧，每个蒸汽发生器通过两根主管道热段与反应堆压力容器连接。
优选地，每个蒸汽发生器上设有三个主泵，反应堆压力容器通过一根主管道长冷段或一根主管道短冷段与其中一个主泵连接。
优选地，每根主管道热段只设置一个大口径的与主管整体锻造连接的接管嘴，这些接管嘴分别为波动管接管嘴、余热派出接管嘴和两个第四级ADS接管嘴。
优选地，蒸汽发生器设有两个进口接管嘴用以连接两根主管道热段和三个出口接管嘴用以连接三台主泵。
优选地，所述主管道短冷段为直管段。
优选地，所述主管道长冷段上设有一个70°～110°主管道长冷段弯管，主管道长冷段弯管弯曲半径等于4～6倍管径，主管道长冷段弯管两端设置第一长直管段和第一短直管段，第一长直管段连接主泵，第一短直管段连接反应堆压力容器。
优选地，所述主管道热段从反应堆冷却剂出口接管嘴方向向外延伸一段距离后，通过一个弯曲半径为1.5～3倍管径，弯曲角度为50°～90°的主管道热段弯管在立体平面内转向蒸汽发生器接管嘴径向方向，与蒸汽发生器进口接管嘴连接。
优选地，所述主管道热段弯管为整体弯管。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：
1、本发明提供的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，通过对反应堆主冷却剂回路的设计改进，降低大型CAP系列核电站反应堆主管道热段制造难度和成本，并达到减小反应堆压力容器和蒸汽发生器之间的布置距离，方便主系统管道布置，控制反应堆安全壳径向尺寸，节省整个核电站建造成本。
2、本发明提供的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，通过对反应堆主冷却剂回路的设计改进，打破大型CAP主泵系列核电站主泵技术发展瓶颈难题，在不使用比CAP1000核电站更大功率的主泵，甚至使用比CAP1000核电站还小功率主泵的情况下，实现两个主冷却剂环路，同时比CAP1000核电站功率更大的CAP系列非能动核电站。因而达到避实就虚，充分利用中型核电站主泵相对成熟技术，避开大型主泵研制难题，为大型CAP系列非能动核电站发展和提高核电设备国产化率提供一条简便之路。
3、本发明提供的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，相对于同样功率的传统的两个环路的CAP系列核电站，具有如下技术特点：
1)主泵方面
本发明对于同样功率的核电站需要的主泵功率可以减小三分之一，有利于使用技术比较成熟的主泵。如发展1500MWe的CAP系列核电站几乎可以直接用CAP1000核电站使用的主泵，因而避免了研发大型主泵需要或者研发技术难度。
2)主管道方面
a)由于将一根主管道热段分成了两根主管道热段，主管道热段口径和壁厚尺寸得到了减小，用于制造主管道热段的钢锭或电渣重熔钢锭减小30％以上。可以减小主管道热段材料的冶炼设备，可以减小锻造压机吨位，可以降低机加工设备尺寸，可以减小热处理设备能力需求，因此有利于主管道热段的制造。
b)由于主管道热段口径尺寸减小，有利于主管道热段锻造，使得主管道坯料能够锻透，通过锻造达到细化材料晶粒度目的，提高主管道制造质量；有利于减少主管道热段锻造回炉加热火次，防止晶粒胀大，提高材料晶粒度。
c)由于主管道热段口径和壁厚尺寸减小，而且可以设计成较大的弯曲半径，有利于降低主管道弯制动力设备的能力需求，有利于减小弯制模具尺寸，有利于主管道热段弯制尺寸精度控制，有利于主管道热段弯制和测量。
d)由于采用了两根主管道热段，主管道热段口径和壁厚尺寸减小，有利于提高主管道热段固溶处理效果和控制主管道固溶处理变形。
e)由于每根主管道热段只需要设置一个整体锻造的接管嘴，有利于主管道锻造，有利于主管道弯制模具设计，有利于将接管嘴远离于管道弯曲部位而大大减小接管嘴结构对弯管金属材料流动的影响，有利于主管道热段弯制成形和尺寸控制。
f)由于两根主管道冷段分成了三根主管道冷段，主管道冷段口径和壁厚尺寸减小，而且可以设计成较大的弯曲半径，有利于降低主管道弯制动力设备的能力需求，有利于减小弯制模具尺寸，有利于主管道冷段弯制尺寸精度控制。
g)在每个环路中其中有一根主管道冷段可以是直管道，无需弯曲成型，有利于制造。
3)厂房布置方面
a)由于主管道热段和冷段口径减小，有利于减小主管道弯管空间，因而能够减小蒸汽发生器到反应堆压力容器之间的距离，达到减小核电站钢制安全壳的径向尺寸目标，有利于减小核电站钢制安全壳的设计难度和建造成本。
b)由于每根主管道热段只设有一个整体连接的接管嘴，有利于接管嘴在主管道热段上的布置设计，也方便接管管道布置，如第四及AD系统的管道布置。因而减少管道布置对反应堆厂房空间需求，达到减小核电站钢制安全壳的径向尺寸，同样有利于减小核电站钢制安全壳的设计难度和建造成本。
c)由于主管道热段布置在蒸汽发生器连线的两侧而不是中间，且在立体平面内布置，主管道热段的直管段相对长度增加。使得主管道热段上接管嘴置布置空间增加，有利于波动管接管嘴、余热排出管接管嘴和第四级ADS接管嘴布置。
d)由于每根主管道热段上只需设置一个整体连接的接管嘴，可以腾出空间，将波动管接管嘴设置在主管道热段水平管段上，可降低主管道热段上的波动管接管口位置，有利于通过波动管的布置设计，达到防止波动管热分层效果。还可以降低稳压器布置高度要求，有利于降低稳压器顶部的第一二和三级ADS管道地震力。
e)由于保持了反应堆主冷却系统两环路布置，有利于减小反应堆安全壳尺寸，有利于节省核电站建造成本。
f)由于保持了反应堆主冷却系统两环路布置，并且每个环路是对称布置，使得蒸汽发生器仅沿往蒸汽发生器和反应堆压力容器连线方向热胀，有利于蒸汽发生器横向支撑设计。
4)蒸汽发生器方面
a)由于蒸汽发生器下部安装有三个正三角布置的主泵，使得蒸汽发生器吊装时不存在由于主泵布置而造成的重量偏心问题，有利于蒸汽发生器吊装。
b)由于每个蒸汽发生器水室封头上有两个进口接管嘴和三个出口接管嘴，接管嘴开孔尺寸减小，有利于蒸汽发生器接管嘴开孔补强。
附图说明
图1为符合本发明优选实施例的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置的俯视图。
图2为符合本发明优选实施例的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置的侧视图。
图中，1——压力容器接管段筒体，2——反应堆冷却剂进口接管嘴，3——反应堆冷却剂出口接管嘴，4——主管道冷段A，5——主管道热段A，6——波动管接管嘴，7——蒸汽发生器进口接管嘴，8——蒸汽发生器出口接管嘴，9——蒸汽发生器下部横向支撑，10——主泵，11——蒸汽发生器水室封头，12——主泵出口接管嘴，13——主管道冷段B，14——主管道热段B，15——主管道冷段C，16——第四级ADS接管嘴，17——余热排出接管嘴，18——主管道热段C，19——主管道冷段D，20——主管道冷段E，21——主管道冷段F，22——主管道热段D，23——第四级ADS接管嘴，24——内管道，25——隔板，26——蒸汽发生器，27——反应堆压力容器，28——蒸汽发生器垂直支撑。
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。
如图1和2所示，为非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，包括：
1.反应堆压力容器:
在反应堆压力容器接管段筒体(见件1)开孔允许的条件下，在反应堆压力容器接管段筒体上设置四个反应堆冷却剂出口接管嘴(见件3)，用于连接四根主管道热段(见件5、件14、件18和件22)，和设置六个反应堆冷却剂进口接管嘴(见件2)，用于连接六根主管道冷段(见件4、件13、件15、件19、件20和件21)。四个反应堆冷却剂出口接管嘴对称布置，与蒸汽发生器(见件26)和反应堆压力容器(见件27)连线呈一定的夹角。六个反应堆冷却剂进口接管嘴也对称布置，其中两个对称布置在蒸汽发生器(见件26)和反应堆压力容器(见件27)连线上，另外四个对称布置在蒸汽发生器和反应堆压力容器连线的两侧。在反应堆压力容器周向，四个反应堆冷却剂出口接管嘴与六进口接管嘴在开孔补强允许的条件下，应尽量靠近。在反应堆压力容器轴向，四个反应堆冷却剂出口接管嘴与六个进口接管嘴的上下高差，应由主系统工艺和反应堆压力容器设计确定。四个出口接管嘴和六个进口接管嘴均沿压力容器接管段筒节径向伸出。
2.蒸汽发生器设计：
在蒸汽发生器水室封头(见件11)上靠近反应堆力容器的侧面，设置两个用于连接主管道热段(见件件5、件14或见件18、件22)的进口接管嘴(见件7)。在蒸汽发生器水室封头上还设置120°布置的三个用于连接三台主泵(见件10)的出口的接管嘴(见件8)。
连接主管道热段的两个进口接管嘴对称布置在反应堆压力容器(见件27)和蒸汽发生器(见件26)连线两侧，与在蒸汽发生器与反应堆压力容器连线垂直平面呈一定的夹角，且沿蒸汽发生器水室封头球体径向方向斜向向下伸出。蒸汽发生器水室封头上两个进水接管嘴在水平和垂直平面里的具体夹角，要根据反应堆压力容和蒸汽发生器之间的距离，反应堆压力容器上两个出口接管嘴夹角，主管道热段弯曲角度和弯曲半径，蒸汽发生器水室封头设计以及反应堆主冷却剂环路布置综合确定。
连接主泵的三个出口接管嘴呈120°布置，其中一个出口接管嘴布置反应堆压力容器和蒸汽发生器连线上，每个出口接管嘴均是从蒸汽发生器轴线方向向下伸出。三个出口接管嘴节圆直径大小要根据三台主泵直径尺寸、其进出口接管嘴尺寸、蒸汽发生器垂直支撑(见件28)、蒸汽发生器横向支撑(见件9)，主管道布置、蒸汽发生器水室封头设计等综合确定。
两台主泵与蒸汽发生器水室封头出水腔室下部的两个出口接管嘴连接。而另外一台主泵与蒸汽发生器水室封头进水腔室下部的一个出口接管嘴连接，即在蒸汽发生器水室封头进水腔室下部分别设置与一台主泵连接的一个出口接管嘴，和与两根主管道热段连接的两个进口接管嘴(见件7)。在蒸汽发生器水室封头进水腔室内部设置一根内管道(见件24)，内管道由等径或不等径弯管或弯头和直管或喇叭管组成。内管道的一端通过蒸汽发生器腔室隔板(见件25)与蒸汽发生器出水腔连接，内管道的另一端通过蒸汽发生器水室封头与出口接管嘴(见件8)连接。内管道用于将水室封头出水腔内的反应堆冷却水引向一台主泵的进口接管嘴。
3.主管道：
每个反应堆冷却剂环路的两根主管道热段(见件5、件14或见件18、件22)以反应堆压力容器和蒸汽发生器连线为对称轴对称布置，每根主管道热段一端连接反应堆压力容器出口接管嘴(见件3)，另一端连接蒸汽发生器进口接管嘴(见件7)。
主管道热段从反应堆压力容器出口接管嘴方向向外延伸一端距离后，通过一个弯曲半径为2～4倍管径的，弯曲角度为50°～90°的弯管在立体平面内转向蒸汽发生器接管嘴方向与蒸汽发生器进口接管嘴连接。每根主管道热段的弯管为整体弯管。
每根主管道热段上的立体平面内弯管的具体弯管角度和弯曲半径应根据布置方案确定，在布置允许的条件下，弯曲半径应尽量大，一般选择2～4倍管径为宜，这样有利于主管道热段的布置和弯制。
每根主管道热段只设置一个大口径的接管嘴(指与主管整体锻造的接管嘴)，这些接管嘴分别为波动管接管嘴(见件6)、余热派出接管嘴(见件17)和两个第四级ADS(自动卸压系统)接管嘴(见件16、件23)。这些接管嘴可根据主系统设计和厂房布置需要决定具体设置在哪根主管道热段上。
除波动管接嘴布置在与蒸汽发生器连接的直管段上，并立体布置外，其余的接管嘴均布置在主管道热段与反应堆压力容器连接的直管段上，并垂直布置。每根主管道热段上的接管嘴设置应尽量离弯管起弯点距离100mm以上，以防止接管嘴结构对弯管金属材料流动的影响，方便管道弯制时的金属材料流动。每根主管道热段上的接管嘴设置位置应使接管嘴边缘离一次屏蔽墙面距离300mm以上，以方便接管焊接和在役检查。如有可能，主管道热段上的波动管接嘴应尽量布置在主管道热段水平直管段上。如果只能布置在主管道热段与蒸汽发生器进口连接的直管段上，布置位置也应尽量低，以便波动管能够布置足够的坡度来防止热分层。这样使得稳压器能够布置得尽量低，以减小稳压器和其顶部管道的地震力。主管道热段上的接管嘴设置布置还与主系统接管布置有关。
每个反应堆冷却剂环路设置三根主管道冷段(见件4、件13、件15或见件19、件20、件21)，其中一根主管道冷段(见件15或见件21)分别布置在反应堆压力容器与蒸汽发生器连线上，为直管段(也可为了减小热应力而设计成弓型弯管段)，其长度较短，其两端分别与反应堆压力容器接管嘴(见件2)和主泵接管嘴(见件12)连接。另外两根主管道冷段长度较长，对称布置在反应堆主冷却剂环路的最外侧。每根主管道长冷段上设有一个70°～110°左右弯管，主管道长冷段的弯曲半径等于4～6倍管径，弯管两端设置长直管段和短直管段，长直管段连接主泵，短直管段连接反应堆压力容器。主管道长冷段弯管的弯曲半径和弯曲角度根据回路布置确定，弯曲半径在许可的条件下应尽量大，以利于主管道冷段的弯曲制造。每根主管道冷段弯管为整体弯管。
4.主冷却剂回路：
每个反应堆主冷却剂环路采用两根主管道热段连接反应堆压力容器和蒸汽发生器。由三根主管道冷段连接反应堆压力容器和三台主泵，每个主泵进口接管嘴直接与蒸汽发生器出口接管嘴(见件8)连接，主泵悬挂于蒸汽发生器水室封头(见件11)的下部。一根主管道冷段布置反应堆压力容器和蒸汽发生器连线上(见件15或见件21)，两根主管道热段(见件5、件14或见件18、件22)对称布置在其两侧。另外两根主管冷段(见件4、件13或见件19、件20)对称布置在环路的最外侧。三根主管道冷段两端分别与反应堆压力容器进口接管嘴(见件2)和主泵出口接管嘴(见件12)连接。
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。对于实施例公开的系统而言，由于与实施例公开的方法相对应，所以描述的比较简单，相关之处参见方法部分说明即可。
本领域技术人员可以对每个特定的应用来使用不同方法来实现所描述的功能，但是这种实现不应认为超出本发明的范围。
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 (9)
1.一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其特征在于，包括：
反应堆压力容器；所述反应堆压力容器具有接管段筒体；所述接管段筒体设有反应堆冷却剂出口接管嘴和反应堆冷却剂进口接管嘴；
蒸汽发生器；所述蒸汽发生器通过所述主管道热段与所述反应堆压力容器连接；
主管道；所述主管道包括至少一根主管道短冷段、至少两根主管道长冷段和至少两根主管道热段；主管道短段布置于蒸汽发生器和反应堆压力容器连线上，用于连接主泵出口接管嘴和反应堆压力容器冷却剂进口接管嘴；所述至少两根主管道热段对称布置在所述主管道短冷段的两侧，用于连接反应堆压力容器冷却剂出口接管嘴和蒸汽发生器进口接管嘴；所述至少两根主管道长冷段对称布置在所述主管道短冷段的两侧，并位于所述主管道热段的外侧，用于连接反应堆压力容器冷却剂进口接管嘴和主泵出口接管嘴。
2.如权利要求1所述的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其特征在于，所述蒸汽发生器的数量为两个，且对称设置于所述反应堆压力容器的两侧，每个蒸汽发生器通过两根主管道热段与反应堆压力容器连接。
3.如权利要求1所述的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其特征在于，每个蒸汽发生器上设有三个主泵，反应堆压力容器通过一根主管道长冷段或一根主管道短冷段与其中一个主泵连接。
4.如权利要求1所述的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其特征在于，每根主管道热段只设置一个大口径的与主管整体锻造连接的接管嘴，这些接管嘴分别为波动管接管嘴、余热派出接管嘴和两个第四级ADS接管嘴。
5.如权利要求1所述的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其特征在于，蒸汽发生器设有两个进口接管嘴用以连接两根主管道热段和三个出口接管嘴用以连接三台主泵。
6.如权利要求1所述的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其特征在于，所述主管道短冷段为直管段。
7.如权利要求1所述的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其特征在于，所述主管道长冷段上设有一个70°～110°主管道长冷段弯管，主管道长冷段弯管弯曲半径等于4～6倍管径，主管道长冷段弯管两端设置第一长直管段和第一短直管段，第一长直管段连接主泵，第一短直管段连接反应堆压力容器。
8.如权利要求1所述的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其特征在于，所述主管道热段从反应堆冷却剂出口接管嘴方向向外延伸一段距离后，通过一个弯曲半径为1.5～3倍管径，弯曲角度为50°～90°的主管道热段弯管在立体面内转向蒸汽发生器接管嘴径向方向，与蒸汽发生器进口接管嘴连接。
9.如权利要求8所述的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其特征在于，所述主管道热段弯管为整体弯管，且只有一个大口径的，与其整体锻造连接的接管嘴。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201610656412.XA CN106098115A (zh) | 2016-08-11 | 2016-08-11 | 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201610656412.XA CN106098115A (zh) | 2016-08-11 | 2016-08-11 | 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN106098115A true CN106098115A (zh) | 2016-11-09 |
Family
ID=57456501
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN201610656412.XA Pending CN106098115A (zh) | 2016-08-11 | 2016-08-11 | 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN106098115A (zh) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN108806808A (zh) * | 2018-07-11 | 2018-11-13 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种带支撑块式主管道的接管座 |
| CN108962409A (zh) * | 2018-07-11 | 2018-12-07 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种核电厂嵌套式反应堆冷却剂管道 |
| CN109192336A (zh) * | 2018-07-20 | 2019-01-11 | 中广核研究院有限公司 | 一种短管连接的紧凑型小型堆一回路主设备结构 |
| CN111508626A (zh) * | 2020-04-28 | 2020-08-07 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂系统 |
| CN113990533A (zh) * | 2021-10-22 | 2022-01-28 | 中国原子能科学研究院 | 反应堆及其冷却剂传输结构 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4957693A (en) * | 1989-01-03 | 1990-09-18 | Westinghouse Electric Corp. | Pressurized water nuclear reactor system with hot leg vortex mitigator |
| CN101620892A (zh) * | 2009-07-30 | 2010-01-06 | 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 |
| US20110158371A1 (en) * | 2008-09-30 | 2011-06-30 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Pressurized water reactor plant |
| CN102169736A (zh) * | 2011-01-19 | 2011-08-31 | 中国核工业第五建设有限公司 | 一种核电站冷却剂系统主管道的安装方法 |
-
2016
- 2016-08-11 CN CN201610656412.XA patent/CN106098115A/zh active Pending
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4957693A (en) * | 1989-01-03 | 1990-09-18 | Westinghouse Electric Corp. | Pressurized water nuclear reactor system with hot leg vortex mitigator |
| US20110158371A1 (en) * | 2008-09-30 | 2011-06-30 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Pressurized water reactor plant |
| CN101620892A (zh) * | 2009-07-30 | 2010-01-06 | 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 |
| CN102169736A (zh) * | 2011-01-19 | 2011-08-31 | 中国核工业第五建设有限公司 | 一种核电站冷却剂系统主管道的安装方法 |
| US20140189995A1 (en) * | 2011-01-19 | 2014-07-10 | Xuancui Liang | Methods for installing reactor coolant loop piping in a nuclear power plant |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN108806808A (zh) * | 2018-07-11 | 2018-11-13 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种带支撑块式主管道的接管座 |
| CN108962409A (zh) * | 2018-07-11 | 2018-12-07 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种核电厂嵌套式反应堆冷却剂管道 |
| CN109192336A (zh) * | 2018-07-20 | 2019-01-11 | 中广核研究院有限公司 | 一种短管连接的紧凑型小型堆一回路主设备结构 |
| CN111508626A (zh) * | 2020-04-28 | 2020-08-07 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂系统 |
| CN113990533A (zh) * | 2021-10-22 | 2022-01-28 | 中国原子能科学研究院 | 反应堆及其冷却剂传输结构 |
| CN113990533B (zh) * | 2021-10-22 | 2024-05-10 | 中国原子能科学研究院 | 反应堆及其冷却剂传输结构 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN106098115A (zh) | 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置 | |
| CN106098116A (zh) | 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置 | |
| CN106002095B (zh) | 高温气冷堆竖井井口预埋件制作和安装的方法 | |
| CN105039880B (zh) | 小管嘴、大直径、大长径比的柱形铝合金内胆热处理方法 | |
| CN100564981C (zh) | 反应堆主管道热段弯管及其制造方法 | |
| CN204665240U (zh) | 蒸汽发生器水室封头结构 | |
| CN203635904U (zh) | 适用于铜渣缓冷工艺的新型焊接渣包 | |
| CN105478595B (zh) | 核电稳压器波动管的间隙式制造芯模及制造方法 | |
| CN106098114A (zh) | 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置 | |
| CN106098120A (zh) | 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置 | |
| CN106098117A (zh) | 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置 | |
| CN106098118A (zh) | 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置 | |
| CN106098119A (zh) | 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置 | |
| CN105328110B (zh) | 一种ap1000核电站一回路主管道整体锻造方法 | |
| CN101745782A (zh) | 反应堆主管道热段弯管的制造方法 | |
| CN208889335U (zh) | 一种大口径双接管座整块锻造式主管道热段结构 | |
| CN212017743U (zh) | 一种具有夹套衬垫的环管反应器 | |
| CN205576199U (zh) | 一种余热锅炉铸铁型下料口水冷装置 | |
| CN204829831U (zh) | 新型刺刀管式水管废热锅炉 | |
| CN106825881B (zh) | 一种液压可调式球形储罐焊接及检验用内部支架 | |
| CN209109142U (zh) | 一种具有独立冷管束的水管型反应装置 | |
| CN201561658U (zh) | 加热炉水冷系统的排汽排污装置 | |
| CN208728663U (zh) | 一种金属耐磨介质铸造设备 | |
| CN209205319U (zh) | 一种用于混合离子交换器的树脂转移装置 | |
| CN104353820B (zh) | 一种铁水罐永久层制造方法 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| C06 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| CB02 | Change of applicant information | ||
| CB02 | Change of applicant information |
Address after: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai Applicant after: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co.,Ltd. Address before: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai Applicant before: SHANGHAI NUCLEAR ENGINEERING RESEARCH & DESIGN INSTITUTE |
|
| WD01 | Invention patent application deemed withdrawn after publication | ||
| WD01 | Invention patent application deemed withdrawn after publication |
Application publication date: 20161109 |