CN106098116A - 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置 - Google Patents
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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，对反应堆冷却剂回路设计改进，打破大型CAP系列核电站大型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。
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。
CAP1000核电站设计将主泵倒挂于蒸汽发生器水室封头的下部，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系统设计成三环路，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。这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二环路设计，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。走这样的核电发展模式，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热段、至少两根主管道长冷段和至少两根主管道短冷段；主管道热段布置于蒸汽发生器和反应堆压力容器连线上，用于连接蒸汽发生器进口接管嘴和反应堆冷却剂出口接管嘴；所述至少两根主管道短冷段对称布置在所述主管道热段的两侧，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；所述至少两根主管道长冷段对称布置在所述主管道热段的两侧，并位于所述主管道短冷段的外侧，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一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四个出口接管嘴，用于连接四台主泵，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，所述主管道长冷段上设有一个喷雾管接管嘴，所述主管道短冷段上设有一个堆芯补水系统接管嘴。
优选地，蒸汽发生器设有一个进口接管嘴用以连接一根主管道热段和四个出口接管嘴用以连接四台主主泵。
优选地，所述主管道热段有一个30°～60°的主管道热段弯管，主管道热段弯管弯曲半径等于1.5倍管径；主管道热段弯管一端通过第一长直管段与反应堆压力容器水平连接，另一端通过第一短直管段与蒸汽发生器斜向连接。
优选地，所述主管道长冷段设值一个70°～110°主管道长冷段弯管，主管道长冷段弯曲半径等于5倍的管径；主管道长冷段弯管两端设置第二长直管段和第二短直管段，第二长直管段连接主泵，第二短直管段连接反应堆压力容器。
优选地，所述主管道短冷段设有一个40°～90°主管道短冷段弯管，主管道短冷段弯曲半径等于5倍管径，主管道短冷段弯头两端设置第三长直管段和第三短直管段，第三长直管段连接反应堆压力容器，第三短直管段连接主泵。
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，对反应堆冷却剂回路设计改进，打破大型CAP系列核电站大型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，避开大功率主泵研制难题，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。
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，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
同样功率的CAP系列核电站主泵的功率可以减小一半，有利于使用技术比较成熟的主泵。如发展1300MWe的CAP系列核电站几乎可以直接用AP600核电站使用的主泵，因而避免了研发大型主泵需要或者技术难度。
2)主管道方面
a)相对与CAP1000主管道由两根冷段组成，由于采用了四根主管道冷段，主管道冷段直径和壁厚减小，有利于主管道冷段的制造；而且可以在两根主管道长冷段上不设置整体锻造连接的接管嘴，有利于利用轧制方式制造不带接管嘴的主管道冷段。
b)本发明采用了四根主管道冷段减小了主管道直径和壁厚，有利于主管道冷段的弯制。其中两根主管道长冷段可不设置整体锻造连接的接管嘴，有利于利用推拉式弯制或中频弯制这些主管道弯管。
c)相对于CAP1000主管道热段和冷段之间的刚度比，由于本发明的主管道热段刚度远比主管道冷段的刚度大。因此，主管道的安装应力和运行热应力将会降低。
3)厂房布置方面
a)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。
b)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。
c)由于增加了主管道冷段根数，给主管道喷雾管接管嘴和堆芯补水系统接管嘴布置提供了更多的空间，使得喷雾管和堆芯补水系统管道布置更加灵活。
d)由于采用了较小功率的主泵，有利于降低蒸汽发生器相对布置高度，也有利于减小主泵维修吊装运输空间。
4)主管道安装方面
由于本发明的主管道热段刚度远比主管道冷段的刚度大。在主管道安装时，可以采用先对主管道热段两端进行点焊安装，并全部或部分焊接与压力容器和蒸汽发生器之间的连接焊缝，然后点焊和焊接安装主管道冷段与压力容器和主泵之间的焊缝。因此，可以实现主管道两端同时安装焊接方式，大大降低主管道安装对口技术难度(即用管道对口设备接管嘴，而不是用设备接管嘴对口管道的组对焊接工艺)。也有利于降低环路安装应力。
5)蒸汽发生器方面
a)蒸汽发生器水室封头上的四个主泵接管嘴可以对称布置。有利于蒸汽发生器水室封头的设计、制造和应力分布。
b)蒸汽发生器水室封头上的四个主泵接管嘴采用对称布置。蒸汽发生器组装后，蒸汽发生器的重心继续保持在蒸汽发生器中心，有利于蒸汽发生器翻转和吊装。
6)蒸汽发生器支撑方面
a)由于采用了较小的主泵，且四台主泵泵壳在蒸汽发生器水室封头下部完全对称布置，给蒸汽发生器垂直支撑(见件25)留下了合理的较大空间，有利于蒸汽发生器垂直支撑设计和安装。避免了CAP1000垂直支撑因主泵空间阻挡，蒸汽发生器垂直支撑上部销轴不得不分成两截设计局面。
b)由于采用了较小的主泵，能够保证蒸汽发生器横向支撑(见件10)垂直于蒸汽发生器与反应堆压力容器方向，使得蒸汽发生器横向支撑与主管道热胀方向完全垂直，避免了CAP1000蒸汽发生器横向支撑在主管道热胀方向出现的约束分量。因而减小了蒸汽发生器横向支撑拉力，有利于蒸汽发生器横向支撑设计和运行。
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——反应堆压力容器接管段筒体，2——反应堆冷却剂进口接管嘴，3——反应堆冷却剂进口接管嘴，4——反应堆冷却剂出口接管嘴，5——主管道冷段A，6——主管道冷段B，7——主管道热段段A，8——波动管接管嘴，9——蒸汽发生器进口接管嘴，10——蒸汽发生器下部横向支撑，11——蒸汽发生器水室封头，12——主泵，13——蒸汽发生器出口管接管嘴，14——主泵出口接管嘴，15——主管道冷段C，16——第四级ADS接管嘴，17——主管道冷段D，18——主管道冷段E，19——主管道冷段F，20——第四级ADS接管嘴，21——主管道热段B，22——主管道冷段G，23——主管道冷段H，24——余热排出接管嘴，25——蒸汽发生器垂直支撑，26——内管道，27——隔板，28——管板，29——蒸汽发生器，30——反应堆压力容器。
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设置两个反应堆冷却剂出口接管嘴(见件4)，用于连接两根主管道热段(见件7或见件21)，和设置八个反应堆冷却剂进口接管嘴(见件2或件3)，用于连接八根主管道冷段(见件5、件6、件15、件17或见件18、件19、件22、件23)。两个反应堆冷却剂出口接管嘴对称布置在蒸汽发生器(见件29)和反应堆压力容器(见件30)连线上。八个反应堆冷却剂进口接管嘴也是对称布置，与蒸汽发生器和反应堆压力容器(连线也呈一定的夹角，沿反应堆接管段筒体径向方向伸出。在反应堆压力容器接管段筒体周向，每个环路上的四个进口接管嘴与一个出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，四个进口接管嘴与一个出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。
2.蒸汽发生器:
为了满足蒸汽发生器(见件29)水室封头(见件11)能够悬挂四台主泵(见件12)，同时能够连接一根主管道热段(见件7或见件21)，一个蒸汽发生器垂直支撑(见件25)和一个蒸汽发生器下部横向支撑(见件10)的要求。本发明的蒸汽发生器水室封头(见件11)直径相对于传统的同功率的CAP系列蒸汽发生器水室封头直径要适当放大一些。连接四台主泵的接管嘴(见件13)对称均匀分布在蒸汽发生器水室封头底部的外侧，且在蒸汽发生器轴向伸出，连接四台主泵的接管嘴中心与蒸汽发生器和反应堆压力容器连线呈45°夹角。连接主管道热段的蒸汽发生器进口接管嘴(见件9)布置在蒸汽发生器与反应堆压力容器的连线垂直平面内，与是水平面呈30°～60°夹角。蒸汽发生器进口接管嘴沿水室封头球体径向方向伸出。一个连接蒸汽发生器垂直支撑(见件25)和部横向支撑(见件10)的支座分布在水室封头底部的中间。连接主泵的接管嘴、垂直支撑支座和蒸汽发生器进口接管嘴之间的距离应考虑满足他们的布置和设计要求，以及主管道安装焊接、主泵安装、蒸汽发生器垂直支撑和蒸汽发生器下部横向支撑的安装要求。还应满足蒸汽发生器保温、主泵保温、主管道保温以及设备的检修和在役检查的要求。这样布置使得蒸汽发生器水室封头上的出口接管嘴、垂直支撑连接支座呈完全对称布置。有利于蒸汽发生器水室封头的设计、制造和应力分布，也有利于蒸汽发生器的翻转和吊装。
四个出口接管嘴和一个进口接管嘴在蒸汽发生器水室封头上的布置是这样的：在蒸汽发生器水室封头出水腔室下部设置两个出口接管嘴(见件13)，用于与两台主泵连接。而在在水室封头进水腔室下部设置一个与主管道热段连接的进口接管嘴(见件9)，同时在蒸汽发生器水室封头进水腔室下部还设置另外两个出口接管嘴(见件13)，用于与另外两台主泵连接。在蒸汽发生器水室封头进水腔室内部设置两根内管道(见件26)，内管道由直管、等径或不等径弯管或弯头和喇叭组成，内管道的一端通过蒸汽发生器腔室隔板(见件27)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12)内口连接。内管道用于将蒸汽发生器水室封头出水腔内的反应堆冷却剂引向主泵进口接管嘴。
3.主管道:
CAP100AP核电站中每个反应堆主冷却剂回路设有一根主管道热段和两根主管道冷段。主管热段有一个30°～60°左右的弯管，弯曲半径等于1.5倍管径。冷却剂环路A主管道热段设置一个波动管接管嘴和第四级ADS接管嘴。冷却剂环路B主管道热段设置一个余热排出出水接管嘴和第四级ADS接管嘴。主管道热段弯管一端较长直管端与反应堆压力容器水平连接，主管道热段弯管另一端较短直管端与蒸汽发生器斜向连接。主管道冷段有一个50°～70°左右的弯管，弯曲半径约等于4.5倍管径，弯管两端带有一个长直管段和一个很短的直管段。冷却剂环路A两根主管道冷段各设有一个喷雾管接管嘴，冷却剂环路B两根主管道冷段各设有一个堆芯补水系统接管嘴。主管道长直段与主泵水平连接，主管道短直段与反应堆压力容器水平连接。
本发明每个冷却剂环路主管道热段(见件7或见件21)设置与CAP1000主管道热段相似。每个冷却剂环路设置一根主管道热段(见件7或见件21)，布置在反应堆压力容器(见件30)和蒸汽发生器(见件29)的连线上。每根主管道热段设置一个30°～60°左右的弯管，弯曲半径等于1.5倍管径。主管道热段弯管一端较长直管端与反应堆压力容器水平连接，主管道热段弯管另一端较短直管端与蒸汽发生器斜向连接。
每个冷却剂环路主管道冷段共设有四根主管道冷段，其中两根为长主管道冷段(见件5、件15或见件18、件22)，另外两根为主管道短冷段(见件6、件17或见件19、件23)。主管道长冷段对称布置在冷却剂环路最外侧，主管道长冷段设有一个70°～110°左右弯管，主管道长冷段的弯曲半径约等于5倍管径。主管道长冷段弯管两端设置长直管段和短直管段，长直管段连接主泵出口接管嘴(见件14)，短管直段连接反应堆压力容器进口接管嘴(见件3)。主管道短冷段(见件6、件17或见件19、件23)对称布置在内侧，主管道短冷段设有一个40°～80°左右弯管，主管道短冷段的弯曲半径约等于5倍管径。主管道短冷段弯头两端设置长直管段和短直管段，长直管段连接反应堆压力容器进口接管嘴(见件3)，短直管段连接主泵出口接管嘴(见件11)。主管道短冷段弯管两端的长直管段和短直管段是相对，与蒸汽发生器和反应堆压力容器之间的距离，反应堆进口接管嘴之间的夹角等又关。
本发明的主管道热段上的大口径与主管整体锻造接管嘴设置情况和CAP1000主管道热段相似，布置在回路内侧的主管道短冷段上的大口径与主管整体锻造接管嘴设置情况也与CAP1000主管道冷段相似，布置在回路外侧的主管道长冷段上可不设置大口径与主管整体锻造接管嘴。但每根主管道热段和冷段上具体是否设置大口径与主管整体锻造接管嘴或者何种接管嘴可根据系统布置进行调整。
4.主回路布置：
本发明的反应堆主冷却剂回路为两环路，两个环路对称布置。每个环路由一根主管道热段、四根主管道冷段、一台蒸汽发生器和四台组泵组成。一根主管道热段一端连接反应堆压力容器出口接管嘴，另一端连接蒸汽发生器进口接管嘴。四台主泵的进口接管嘴分别与蒸汽发生器四个出口接管嘴连接，主泵通过其进口接管嘴直接悬挂在蒸汽发生器水室封头的下部。四根主管道冷段一端分别连接四台主泵出口接管嘴，另一端分别连接反应堆压力容器四个进口接管嘴。
每个反应堆主冷却剂环路一根主管道热段、四根主管道冷段和四台主泵与蒸汽发生器和反应堆压力容器连线呈对称布置。其中主管道热段布置在蒸汽发生器与反应堆压力容器连线上，两根较短的主管道冷段(见件6、件17或见件19、件23)布置在主管道热段的外侧，另外两根较长的主管道冷段(见件5、件15或见件18、22布置在环路的最外侧。
在满足反应堆压力容器接管段筒体进出口接管嘴设计、蒸汽发生器水室封头设计、蒸汽发生器支撑设计、主管道热段设计和主管道冷段设计的条件下，蒸汽发生器到反应压力容器的距离应尽量近。以便减小主管道热段和冷段的长度，因而可以减少反应堆安全壳直径尺寸，有利于核电站建造成本降低。
5.蒸汽发生器支撑
CAP100核电站中蒸汽发生器横向支撑由于主泵空间阻挡的影响，不得不将蒸汽发生器下部横向支撑水平偏转8°安装，即蒸汽发生器横向支撑与蒸汽发生器和反应堆压力容器连线不垂直。
本发明中，由于允许采用了较小功率和尺寸的主泵，使得蒸汽发生器横向支撑能够与蒸汽发生器和反应堆压力容器连线垂直，确保了蒸汽发生器在主管道热胀时不受其下部横向支撑约束。
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 (8)
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热段、至少两根主管道长冷段和至少两根主管道短冷段；主管道热段布置于蒸汽发生器和反应堆压力容器连线上，用于连接蒸汽发生器进口接管嘴和反应堆压力容器冷却剂出口接管嘴；所述至少两根主管道短冷段对称布置在所述主管道热段的两侧，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；所述至少两根主管道长冷段对称布置在所述主管道热段的两侧，并位于所述主管道短冷段的外侧，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一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四个出口接管嘴，用于与主泵连接。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，所述主管道长冷段上设有一个喷雾管接管嘴，所述主管道短冷段上设有一个堆芯补水系统接管嘴。
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，蒸汽发生器设有一个进口接管嘴用以连接一根主管道热段和四个出口接管嘴用以连接四台主泵。
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，所述主管道热段有一个30°～60°的主管道热段弯管，主管道热段弯管弯曲半径等于1.5倍管径；主管道热段弯管一端通过第一长直管段与反应堆压力容器水平连接，另一端通过第一短直管段与蒸汽发生器斜向连接。
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，所述主管道长冷段设值一个70°～110°主管道长冷段弯管，主管道长冷段弯曲半径等于5倍的管径；主管道长冷段弯管两端设置第二长直管段和第二短直管段，第二长直管段连接主泵，第二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，所述主管道短冷段设有一个40°～90°主管道短冷段弯管，主管道短冷段弯曲半径等于5倍管径，主管道短冷段弯头两端设置第三长直管段和第三短直管段，第三长直管段连接反应堆压力容器，第三短直管段连接主泵。
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