CN106409352A - 一种优化后的核动力装置设备冷却水系统 - Google Patents
一种优化后的核动力装置设备冷却水系统 Download PDFInfo
- Publication number
- CN106409352A CN106409352A CN201610929428.3A CN201610929428A CN106409352A CN 106409352 A CN106409352 A CN 106409352A CN 201610929428 A CN201610929428 A CN 201610929428A CN 106409352 A CN106409352 A CN 106409352A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- cooling water
- component cooling
- pump
- heat exchanger
- nuclear power
- 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
Links
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
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
- G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明公开了一种优化后的核动力装置设备冷却水系统,所述系统包括:第一冷却水子系统和第二冷却水子系统,其中,第一冷却水子系统在启动工况和正常运行工况时运行,第二冷却水子系统在停堆工况和失水事故工况时运行,实现了对核动力装置设备冷却水系统进行优化,设有不同参数的设备冷却水泵和不同参数的设备冷却水热交换器,提高了被冷却设备冷却的有效性和整个系统配置的经济性的技术效果。
Description
技术领域
本发明涉及核动力冷却领域,具体地,涉及一种优化后的核动力装置设备冷却水系统。
背景技术
核动力装置设备冷却水系统的主要功能是向一回路系统各被冷却设备提供冷却水,将来自各被冷却设备的热负荷通过二回路系统的冷媒(海水、江水、河水、湖水等)排出,在各被冷却设备与二回路系统冷媒之间形成屏障,防止来自一回路系统的放射性核素释放到环境中。核动力装置设备冷却水系统的冷却水用户具有以下特点:
a. 被冷却设备的数量多;
b. 在不同运行工况期间,需要设备冷却水系统带走的热负荷不同;
c. 各个被冷却设备的布置位置分散,各个被冷却设备的接管规格众多。
目前,核动力装置设备冷却水系统配置如下:
a. 两台参数相同的设备冷却水泵,一台运行,一台备用;
b. 两台参数相同的设备冷却水热交换器,一台运行,一台备用;
c. 各种阀门和仪表。
上述设备冷却水系统配置能适应各工况对冷却水需求差别不大的情况,而对于冷却水需求差别很大的不同工况,其存在不足:没有根据不同工况的不同需求,设置具有性能参数差别的设备。
综上所述,本申请发明人在实现本申请发明技术方案的过程中,发现上述技术至少存在如下技术问题:
在现有技术中,现有的核动力装置设备冷却水系统存在没有根据不同工况的需求设置具有性能参数差别的设备,导致冷却效果不足的技术问题。
发明内容
本发明提供了一种优化后的核动力装置设备冷却水系统,解决了现有的核动力装置设备冷却水系统存在没有根据不同工况的需求设置具有性能参数差别的设备,导致冷却效果不足的技术问题,实现了对核动力装置设备冷却水系统进行优化,设有不同参数的设备冷却水泵和不同参数的设备冷却水热交换器,提高了被冷却设备冷却的有效性和整个系统配置的经济性的技术效果。
为解决上述技术问题,本申请提供了一种优化后的核动力装置设备冷却水系统,所述系统包括:
第一冷却水子系统和第二冷却水子系统,其中,第一冷却水子系统在启动工况和正常运行工况时运行,第二冷却水子系统在停堆工况和失水事故工况时运行。
其中,所述第一冷却水子系统具体包括:两台第一设备冷却水泵、两台第一设备冷却水热交换器以、阀门、仪表,其中,第一设备冷却水泵为冷却水循环提供驱动力,第一设备冷却水热交换器将来自各被冷却用户的热负荷传递给二回路系统的冷媒。
其中,一台第一设备冷却水泵和一台第一设备冷却水热交换器运行,另一台第一设备冷却水泵和另一台第一设备冷却水热交换器备用;第一冷却水子系统的冷却对象为:反应堆冷却剂泵、净化泵、上充泵小流量热交换器、上充泵、下泄热交换器、控制棒驱动机构、安全注射泵、一次屏蔽水箱、喷雾泵和稳压器卸压箱。
其中,所述第二冷却水子系统具体包括:两台第二设备冷却水泵、两台第二设备冷却水热交换器以、阀门、仪表,其中,第二设备冷却水泵为冷却水循环提供驱动力,第二设备冷却水热交换器将来自各被冷却用户的热负荷传递给二回路系统的冷媒。
其中,一台第二设备冷却水泵和两台第二设备冷却水热交换器运行,另一台第二设备冷却水泵备用;第二冷却水子系统的冷却对象为:余热排出泵和余热排出热交换器。
其中,根据不同运行工况的需求,第一冷却水子系统的流量、热负荷小于第二冷却水子系统的流量、热负荷,这样就可以根据不同需求选择投入第一冷却水子系统或第二冷却水子系统。
其中,第一设备冷却水泵的流量比第二设备冷却水泵的流量小,第一设备冷却水热交换器的热负荷和第二冷却水热交换器的热负荷小,第一设备冷却水泵和第一设备冷却水热交换器均为100%容量。
其中,第二设备冷却水泵为100%容量(即一台设备冷却水泵运行就能满足要求,另一台泵备用。),第二设备冷却水热交换器为50%容量(即两台设备冷却水热交换器运行才能满足要求)。
本申请提供的一个或多个技术方案,至少具有如下技术效果或优点:
由于采用了设置不同参数的设备冷却水泵和设备冷却水热交换器的系统设计方案,所以,有效解决了现有的核动力装置设备冷却水系统存在没有根据不同工况的需求设置具有性能参数差别的设备,导致冷却效果不足的技术问题,实现了对核动力装置设备冷却水系统进行优化,设有不同参数的设备冷却水泵和不同参数的设备冷却水热交换器,提高了被冷却设备冷却的有效性和整个系统配置的经济性的技术效果。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解,构成本申请的一部分,并不构成对本发明实施例的限定;
图1是本申请中第一冷却水子系统的组成示意图;
图2是本申请中第二冷却水子系统的组成示意图。
具体实施方式
本发明提供了一种优化后的核动力装置设备冷却水系统,解决了现有的核动力装置设备冷却水系统存在没有根据不同工况的需求设置具有性能参数差别的设备,导致冷却效果不足的技术问题,实现了对核动力装置设备冷却水系统进行优化,设有不同参数的设备冷却水泵和不同参数的设备冷却水热交换器,提高了被冷却设备冷却的有效性和整个系统配置的经济性的技术效果。
为了能够更清楚地理解本发明的上述目的、特征和优点,下面结合附图和具体实施方式对本发明进行进一步的详细描述。需要说明的是,在相互不冲突的情况下,本申请的实施例及实施例中的特征可以相互组合。
在下面的描述中阐述了很多具体细节以便于充分理解本发明,但是,本发明还可以采用其他不同于在此描述范围内的其他方式来实施,因此,本发明的保护范围并不受下面公开的具体实施例的限制。
请参考图1-图2,本申请提供了一种优化后的核动力装置设备冷却水系统,
优化后的系统配置包括两个不同参数的冷却水子系统,第一冷却水子系统的流量、热负荷较小,第二冷却水子系统的流量、热负荷较大,每个子系统均设置两台设备冷却水泵和两台设备冷却水热交换器以及各种阀门和仪表,各组成部分的连接关系详见系统流程原理图(图1-图2)。设备冷却水泵为冷却水循环提供驱动力,设备冷却水热交换器将来自各被冷却用户的热负荷传递给二回路系统的冷媒。
第一冷却水子系统是指其配置的设备冷却水泵和设备冷却水热交换器参数较小,均为100%容量,在启动工况和正常运行工况投入运行,其中一台设备冷却水泵和设备冷却水热交换器运行,另一台设备冷却水泵和设备冷却水热交换器备用;第一冷却水子系统针对的冷却用户为反应堆冷却剂泵、净化泵、上充泵小流量热交换器、上充泵、下泄热交换器、控制棒驱动机构、安全注射泵、一次屏蔽水箱、喷雾泵和稳压器卸压箱。
第二冷却水子系统是指其配置的设备冷却水泵和设备冷却水热交换器参数较大,仅在停堆工况和失水事故工况投入运行,其中设备冷却水泵为100%容量,一台运行,另一台备用,设备冷却水热交换器为50%容量,两台同时投入运行;针对的冷却用户为余热排出泵和余热排出热交换器。
根据单一故障准则,能动设备需冗余设置,因此两个子系统的设备冷却水泵都是100%的容量,一用一备;而设备冷却水热交换器可以不冗余设置,考虑到第一冷却水子系统的设备冷却水热交换器参数较低,外形尺寸较小,对布置空间的需求不大,运行时间较长,因此第一冷却水子系统的设备冷却水热交换器为100%的容量,一台投入运行,另一台备用;第二冷却水子系统的设备冷却水热交换器参数较大,外形尺寸较大,对布置空间的需求也较大,而运行时间较短,并且根据工程经验,热交换器的故障率极低,因此第二冷却水子系统的设备冷却水热交换器为50%的容量,两台同时投入运行。
优化后的设备冷却水系统配置了不同参数的两个子系统,可以根据不同工况冷却用户的需求,投入不同子系统的设备。本发明可以达到如下效果:
1)设备冷却水系统能更好地适应核动力装置整个运行工况的要求;
2)针对不同运行工况投入不同参数或不同数量的设备,各被冷却设备可以得到更有效的冷却;
在反应堆启动以前,本系统处于可运行状态。一旦反应堆启堆,即将本系统投入运行。在核动力装置正常运行过程中,反应堆冷却剂泵、净化泵、上充泵、下泄热交换器、控制棒驱动机构、一次屏蔽水箱等被冷却设备需要提供有效冷却,余热排出泵和安全注射泵的冷却支路可以关闭;在核动力装置正常停堆过程中,需要开启余热排出泵和余热排出冷却器冷却支路,其余设备视情况关或开;在LOCA事故工况下,则需开启余热排出泵、余热排出冷却器和安全注射泵冷却支路;在反应堆停堆以后,设备冷却水系统停止运行。
上述本申请实施例中的技术方案,至少具有如下的技术效果或优点:
由于采用了设置不同参数的设备冷却水泵和设备冷却水热交换器的系统设计方案,所以,有效解决了现有的核动力装置设备冷却水系统存在没有根据不同工况的需求设置具有性能参数差别的设备,导致冷却效果不足的技术问题,实现了对核动力装置设备冷却水系统进行优化,设有不同参数的设备冷却水泵和不同参数的设备冷却水热交换器,提高了被冷却设备冷却的有效性和整个系统配置的经济性的技术效果。
尽管已描述了本发明的优选实施例,但本领域内的技术人员一旦得知了基本创造性概念,则可对这些实施例作出另外的变更和修改。所以,所附权利要求意欲解释为包括优选实施例以及落入本发明范围的所有变更和修改。
显然,本领域的技术人员可以对本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,则本发明也意图包含这些改动和变型在内。
Claims (8)
1.一种优化后的核动力装置设备冷却水系统,其特征在于,所述系统包括:
第一冷却水子系统和第二冷却水子系统,其中,第一冷却水子系统在启动工况和正常运行工况时运行,第二冷却水子系统在停堆工况和失水事故工况时运行。
2.根据权利要求1所述的优化后的核动力装置设备冷却水系统,其特征在于,所述第一冷却水子系统具体包括:两台第一设备冷却水泵、两台第一设备冷却水热交换器以及阀门、仪表,其中,第一设备冷却水泵为冷却水循环提供驱动力,第一设备冷却水热交换器将来自各被冷却用户的热负荷传递给二回路系统的冷媒。
3.根据权利要求2所述的优化后的核动力装置设备冷却水系统,其特征在于,一台第一设备冷却水泵和一台第一设备冷却水热交换器运行,另一台第一设备冷却水泵和另一台第一设备冷却水热交换器备用;第一冷却水子系统的冷却对象为:反应堆冷却剂泵、净化泵、上充泵小流量热交换器、上充泵、下泄热交换器、控制棒驱动机构、安全注射泵、一次屏蔽水箱、喷雾泵和稳压器卸压箱。
4.根据权利要求1所述的优化后的核动力装置设备冷却水系统,其特征在于,所述第二冷却水子系统具体包括:两台第二设备冷却水泵、两台第二设备冷却水热交换器以及阀门、仪表,其中,第二设备冷却水泵为冷却水循环提供驱动力,第二设备冷却水热交换器将来自各被冷却用户的热负荷传递给二回路系统的冷媒。
5.根据权利要求4所述的优化后的核动力装置设备冷却水系统,其特征在于,一台第二设备冷却水泵和两台第二设备冷却水热交换器运行,另一台第二设备冷却水泵备用;第二冷却水子系统的冷却对象为:余热排出泵和余热排出热交换器。
6.根据权利要求1所述的优化后的核动力装置设备冷却水系统,其特征在于,根据不同运行工况的需求,第一冷却水子系统的流量、热负荷小于第二冷却水子系统的流量、热负荷。
7.根据权利要求3所述的优化后的核动力装置设备冷却水系统,其特征在于,第一设备冷却水泵的流量比第二设备冷却水泵的流量小,第一设备冷却水热交换器的热负荷和第二冷却水热交换器的热负荷小,第一设备冷却水泵和第一设备冷却水热交换器均为100%容量。
8.根据权利要求5所述的优化后的核动力装置设备冷却水系统,其特征在于,第二设备冷却水泵为100%容量,第二设备冷却水热交换器为50%容量。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201610929428.3A CN106409352B (zh) | 2016-10-31 | 2016-10-31 | 一种优化后的核动力装置设备冷却水系统 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201610929428.3A CN106409352B (zh) | 2016-10-31 | 2016-10-31 | 一种优化后的核动力装置设备冷却水系统 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN106409352A true CN106409352A (zh) | 2017-02-15 |
CN106409352B CN106409352B (zh) | 2018-05-08 |
Family
ID=58012745
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201610929428.3A Active CN106409352B (zh) | 2016-10-31 | 2016-10-31 | 一种优化后的核动力装置设备冷却水系统 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN106409352B (zh) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN109036598A (zh) * | 2018-08-03 | 2018-12-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于棒控堆芯的反应堆冷却剂水质控制方法 |
CN109018287A (zh) * | 2018-08-01 | 2018-12-18 | 中国船舶科学研究中心(中国船舶重工集团公司第七0二研究所) | 用于深海核动力水下平台的稳压器卸压系统 |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS61243397A (ja) * | 1985-04-19 | 1986-10-29 | 株式会社日立製作所 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
CN1067133A (zh) * | 1991-04-26 | 1992-12-16 | 三菱重工业株式会社 | 反应堆应急冷却液蓄液器 |
US5493591A (en) * | 1994-10-24 | 1996-02-20 | Hitachi, Ltd. | Internal pump for nuclear reactors |
CN102426864A (zh) * | 2011-12-12 | 2012-04-25 | 曾祥炜 | 反应堆严重事故非能动应急冷却系统 |
-
2016
- 2016-10-31 CN CN201610929428.3A patent/CN106409352B/zh active Active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS61243397A (ja) * | 1985-04-19 | 1986-10-29 | 株式会社日立製作所 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
CN1067133A (zh) * | 1991-04-26 | 1992-12-16 | 三菱重工业株式会社 | 反应堆应急冷却液蓄液器 |
US5493591A (en) * | 1994-10-24 | 1996-02-20 | Hitachi, Ltd. | Internal pump for nuclear reactors |
CN102426864A (zh) * | 2011-12-12 | 2012-04-25 | 曾祥炜 | 反应堆严重事故非能动应急冷却系统 |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN109018287A (zh) * | 2018-08-01 | 2018-12-18 | 中国船舶科学研究中心(中国船舶重工集团公司第七0二研究所) | 用于深海核动力水下平台的稳压器卸压系统 |
CN109036598A (zh) * | 2018-08-03 | 2018-12-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于棒控堆芯的反应堆冷却剂水质控制方法 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN106409352B (zh) | 2018-05-08 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR101463440B1 (ko) | 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전 | |
US10134493B2 (en) | Reactor and operating method for the reactor | |
GB2540708A (en) | Passive safe cooling system | |
CN103903659A (zh) | 浮动核电站非能动余热排出系统 | |
JP6305936B2 (ja) | 水中発電モジュール | |
CN107767973A (zh) | 核电厂乏燃料水池补充冷却装置 | |
JP2008185572A (ja) | 原子炉等代替冷却設備 | |
CA2066828A1 (en) | Passive indirect shutdown cooling system for nuclear reactors | |
KR101505475B1 (ko) | 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전 | |
CN106409352A (zh) | 一种优化后的核动力装置设备冷却水系统 | |
CN113808764A (zh) | 安全壳内堆芯余热导出方法和系统 | |
CN103871530B (zh) | 核电厂设备冷却水系统用户的分列冷却架构 | |
KR101559017B1 (ko) | 중대사고방지 무인사고대처 원자로 및 그 동작 방법 | |
KR20180047849A (ko) | 중간열침원 냉각설비를 구비하는 원전 | |
JP2017067725A (ja) | 非常用炉心冷却系の代替循環冷却方法および原子力発電所 | |
KR20130026038A (ko) | 연통효과를 이용하여 원자로 풀 자연순환 성능을 강화한 액체금속냉각 원자로의 피동형 잔열 제거시스템 | |
CN104854661A (zh) | 核电站被动辅助给水系统的充水装置 | |
JP2012207917A (ja) | 冷却装置 | |
JP2015505373A (ja) | 発電モジュール | |
EP3780006B1 (en) | Mobile emergency cooling apparatus for spent fuel pool of nuclear power plant | |
CN109801722A (zh) | 核电厂seu系统板式换热器的换热试验方法及系统 | |
JP2005201742A (ja) | 非常用炉心冷却系 | |
KR101364621B1 (ko) | 외부순환유로를 이용한 일체형 원자로의 원자로냉각재펌프 | |
JP6305937B2 (ja) | 潜水または水中発電モジュール | |
CN111383782B (zh) | 非能动安全系统及具有其的压水反应堆 |
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 |