CN109801722A - 核电厂seu系统板式换热器的换热试验方法及系统 - Google Patents
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Abstract
本发明提出了一种核电厂SEU系统板式换热器的换热试验方法及系统；所述换热试验系统，包括：反应堆冷却剂系统(100)，用于产生热量；反应堆余热排出系统(300)，分别与反应堆冷却剂系统(100)和SEU系统(200)连接，用于将反应堆冷却剂系统(100)所产生的热量传递给SEU系统(200)；SEU系统(200)，用于通过其接收到的热量加热SEU系统中间循环回路介质，以使SEU系统板式换热器(210)获得用于换热试验的热源。本发明的换热试验方法及系统设计巧妙，实用性强。
Description
技术领域
本发明涉及核电厂SEU系统领域，尤其涉及一种核电厂SEU系统板式换热器的换热试验方法及系统。
背景技术
压水堆核电站在正常运行工况或事故工况下，核岛内部各换热器热量由设备冷却水系统(RRI)/重要厂用水系统(SEC)传到海水中。日本福岛核事故中，由于最终热阱的丧失导致乏燃料水池无法满足冷却要求，最终导致发生氢气爆炸而释放出放射性物质。
安全壳和乏燃料水池中长期余热排出系统(SEU)作为核电站特有的系统，属于丧失最终热阱工况下的超设计基准事故缓解措施。SEU系统在核电机组正常运行期间不执行运行功能，在“全厂断电(SBO)+丧失最终热阱(LUHS)+一回路小破口失水事故(小LOCA)”工况下排出堆芯及乏燃料水池的余热，在乏燃料水池失去RRI/SEC正常冷链冷却，并且有效补水丧失的情况下导出乏燃料水池的余热。
SEU系统由中间循环回路、终端循环回路组成，中间循环泵为中间环回路提供循环动力，将用户的热量输送到中间换热器；终端循环泵抽取冷却水，冷却中间换热器之后输运到机械通风冷却塔，被加热的冷却水在冷却塔中冷却，热量最终传导至大气，SEU系统的系统流程简图如图1所示。
为保证SEU系统在失去最终热阱工况下导热能力，在机组装料前必须对SEU系统的板式换热器换热能力进行试验和测试。即将中间循环回路介质加热，终端循环回路通过板式换热器冷却中间循环回路，测量板式换热器参数计算换热能力。
根据SEU系统设计功能，为满足SEU系统板式换热器试验所需热源，需要将堆芯余热通过安全壳喷淋系统(EAS)传导至RRI系统，将乏燃料水池余热通过反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)传导至RRI系统，再由RRI与SEU系统串联回路将中间循环回路介质加热，终端循环回路冷却中间循环回路，完成SEU系统板式换热器试验，试验原理简图如图2所示。
SEU系统在其设计工况下需要导出的最大热负荷为16.5MW，其用户分别为EAS系统换热器、EAS电机、安全注入系统(RIS)电机、PTR系统换热器。SEU系统板式换热器试验所需稳定的热源主要由EAS系统换热器和PTR系统乏燃料水池提供，而EAS系统换热器的主要功能是在事故工况下(如核电厂一回路或二回路破口)，将反应堆厂房的温度和压力降低或维持到可以接受的范围，以保证RIS投运后安全壳的完整性，因此在机组调试或者正常运行期间EAS系统换热器无热源输出；乏燃料水池在核电机组调试阶段无燃料组件，因此核电机组调试期间PTR系统乏燃料水池无热源输出。因此，SEU系统板式换热器试验需要的主要热负荷在核电机组调试和正常运行阶段无法通过EAS系统换热器和PTR系统乏燃料水池提供，即SEU系统板式换热器试验无热源。同时，SEU系统的用户EAS电机和RIS电机，在核电机组调试和正常运行期间能传递给SEU系统最大的热负荷为0.036MW，无法满足换热器试验所需热负荷。这样，SEU系统板式换热器试验就会因无足够热源输入而无法执行。
发明内容
本发明针对上述技术问题，提出一种核电厂SEU系统板式换热器的换热试验方法及系统。
本发明所提出的技术方案如下：
本发明提出了一种核电厂SEU系统板式换热器的换热试验系统，包括：
反应堆冷却剂系统，用于产生热量；
反应堆余热排出系统，分别与反应堆冷却剂系统和SEU系统连接，用于将反应堆冷却剂系统所产生的热量传递给SEU系统；
SEU系统，用于通过其接收到的热量加热SEU系统中间循环回路介质，以使SEU系统板式换热器获得用于换热试验的热源。
本发明上述的换热试验系统中，反应堆冷却剂系统包括压力容器、蒸汽发生器以及反应堆冷却剂系统泵；压力容器、蒸汽发生器以及反应堆冷却剂系统泵通过管路连接成第一环路；反应堆冷却剂系统还包括循环流动于第一环路中的一回路循环介质；
反应堆余热排出系统包括余热排出电动泵、流量调节阀以及RRA系统热交换器；余热排出电动泵、流量调节阀以及RRA系统热交换器的热侧通过管路连接成具有一进水管线和一出水管线的旁路；进水管线和出水管线分别连接在压力容器两侧，以使第一环路中的一回路循环介质经旁路流回第一环路；
SEU系统还包括第一SEU系统电动泵、第二SEU系统电动泵以及冷却塔组；RRA系统热交换器的冷侧、第二SEU系统电动泵以及SEU系统板式换热器的热侧通过RRI管线连接成第二环路；SEU系统中间循环回路介质循环流动于第二环路中；SEU系统中间循环回路介质与一回路循环介质在RRA系统热交换器中进行换热；
SEU系统板式换热器的冷侧、第一SEU系统电动泵和冷却塔组通过管路连接成第三环路；SEU系统还包括循环流动于第三环路中的终端循环回路介质；终端循环回路介质与SEU系统中间循环回路介质在SEU系统板式换热器中进行换热。
本发明还提出了一种基于如上所述的换热试验系统的换热试验方法，包括以下步骤：
通过反应堆冷却剂系统产生热量；
通过反应堆余热排出系统将反应堆冷却剂系统所产生的热量传递给SEU系统；
通过SEU系统将其接收到的热量加热SEU系统中间循环回路介质，以使SEU系统板式换热器获得用于换热试验的热源。
本发明还提出了一种基于如上所述的换热试验系统的换热试验方法，包括以下步骤：
步骤S1、运行反应堆冷却剂系统泵，给一回路循环介质提供升温的热源；
步骤S2、将第一环路中的压力控制在2.6MPa.g～2.9MPa.g之间；
步骤S3、运行余热排出电动泵，以将第一环路中的一回路循环介质抽入到旁路；
步骤S4、运行第二SEU系统电动泵，使SEU系统中间循环回路介质通过RRI管线运动到RRA系统热交换器的冷侧，以对RRA系统热交换器进行冷却并与旁路中的一回路循环介质进行换热，并将热量带给SEU系统板式换热器的热侧以为SEU系统板式换热器提供用于换热试验的热源；运行第一SEU系统电动泵，以使终端循环回路介质运动到SEU系统板式换热器的冷侧，从而与SEU系统中间循环回路介质在SEU系统板式换热器中进行换热。
本发明上述的换热试验方法中，在步骤S4中，终端循环回路介质还将热量通过冷却塔组传递给大气。
本发明上述的换热试验方法中，步骤S2还包括：将第一环路中的温度维持在60℃-70℃。
本发明上述的换热试验方法中，步骤S3还包括：将一回路循环介质在旁路中的总流量控制在1700m3/h-1900m3/h。
本发明上述的换热试验方法中，余热排出电动泵有两台，两台余热排出电动泵并联；流量调节阀有三个，其中一个为总流量阀，另外两个为分别用于控制两台余热排出电动泵的流量的第一分流量阀和第二分流量阀；步骤S4包括：
步骤S41、通过总流量阀将一回路循环介质在旁路中的总流量由1800m3/h调整到1350m3/h，停运一台余热排出电动泵；
步骤S42、调整第一分流量阀和第二分流量阀的开度，使得第一环路中的温度维持在60℃-70℃；
步骤S43、逐步增大第一分流量阀的开度，并逐步减小第二分流量阀的开度，同时，确保第一环路中的温度维持稳定，最终使得第二分流量阀的开度为零；
步骤S44、启动第一SEU系统电动泵以及第二SEU系统电动泵，将终端循环回路介质在第三环路中的流量调整至504m3/h，并将SEU系统中间循环回路介质在第二环路中的流量调整至576m3/h。
步骤S45、逐步增大第二分流量阀的开度，并逐步减小第一分流量阀的开度，同时，确保第一环路中的温度维持稳定；
步骤S46、监测SEU系统板式换热器的冷测和热测的温度、流量以及压力，从而计算得到SEU系统板式换热器的换热试验结果；
步骤S47、将反应堆冷却剂系统、SEU系统以及反应堆余热排出系统恢复到换热试验方法执行前的状态。
本发明上述的换热试验方法中，在步骤S41前，步骤S4还包括：
步骤S40、使两台余热排出电动泵同时运行，通过总流量阀将一回路循环介质在旁路中的总流量控制在1800m3/h；使第一SEU系统电动泵和第二SEU系统电动泵处于停运状态。
本发明的换热试验方法及系统有以下技术效果：1)在对安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热系统(SEU)在无外部热源条件下的换热器试验方法进行了研究，建立一种新的用于核电板式换热器试验方法；2)根据核电厂板式换热器试验新建立的方法，提出核电机组匹配板式换热器试验所需稳定热源的特殊操作及机组控制方式；3)本发明对换热试验方法及与之对应的特殊操作及机组控制方式已在核电机组调试阶段的热态功能试验期间进行验证，验证结果符合预期要求，减小了核电机组运行期间因SEU系统板式换热器210的性能无法验证带来的安全风险；4)利用核电机组热态功能期间主泵稳定的热量，避免了常规试验方法额外建立稳定临时热源，在实现试验目的同时降低了机组建设期间的调试试验成本；5)本发明的换热试验方法及系统为后续机组相关系统设计、施工、调试工作提供理论和试验依据。本发明的换热试验方法及系统设计巧妙，实用性强。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：
图1示出了SEU系统的系统流程简图；
图2示出了现有SEU系统板式换热器的换热试验原理简图；
图3示出了本发明优选实施例的核电厂SEU系统板式换热器的换热试验系统的结构示意图。
具体实施方式
本发明所要解决的技术问题是：SEU系统板式换热器试验需要的主要热负荷在核电机组调试和正常运行阶段无法通过EAS系统换热器和PTR系统乏燃料水池提供，即SEU系统板式换热器试验无热源。同时，SEU系统的用户EAS电机和RIS电机，在核电机组调试和正常运行期间能传递给SEU系统最大的热负荷为0.036MW，无法满足换热器试验所需热负荷。本发明就该技术问题而提出的技术思路是：将反应堆冷却剂系统(RCP)所产生的热量传递给反应堆余热排出系统(RRA)；然后通过RRA系统热交换器和RRI系统管线将反应堆余热排出系统(RRA)所得到的热量传递给SEU系统以给SEU系统中间循环回路介质加热，这样，SEU系统换热器便获得了稳定热源，以此实现SEU系统板式换热器试验验证的目的。
为了使本发明的技术目的、技术方案以及技术效果更为清楚，以便于本领域技术人员理解和实施本发明，下面将结合附图及具体实施例对本发明做进一步详细的说明。
如图3所示，图3示出了本发明优选实施例的核电厂SEU系统板式换热器的换热试验系统的结构示意图；换热试验系统包括：
反应堆冷却剂系统100，用于产生热量；
反应堆余热排出系统300，分别与反应堆冷却剂系统100和SEU系统200连接，用于将反应堆冷却剂系统100所产生的热量传递给SEU系统200；
SEU系统200，用于通过其接收到的热量加热SEU系统中间循环回路介质，以使SEU系统板式换热器210获得用于换热试验的热源。
对于上述技术方案中，通过反应堆冷却剂系统100所产生的热量给SEU系统板式换热器210提供稳定热源，避免了现有技术中无法给SEU系统板式换热器210提供稳定热源的问题。
进一步地，在本实施例中，反应堆冷却剂系统100包括压力容器110、蒸汽发生器120以及反应堆冷却剂系统泵130；压力容器110、蒸汽发生器120以及反应堆冷却剂系统泵130通过管路连接成第一环路；反应堆冷却剂系统100还包括循环流动于第一环路中的一回路循环介质；
反应堆余热排出系统300包括余热排出电动泵320、流量调节阀310以及RRA系统热交换器330；余热排出电动泵320、流量调节阀310以及RRA系统热交换器330的热侧通过管路连接成具有一进水管线和一出水管线的旁路；进水管线和出水管线分别连接在压力容器110两侧，以使第一环路中的一回路循环介质经旁路流回第一环路；
进一步地，SEU系统200还包括第一SEU系统电动泵220、第二SEU系统电动泵230以及冷却塔组240；RRA系统热交换器330的冷侧、第二SEU系统电动泵230以及SEU系统板式换热器210的热侧通过RRI管线250连接成第二环路；SEU系统中间循环回路介质循环流动于第二环路中；SEU系统中间循环回路介质与一回路循环介质在RRA系统热交换器330中进行换热；
SEU系统板式换热器210的冷侧、第一SEU系统电动泵220和冷却塔组240通过管路连接成第三环路；SEU系统200还包括循环流动于第三环路中的终端循环回路介质；终端循环回路介质与SEU系统中间循环回路介质在SEU系统板式换热器210中进行换热。
在这里，当一回路循环介质从第一环路流动到旁路中时，即实现了将反应堆冷却剂系统100中的热量传递给反应堆余热排出系统300的效果；同时，当第二环路中的SEU系统中间循环回路介质与旁路中的一回路循环介质进行换热时，即实现了反应堆余热排出系统300向SEU系统200传递热量的效果。
进一步地，本发明还提出了一种基于上述换热试验系统的核电厂SEU系统板式换热器的换热试验方法，包括以下步骤：
通过反应堆冷却剂系统100产生热量；
通过反应堆余热排出系统300将反应堆冷却剂系统100所产生的热量传递给SEU系统200；
通过SEU系统200将其接收到的热量加热SEU系统中间循环回路介质，以使SEU系统板式换热器210获得用于换热试验的热源。
对于上述技术方案中，通过反应堆冷却剂系统100所产生的热量给SEU系统板式换热器210提供稳定热源，避免了现有技术中无法给SEU系统板式换热器210提供稳定热源的问题。
进一步地，本发明的换热试验方法包括：
步骤S1、运行反应堆冷却剂系统泵130，给一回路循环介质提供升温的热源；
步骤S2、将第一环路中的压力控制在2.6MPa.g～2.9MPa.g之间；具体地，在本实施例中，第一环路中的压力是在机组运行在NS/RRA模式下通过RCV系统进行控制。
步骤S3、运行余热排出电动泵320，以将第一环路中的一回路循环介质抽入到旁路，从而将一回路循环介质的热量带到反应堆余热排出系统300中。
步骤S4、运行第二SEU系统电动泵230，使SEU系统中间循环回路介质通过RRI管线250运动到RRA系统热交换器330的冷侧，以对RRA系统热交换器330进行冷却并与旁路中的一回路循环介质进行换热，并将热量带给SEU系统板式换热器210的热侧以为SEU系统板式换热器210提供用于换热试验的热源；运行第一SEU系统电动泵220，以使终端循环回路介质运动到SEU系统板式换热器210的冷侧，从而与SEU系统中间循环回路介质在SEU系统板式换热器210中进行换热，以此完成SEU系统板式换热器210的换热试验。
在步骤S4中，终端循环回路介质会将热量通过冷却塔组240传递给大气。
在上述技术方案中，SEU系统的设计用户(包括安全壳喷淋换热器、安全壳喷淋泵电机、低压安注泵电机、乏燃料水池冷却换热器)处于隔离状态。RRI系统的RRI-B列对主泵及其电机、化学容积控制系统(RCV)、主泵密封水换热器、下泄换热器、以及其它必要用户进行冷却；化学容积控制系统(RCV)、电气厂房冷冻水系统(DEL)、上充泵房应急通风系统(DVH)需要投运；硼和水补给系统(REA)可用。重要厂用水系统(SEC)B列对RRI-B列进行冷却，最终将核岛运行期间产生的热量传递到大海。
进一步地，在执行SEU系统板式换热器的换热试验前，为使试验的先决条件满足要求，需要对试验方案的相关系统进行初始状态设置，试验相关系统的初始状态要求为：
1)第一环路中的压力控制在2.6-2.9MPa.g之间，两台或三台反应堆冷却剂系统泵130处于运行状态，第一环路中的温度维持在60℃-70℃；
2)RRI系统的RRI-B列处于运行状态，RRA系统热交换器330处于运行状态，两台余热排出电动泵320通过RRI系统的RRI-B列冷却；
3)两台余热排出电动泵320同时运行，通过流量调节阀310将一回路循环介质在旁路中的总流量控制在1700m3/h-1900m3/h；
4)第一SEU系统电动泵220和第二SEU系统电动泵230处于停运状态，冷却塔组240的风机处于停运状态；
5)SEC系统A/B列保持正常运行状态。
进一步地，在本实施例中，两台余热排出电动泵320并联；流量调节阀310有三个，其中一个为总流量阀，另外两个为分别用于控制两台余热排出电动泵320的流量的第一分流量阀和第二分流量阀。步骤S4包括：
步骤S41、通过总流量阀将一回路循环介质在旁路中的总流量由1800m3/h调整到1350m3/h，停运一台余热排出电动泵320；
步骤S42、调整第一分流量阀和第二分流量阀的开度，使得第一环路中的温度维持在65℃；
步骤S43、逐步增大第一分流量阀的开度，并逐步减小第二分流量阀的开度，同时，确保第一环路中的温度维持稳定，最终使得第二分流量阀的开度为零；此时，还会停运RRI系统RRI-A列泵，按照SEU系统整体换热试验需求进行在线试验；
步骤S44、启动第一SEU系统电动泵220以及第二SEU系统电动泵230，将终端循环回路介质在第三环路中的流量调整至504m3/h，并将SEU系统中间循环回路介质在第二环路中的流量调整至576m3/h。
步骤S45、逐步增大第二分流量阀的开度，并逐步减小第一分流量阀的开度，同时，确保第一环路中的温度维持稳定；
步骤S46、监测SEU系统板式换热器210的冷测和热测的温度、流量以及压力，从而计算得到SEU系统板式换热器210的换热试验结果。
步骤S47、将反应堆冷却剂系统100、SEU系统200以及反应堆余热排出系统300恢复到换热试验方法执行前的状态。
在执行SEU系统板式换热器210换热试验期间，为实现反应堆冷却剂系统泵130持续向SEU系统200提供稳定热量，机组需要采取特殊的运行控制方式，核电机组在特殊控制方式下面临的风险及应对措施如下：
1)反应堆冷却剂系统100的温度瞬态变化风险
应对措施：在将反应堆冷却剂系统100的热负荷切换过程中，缓慢调节第一分流量阀和第二分流量阀，每次调节后观察反应堆冷却剂系统100的温度变化趋势，根据变化情况再慢慢调节，确保平稳转移热负荷。
若SEU系统200冷却失效，在未转移该部分热负荷至RRI系统的RRI-B列冷却时，反应堆冷却剂系统100的升温速率不会超过最大要求值28℃/h；通过主控缓慢增加第一分流量阀的开度，将反应堆冷却剂系统100的热量全部切至第一分流量阀所控制的余热排出电动泵320进行冷却，最终使反应堆冷却剂系统100的温度不发生大幅度波动。
2)RRI系统的RRI-B列不可用风险
应对措施：试验前通过调整RRI系统的RRI-B列的用户流量，在保证各个用户最小流量需求的前提下确保RRI-B列的一台泵带公共列运行，另一台泵处于备用状态。
若RRI系统的RRI-B列运行的单台泵丧失，则RRI系统的RRI-B列另外一台泵启动(列内切换)，此时冷源配置为RRI-B列一台泵带公共列运行，RRI系统的RRI-A列泵处于停运状态。此时停止试验(停运第二SEU系统电动泵230)，就地迅速恢复RRI系统的RRI-A列正常在线，确保RRI系统RRI-A列和RRI-B列互为备用状态，检查原因，待故障原因检查处理后重新设置状态执行试验。
若RRI系统的RRI-B列两台泵丧失，RRI-A列自动启动，立即停运第一分流量阀所控制的余热排出电动泵320，依次停运三台反应堆冷却剂系统泵130，隔离低压下泄、调节上充流量、轴封注入流量，通过正常下泄稳定反应堆冷却剂系统100的压力在26bar.g-29bar.g。
3)出现反应堆冷却剂系统100的压力瞬态风险
应对措施：在两台RRA系统热交换器330切换过程中缓慢调节RRA系统热交换器330流量，避免因温度剧烈变化导致压力波动。
若试验过程中反应堆冷却剂系统100压力低于23bar，立即停运主泵，通过调节上充下泄的流量维持反应堆冷却剂系统100压力稳在26-29bar.g。
4)第二SEU系统电动泵230超温风险
根据计算结果，试验过程第二环路的温度在45℃-50℃之间。
应对措施：已发函向厂家澄清第二SEU系统电动泵230是否可以在50℃内短时稳定运行，目前厂家已回函，可以在最高温度50℃短时稳定运行(持续24小时)。若出现超过50℃的瞬态，则参照设备损坏风险进行应对。
5)设备损坏风险
第一SEU系统电动泵220以及第二SEU系统电动泵230试验期间未在额定工况点运行，可能会引起设备振动超标等问题。
应对措施：试验过程中关注和监视第二SEU系统电动泵230、第一SEU系统电动泵220、冷却塔组240的风机运行情况，如果出现异常情况立即中止试验，停运设备。
6)第一SEU系统电动泵220以及第二SEU系统电动泵230的入口滤网堵塞风险
在执行SEU系统板式换热器210的换热试验期间，第一SEU系统电动泵220以及第二SEU系统电动泵230持续运行，泵入口安装滤网，因SEU系统与RRI系统连通后介质中悬浮物指标会上升，存在泵入口滤网堵塞风险。
应对措施：试验过程中密切监视第一SEU系统电动泵220以及第二SEU系统电动泵230入口压力，如果SEU001PO入口压力低于0MPa.g或SEU002PO入口压力低于0.12Ma.g，立即终止试验，将热负荷切换至RRI系统的RRI-B列冷却，然后停运第一SEU系统电动泵220以及第二SEU系统电动泵230清洗滤网。
7)RRI系统水质PH值降低
在执行SEU系统板式换热器210的换热试验期间，因SEU系统200与RRI系统连通后，SEU系统200的SED水引入RRI系统，导致RRI系统水质PH值下降。
应对措施：因试验过程中会将SEU系统200的SED水引入RRI系统导致PH值下降，试验后对RRI系统A列进行取样化验PH值，若PH值不满足要求后续对系统PH值进行加药调整。
8)RRI系统RRI-A列和RRI-B列间串水或SEU中间循环回路与RRI-A列间串水
RRI系统RRI-A列和RRI-B列切换过程中因公共列切换，存在串水风险。
应对措施：反应堆余热排出系统300的系统电机冷却水切换过程中缩短切换时间，RRI系统的RRI-B列头箱液位降低后及时补水。
SEU系统接入RRI系统后密切关注SEU001BA液位变化，如果液位下降，则通过SED重新补水至正常水位。设计已确认SEU001BA位置高于RRA换热器，不存在RRI系统内水串至SEU系统，即SEU001BA液位不会出现上涨风险。
本发明在无需额外设计SEU系统板式换热器试验所需的临时热源，通过在核电机组调试阶段的热态功能试验期间，利用一回路主泵运行产生的热量，通过特殊的机组控制方式，为SEU系统板式换热器试验提供稳定的热源。
本发明的换热试验方法及系统有以下技术效果：
1)在对安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热系统(SEU)在无外部热源条件下的换热器试验方法进行了研究，建立一种新的用于核电板式换热器试验方法；
2)根据核电厂板式换热器试验新建立的方法，提出核电机组匹配板式换热器试验所需稳定热源的特殊操作及机组控制方式；
3)本发明对换热试验方法及与之对应的特殊操作及机组控制方式已在核电机组调试阶段的热态功能试验期间进行验证，验证结果符合预期要求，减小了核电机组运行期间因SEU系统板式换热器210的性能无法验证带来的安全风险；
4)利用核电机组热态功能期间主泵稳定的热量，避免了常规试验方法额外建立稳定临时热源，在实现试验目的同时降低了机组建设期间的调试试验成本；
5)本发明的换热试验方法及系统为后续机组相关系统设计、施工、调试工作提供理论和试验依据。
上面结合附图对本发明的实施例进行了描述，但是本发明并不局限于上述的具体实施方式，上述的具体实施方式仅仅是示意性的，而不是限制性的，本领域的普通技术人员在本发明的启示下，在不脱离本发明宗旨和权利要求所保护的范围情况下，还可做出很多形式，这些均属于本发明的保护之内。
Claims (9)
1.一种核电厂SEU系统板式换热器的换热试验系统，其特征在于，包括：
反应堆冷却剂系统(100)，用于产生热量；
反应堆余热排出系统(300)，分别与反应堆冷却剂系统(100)和SEU系统(200)连接，用于将反应堆冷却剂系统(100)所产生的热量传递给SEU系统(200)；
SEU系统(200)，用于通过其接收到的热量加热SEU系统中间循环回路介质，以使SEU系统板式换热器(210)获得用于换热试验的热源。
2.根据权利要求1所述的换热试验系统，其特征在于，反应堆冷却剂系统(100)包括压力容器(110)、蒸汽发生器(120)以及反应堆冷却剂系统泵(130)；压力容器(110)、蒸汽发生器(120)以及反应堆冷却剂系统泵(130)通过管路连接成第一环路；反应堆冷却剂系统(100)还包括循环流动于第一环路中的一回路循环介质；
反应堆余热排出系统(300)包括余热排出电动泵(320)、流量调节阀(310)以及RRA系统热交换器(330)；余热排出电动泵(320)、流量调节阀(310)以及RRA系统热交换器(330)的热侧通过管路连接成具有一进水管线和一出水管线的旁路；进水管线和出水管线分别连接在压力容器(110)两侧，以使第一环路中的一回路循环介质经旁路流回第一环路；
SEU系统(200)还包括第一SEU系统电动泵(220)、第二SEU系统电动泵(230)以及冷却塔组(240)；RRA系统热交换器(330)的冷侧、第二SEU系统电动泵(230)以及SEU系统板式换热器(210)的热侧通过RRI管线(250)连接成第二环路；SEU系统中间循环回路介质循环流动于第二环路中；SEU系统中间循环回路介质与一回路循环介质在RRA系统热交换器(330)中进行换热；
SEU系统板式换热器(210)的冷侧、第一SEU系统电动泵(220)和冷却塔组(240)通过管路连接成第三环路；SEU系统(200)还包括循环流动于第三环路中的终端循环回路介质；终端循环回路介质与SEU系统中间循环回路介质在SEU系统板式换热器(210)中进行换热。
3.一种基于如权利要求1所述的换热试验系统的换热试验方法，其特征在于，包括以下步骤：
通过反应堆冷却剂系统(100)产生热量；
通过反应堆余热排出系统(300)将反应堆冷却剂系统(100)所产生的热量传递给SEU系统(200)；
通过SEU系统(200)将其接收到的热量加热SEU系统中间循环回路介质，以使SEU系统板式换热器(210)获得用于换热试验的热源。
4.一种基于如权利要求2所述的换热试验系统的换热试验方法，其特征在于，包括以下步骤：
步骤S1、运行反应堆冷却剂系统泵(130)，给一回路循环介质提供升温的热源；
步骤S2、将第一环路中的压力控制在2.6MPa.g～2.9MPa.g之间；
步骤S3、运行余热排出电动泵(320)，以将第一环路中的一回路循环介质抽入到旁路；
步骤S4、运行第二SEU系统电动泵(230)，使SEU系统中间循环回路介质通过RRI管线(250)运动到RRA系统热交换器(330)的冷侧，以对RRA系统热交换器(330)进行冷却并与旁路中的一回路循环介质进行换热，并将热量带给SEU系统板式换热器(210)的热侧以为SEU系统板式换热器(210)提供用于换热试验的热源；运行第一SEU系统电动泵(220)，以使终端循环回路介质运动到SEU系统板式换热器(210)的冷侧，从而与SEU系统中间循环回路介质在SEU系统板式换热器(210)中进行换热。
5.根据权利要求4所述的换热试验方法，其特征在于，在步骤S4中，终端循环回路介质还将热量通过冷却塔组(240)传递给大气。
6.根据权利要求4所述的换热试验方法，其特征在于，步骤S2还包括：将第一环路中的温度维持在60℃-70℃。
7.根据权利要求4所述的换热试验方法，其特征在于，步骤S3还包括：将一回路循环介质在旁路中的总流量控制在1700m3/h-1900m3/h。
8.根据权利要求4所述的换热试验方法，其特征在于，余热排出电动泵(320)有两台，两台余热排出电动泵(320)并联；流量调节阀(310)有三个，其中一个为总流量阀，另外两个为分别用于控制两台余热排出电动泵(320)的流量的第一分流量阀和第二分流量阀；步骤S4包括：
步骤S41、通过总流量阀将一回路循环介质在旁路中的总流量由1800m3/h调整到1350m3/h，停运一台余热排出电动泵(320)；
步骤S42、调整第一分流量阀和第二分流量阀的开度，使得第一环路中的温度维持在60℃-70℃；
步骤S43、逐步增大第一分流量阀的开度，并逐步减小第二分流量阀的开度，同时，确保第一环路中的温度维持稳定，最终使得第二分流量阀的开度为零；
步骤S44、启动第一SEU系统电动泵(220)以及第二SEU系统电动泵(230)，将终端循环回路介质在第三环路中的流量调整至504m3/h，并将SEU系统中间循环回路介质在第二环路中的流量调整至576m3/h。
步骤S45、逐步增大第二分流量阀的开度，并逐步减小第一分流量阀的开度，同时，确保第一环路中的温度维持稳定；
步骤S46、监测SEU系统板式换热器(210)的冷测和热测的温度、流量以及压力，从而计算得到SEU系统板式换热器(210)的换热试验结果；
步骤S47、将反应堆冷却剂系统(100)、SEU系统(200)以及反应堆余热排出系统(300)恢复到换热试验方法执行前的状态。
9.根据权利要求6所述的换热试验方法，其特征在于，在步骤S41前，步骤S4还包括：
步骤S40、使两台余热排出电动泵(320)同时运行，通过总流量阀将一回路循环介质在旁路中的总流量控制在1800m3/h；使第一SEU系统电动泵(220)和第二SEU系统电动泵(230)处于停运状态。
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Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN111430049A (zh) * | 2020-03-19 | 2020-07-17 | 福建福清核电有限公司 | 一种用于解决核电站设备冷却水系统冬季低温问题的回路 |
| CN111613355A (zh) * | 2020-04-07 | 2020-09-01 | 福建福清核电有限公司 | 一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法 |
Citations (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5268942A (en) * | 1992-09-10 | 1993-12-07 | Pacific Nuclear Systems, Inc. | Temporary cooling system and method for removing decay heat from a nuclear reactor |
| US5343507A (en) * | 1993-09-30 | 1994-08-30 | Westinghouse Electric Corporation | Shutdown cooling system for operation during lapse of power |
| US5426681A (en) * | 1994-01-04 | 1995-06-20 | General Electric Company | Boiling water reactor with combined active and passive safety systems |
| KR101224026B1 (ko) * | 2011-09-09 | 2013-01-21 | 한국수력원자력 주식회사 | 피동보조 급수계통을 이용한 경수로의 피동 잔열제거계통 |
| EP2608215A1 (en) * | 2011-12-19 | 2013-06-26 | GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC | Method and apparatus for an alternative suppression pool cooling for boiling water reactors |
| KR101445494B1 (ko) * | 2013-07-18 | 2014-09-26 | 한국원자력연구원 | 중력노심냉각탱크를 활용한 연구용 원자로 피동잔열제거시스템 |
| CN104347124A (zh) * | 2013-07-26 | 2015-02-11 | 中广核工程有限公司 | 核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统 |
| CN105810256A (zh) * | 2014-12-29 | 2016-07-27 | 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 | 一种核电站非能动余热排出系统 |
| CN106887263A (zh) * | 2015-12-15 | 2017-06-23 | 中国核动力研究设计院 | 直流蒸汽发生器二次侧开式非能动余热排出系统 |
| WO2017152393A1 (en) * | 2016-03-09 | 2017-09-14 | Chengdu Science And Technology Development Center Of Caep | Thermoelectric generator based residual heat removal system and method of the same |
-
2019
- 2019-01-25 CN CN201910108579.6A patent/CN109801722B/zh active Active
Patent Citations (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5268942A (en) * | 1992-09-10 | 1993-12-07 | Pacific Nuclear Systems, Inc. | Temporary cooling system and method for removing decay heat from a nuclear reactor |
| US5343507A (en) * | 1993-09-30 | 1994-08-30 | Westinghouse Electric Corporation | Shutdown cooling system for operation during lapse of power |
| US5426681A (en) * | 1994-01-04 | 1995-06-20 | General Electric Company | Boiling water reactor with combined active and passive safety systems |
| KR101224026B1 (ko) * | 2011-09-09 | 2013-01-21 | 한국수력원자력 주식회사 | 피동보조 급수계통을 이용한 경수로의 피동 잔열제거계통 |
| EP2608215A1 (en) * | 2011-12-19 | 2013-06-26 | GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC | Method and apparatus for an alternative suppression pool cooling for boiling water reactors |
| KR101445494B1 (ko) * | 2013-07-18 | 2014-09-26 | 한국원자력연구원 | 중력노심냉각탱크를 활용한 연구용 원자로 피동잔열제거시스템 |
| CN104347124A (zh) * | 2013-07-26 | 2015-02-11 | 中广核工程有限公司 | 核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统 |
| CN105810256A (zh) * | 2014-12-29 | 2016-07-27 | 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 | 一种核电站非能动余热排出系统 |
| CN106887263A (zh) * | 2015-12-15 | 2017-06-23 | 中国核动力研究设计院 | 直流蒸汽发生器二次侧开式非能动余热排出系统 |
| WO2017152393A1 (en) * | 2016-03-09 | 2017-09-14 | Chengdu Science And Technology Development Center Of Caep | Thermoelectric generator based residual heat removal system and method of the same |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN111430049A (zh) * | 2020-03-19 | 2020-07-17 | 福建福清核电有限公司 | 一种用于解决核电站设备冷却水系统冬季低温问题的回路 |
| CN111613355A (zh) * | 2020-04-07 | 2020-09-01 | 福建福清核电有限公司 | 一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法 |
| CN111613355B (zh) * | 2020-04-07 | 2022-05-20 | 福建福清核电有限公司 | 一种核电厂设备冷却水系统单台板式热交换器评估方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
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