CN112242205B - 一种核电机组稳压器快速降温的方法 - Google Patents

一种核电机组稳压器快速降温的方法 Download PDF

Info

Publication number
CN112242205B
CN112242205B CN201910640765.4A CN201910640765A CN112242205B CN 112242205 B CN112242205 B CN 112242205B CN 201910640765 A CN201910640765 A CN 201910640765A CN 112242205 B CN112242205 B CN 112242205B
Authority
CN
China
Prior art keywords
pressure
voltage stabilizer
temperature
stabilizer
heater
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.)
Active
Application number
CN201910640765.4A
Other languages
English (en)
Other versions
CN112242205A (zh
Inventor
齐久全
胡亚平
吴明亮
周俊杰
李武平
侍今奇
曹盟超
李宇明
张春在
王玺群
罗振宇
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
CNNC Nuclear Power Operation Management Co Ltd
Third Qinshan Nuclear Power Co Ltd
Original Assignee
CNNC Nuclear Power Operation Management Co Ltd
Third Qinshan Nuclear Power Co Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by CNNC Nuclear Power Operation Management Co Ltd, Third Qinshan Nuclear Power Co Ltd filed Critical CNNC Nuclear Power Operation Management Co Ltd
Priority to CN201910640765.4A priority Critical patent/CN112242205B/zh
Publication of CN112242205A publication Critical patent/CN112242205A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN112242205B publication Critical patent/CN112242205B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

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
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G21C1/09—Pressure regulating arrangements, i.e. pressurisers
    • 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
    • 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

Abstract

本发明所属核电厂技术领域，具体涉及一种核电机组稳压器快速降温的方法。稳压器检修根据设计手册要求壁温小于168度才能进行喷淋冷却，而自然冷却的方法需要至少四天才能达到这个温度，大大延长了等待检修工期。本发明包括如下步骤：步骤一：选择压力设定值；步骤二：选择压力真实值；步骤三：计算蒸汽释放阀PCV5和PCV6开度；步骤四：通过稳定蒸汽流量对稳压器金属避免进行降温；步骤五：计算稳压器温度；步骤六：通过稳定蒸汽流量对稳压器金属壁面进行降温；步骤七：稳压器喷淋降温至检修温度。本发明比正常降温节省了3.375个满功率天，比充水、疏水降温节省了1.5满功率天，能够快速恢复稳压器可用，减少电站经济损失，对机组带来可期的经济效率。

Description

一种核电机组稳压器快速降温的方法
技术领域
本发明所属核电厂技术领域，具体涉及一种核电机组稳压器快速降温的方法。
背景技术
CANDU6核电机组稳压器作为主热传输系统的重要组成部分，用来稳定主热传输系统的压力和装量，若稳压器本体或相连接的管道设备故障，需对稳压器降温降压至检修环境才能进行检修，而目前稳压器降温降压所需的时间较长，不利于快速建立检修环境。
某电厂机组发现主热传输重水收集系统1根引漏管内引漏流增大至满管流，导致主热传输重水收集系统实际运行温度接近该系统的设计温度限值，机组随即进入冷停堆小修，经检查确定漏点位于稳压器人孔内膜片密封焊缝上，对缺陷进行处理并检验合格后，机组恢复满功率运行。造成电厂发电量损失11242.9万千瓦时，上网电量损失10482万千瓦时，折算损失6.435满功率天。
机组运行期间还发生过以下事件：
(1)1号机组，喷淋管线与DC管嘴连接焊缝F14处管嘴侧沿焊趾环向开裂；停堆小修，管段更换，外表面修磨抛光；
(2)2号机组，喷淋管线与DC管嘴连接焊缝F14处管嘴侧沿焊趾环向开裂，上游管支架PH78管箍断裂；在线焊接套管临时修补；
(3)1号机组，喷淋管线与DC管嘴连接焊缝F14上游约20mm处母材上环向开裂；在线焊接套管临时修补
(4)1号机组，临时套管与喷淋管线连接角焊缝处沿焊趾环向开裂；停堆小修，管段更换，外表面修磨抛光。
到目前为止，两台机组共发生过多起由于稳压器本体或相连接的管道设备故障而进行的小修事件，而每次小修稳压器的降温速率都成为机组小修的关键路径，正常采用自然冷却的方式从停堆到建立检修环境需要13天的时间，这将给电站带来较大的经济损失。
稳压器检修根据设计手册要求壁温小于168度才能进行喷淋冷却，而自然冷却的方法需要至少四天才能达到这个温度，大大延长了等待检修工期。
稳压器正常降温降压后稳压器底部水温为200Kpa对应的饱和温度120度，而稳压器顶部壁面由于外部保温层的隔热作用和气腔蒸汽的不流动，维持在260度的温度，只能通过金属壁面的导热来降温，而稳压器高度为16米，顶部壁面降温至168度十分缓慢。
本方法通过打开稳压器加热器使稳压器压力维持在200Kpa左右，打开稳压器排气阀建立稳压器对除气冷凝气的连续排气流量，通过低温蒸汽与稳压器顶部壁面的连续对流换热对稳压器壁面进行降温，从而达到可喷淋的温度。
发明内容
1.目的：
利用流动蒸汽与稳压器金属壁面的对流换热，快速冷却稳压器壁面，从而实现稳压器检的快速降温。
2.技术方案：
一种核电机组稳压器快速降温的方法，主要操作逻辑是：主热传输系统的压力控制是通过控制稳压器蒸汽排放阀PCV5～PCV6和加热器HR1～HR5，使反应堆出口集管的压力控制在设定值；HR5加热器为可变加热器，，HR1～4为固定加热器；
当压力高于设定值时，提高蒸汽排放阀的开度，降低系统的压力；反之，当压力低于设定值时，提高可变加热器HR5的输出，在可变加热器的输出为100％时，投入固定加热器HR1～HR4，提高系统的压力；
具体包括如下步骤：步骤一：选择压力设定值；步骤二：选择压力真实值；步骤三：计算蒸汽释放阀PCV5和PCV6开度；步骤四：计算可变加热器HR5输出；步骤五：计算稳压器温度；步骤六：通过稳定蒸汽流量对稳压器金属壁面进行降温；步骤七：稳压器喷淋降温至检修温度。
步骤一：选择压力设定值：压力设定值Pset手动设定,限制在6MPa和10MPa之间、在没有手动设定信号时由HTC程序自动设定,设定在9.89MPa，在除气冷凝器D/C压力大于3.9MPa时，自动/手动设定值限制在9.4MPa以下。
步骤二：选择压力真实值：压力真实值读取主传热传输系统出口集管压力P31～P34；如果每个集管的三个通道信号都有效，则选取居中的信号；如果只有两个通道的信号有效，则选取两个中较高的信号；如果只有一个通道的信号有效或没有有效信号，检查同一个出口集管的宽量程信号，如果相应的宽量程信号小于6.2MPa，则使用相应的宽量程信号，如果相应的宽量程信号无效或是大于6.2MPa，则程序失效。
步骤三：计算蒸汽释放阀PCV5和PCV6开度：
e＝(Proh–Pset)
Vsb＝kp(e-Poff-0.27)
kp＝1/2.10
Poff＝14KPa
0≤Vsb≤0.7
其中：e为压力偏差；Proh为出口集管压力最高值；Pset为压力设定值；Vsb为蒸汽释放阀的开度；kp为比例增益；Poff为阀门开度死区设定值。
蒸汽释放阀的开度被限制为最大70％；当Vsb＝0时，阀全关，蒸汽释放阀开度信号A/O的输出为4mA；当Vsb＝0.7，阀开70％，蒸汽释放阀开度信号A/O的蒸汽释放阀输出为15mA。
步骤四：计算可变加热器HR5输出：
H＝-kp(e-Poff)
Poff＝14KPa
0≤H≤1
其中：Poff为阀门开度死区设定值；H为加热器输出；e为压力偏差；
当H＝0，加热器全关，蒸汽释放阀开度信号A/O的输出为4mA；当H＝1，加热器100％输出，蒸汽释放阀开度信号A/O的输出为20mA。
如果压力偏差e<-(1.52-Poff)，打开加热器HR1～HR4；如果压力偏差e>-(1.44-Poff)，关闭加热器HR1～HR4，正常模式下蒸汽排放阀PCV5～PCV6和加热器HR1～HR5动作。
步骤五：计算稳压器温度：
计算出口集管HD3和HD7的压力的平均值，减去出口集管和稳压器温度测量点之间的高度差51KPa，作为饱和压力Ps；
根据以下的公式计算相应的饱和温度Ts；
如果Ps≥8.5MPa，则Ts＝0.777×Ps+233.157；
如果Ps<8.5MPa，则Ts＝0.932×Ps+220；
275.9℃≤Ts≤310℃；
其中：Ps为饱和压力；Ts为饱和温度；Tf为稳压器液体温度。
如果Ts-Tf>3.5℃，打开加热器HR1～HR4；如果Ts-Tf<2.5℃，关闭加热器HR1～HR4。
步骤六：通过稳定蒸汽流量对稳压器金属壁面进行降温：将稳压器电加热器控制手柄HS41至HS45置于ON位置，启动稳压器加热器HR1至HR5，确认稳压器排气阀打开建立稳压器对除气冷凝气的连续排气流量，确认稳压器金属壁温度下降，且下降速率小于2.0℃/min；
如果稳压器容器温度下降速率大于2.0℃/min，则停运稳压器加热器HR1；
如果稳压器容器温度下降速率大于2.2℃/min，则停运稳压器加热器HR1/HR2；
如果稳压器容器温度下降速率大于2.5℃/min，则停运稳压器加热器HR1至HR5，待稳压器上部金属温度降至158℃后，打开稳压器喷淋阀PV9对稳压器降温至检修温度。
步骤七：稳压器喷淋降温至检修温度：稳压器容器由于内外壁温度存在梯度，停止蒸汽对流换热后，内壁温度会上升10℃以达到平衡；打开稳压器喷淋阀PV9对稳压器降温至检修温度，确认最终稳压器温度为40℃以下，再进行检修。
3.效果：
采用流动蒸汽与稳压器金属壁面的对流换热后，稳压器降温速可达10℃/h,符合稳压器最大充许降温速率2.76℃/min的要求，不会由于热应力对稳压器造成损害，稳压器正常降温降压后只要10小时即可降温至喷淋温度168℃，15小时内可建立稳压器的检修环境。此方法的降温效果明显优于稳压器正常降温，比正常降温节省了3.375个满功率天，能够快速恢复稳压器可用，能够快速恢复稳压器可用，减少电站经济损失，对机组带来可期的经济效率。
采用流动蒸汽与稳压器金属壁面的对流换热后，稳压器降温速可达10℃/h,符合稳压器最大充许降温速率2.76℃/min的要求，不会由于热应力对稳压器造成损害，稳压器正常降温降压后只要10小时即可降温至喷淋温度168℃，大约15小时内可建立稳压器的检修环境。此方法的降温效果明显优于稳压器正常降温或充水、疏水降温，比正常降温节省了3.375个满功率天，比充水、疏水降温节省了1.5满功率天，能够快速恢复稳压器可用，减少电站经济损失，对机组带来可期的经济效率。
附图说明
图1主热传输压力和温度控制系统流程图
图2稳压器正常降温时温度趋势图
图3通过充水疏水方式对稳压器进行降温时温度趋势图
图4通过蒸汽对流对稳压器降温时温度趋势图
图5三种冷却方式1小时降温速率对比趋势图
图6稳压器降温逻辑图
具体实施方式
如图2所示，稳压器在正常停堆大修时根据规程对其进行降压和降温，如不对稳压器进行检修，稳压器上部金属温度降至可喷淋的168度需要四天的降温时间，以正常方式降温至168度可喷淋温度需要5天时间，在正常大修时不影响大修主线，而曾经出现过的稳压器人孔门故障等缺陷，稳压器降温将成为机组小修的主线，将直接影响到我们小修的工期。
本发明的设计思路及具体实施步骤如图6所示：
稳压器正常降温降压后稳压器底部水温为200kPa,对应的饱和温度120℃，而稳压器顶部壁面由于外部保温层的隔热作用和汽腔蒸汽的不流动，维持在260℃的温度，只能通过金属壁面的导热来降温，而稳压器高度为16米，顶部壁面降温至可喷淋温度168℃十分缓慢。在不改变系统设计的前提下，通过开启稳压器电加热器，通过补水排汽产生流动蒸汽，利用流动蒸汽与稳压器金属壁面的对流换热，快速冷却稳压器壁面达到可喷淋的温度，从而实现对稳压器的快速降温。
反应堆停堆后，稳压器正常降温降压后，建立下列参数的趋势图以监视稳压器以及除气冷凝器的降压降温情况：
-稳压器压力：AI1121；
-稳压器温度：AI1236/2417/3112；
-稳压器容器温度：AI 1413；
-稳压器顶部气体温度：AI2420；
-除气冷凝器D/C压力：AI1124；
-除气冷凝器D/C温度：AI1412；
-除气冷凝器D/C液位：AI1122/1123；
一、稳压器压力控制
如图1所示，主热传输系统的压力控制是通过控制稳压器蒸汽排放阀PCV5～PCV6和加热器HR1～HR5，使反应堆出口集管的压力控制在设定值。HR5加热器为可变加热器，，HR1～4为固定加热器。
当压力高于设定值时，提高蒸汽排放阀的开度以降低系统的压力；反之，当压力低于设定值时，提高可变加热器HR5的输出，在可变加热器的输出为100％时，还会投入固定加热器HR1～HR4以提高系统的压力。
1)选择压力设定值
压力设定值Pset手动设定,限制在6MPa和10MPa之间、在没有手动设定信号时由HTC程序自动设定,设定在9.89MPa，在除气冷凝器D/C压力大于3.9MPa时，自动/手动设定值限制在9.4MPa以下。
2)选择压力真实值
压力真实值读取主传热传输系统出口集管压力P31～P34。如果每个集管的三个通道信号都有效，则选取居中的信号；如果只有两个通道的信号有效，则选取两个中较高的信号；如果只有一个通道的信号有效或没有有效信号，检查同一个出口集管的宽量程信号，如果相应的宽量程信号小于6.2MPa，则使用相应的宽量程信号，如果相应的宽量程信号无效或是大于6.2MPa，则HTC程序失效。
按照以上原则选出四个出口集管压力信号后，再选取其中最高的压力信号作为控制用的压力信号Proh。
3)计算蒸汽释放阀PCV5和PCV6的开度。
计算压力偏差e＝(Proh–Pset)
Vsb＝kp(e-Poff-0.27)
kp＝1/2.10
Poff＝14KPa
0≤Vsb≤0.7
其中：e为压力偏差；Proh为出口集管压力最高值；Pset为压力设定值；Vsb为蒸汽释放阀的开度；kp为比例增益。
蒸汽释放阀的开度被限制为最大70％。当Vsb＝0时，阀全关，蒸汽释放阀开度信号A/O的输出为4mA；当Vsb＝0.7，阀开70％，蒸汽释放阀开度信号A/O的蒸汽释放阀输出为15mA。
4)计算可变加热器HR5的输出：
H＝-kp(e-Poff)，
Poff＝14KPa
0≤H≤1
其中：Poff为阀门开度死区设定值；H为加热器输出；e为压力偏差。
当H＝0，加热器全关，蒸汽释放阀开度信号A/O的输出为4mA；当H＝1，加热器100％输出，蒸汽释放阀开度信号A/O的输出为20mA。
如果压力偏差e<-(1.52-Poff)，打开加热器HR1，HR2，HR3和HR4；如果压力偏差e>-(1.44-Poff)，关闭加热器HR1，HR2，HR3和HR4，正常模式下蒸汽排放阀PCV5～PCV6和加热器HR1～HR5动作
二、稳压器温度控制
在特定的条件下，例如反应堆升功率阶段，主热传输系统内重水膨胀的部分将进入稳压器，这部分重水比稳压器压力对应的饱和温度低，这种情况下，HTC程序会打开固定加热器使稳压器中的重水温度接近于饱和温度。
在四台主泵都在运行的情况下，反应堆出口集管的压力应该是相同的。在只有一台或没有主泵运行的情况下，同一回路中反应堆出口集管压力存在偏差。由于压力控制选择反应堆出口集管中最高的压力，那么连接到稳压器的出口集管HD3～HD7就有可能压力较低，从而饱和压力也较低。这可能导致固定加热器HR1和HR4持续加热，因为稳压器液体温度持续低于饱和温度。为了避免这种情况，稳压器温度的设定值是根据出口集管HD3和HD7的压力的平均值计算得来的。此外，控制程序还会在液位低的时候自动关闭加热器以保护加热器。
计算出口集管HD3和HD7的压力的平均值，减去出口集管和稳压器温度测量点之间的高度差51KPa，作为饱和压力Ps。
根据以下的公式计算相应的饱和温度Ts，
如果Ps≥8.5MPa，则Ts＝0.777×Ps+233.157
如果Ps<8.5MPa，则Ts＝0.932×Ps+220
275.9℃≤Ts≤310℃
其中：Ps为饱和压力；Ts为饱和温度；Tf为稳压器液体温度
如果Ts-Tf>3.5℃，打开加热器HR1～HR4；如果Ts-Tf<2.5℃，关闭加热器HR1～HR4。
将稳压器电加热器控制手柄HS41至HS45置于ON位置，启动稳压器加热器HR1至HR5，确认稳压器金属壁温度下降，且下降速率小于2.0℃/min；
如果稳压器容器温度下降速率大于2.0℃/min，则停运稳压器加热器HR1；
如果稳压器容器温度下降速率大于2.2℃/min，则停运稳压器加热器HR1/HR2；
如果稳压器容器温度下降速率大于2.5℃/min，则停运稳压器加热器HR1至HR5，待稳压器上部金属温度降至158℃后，打开稳压器喷淋阀PV9对稳压器降温至检修温度。
三、确定稳压器温度降至检修温度：稳压器容器由于内外壁温度存在梯度，停止蒸汽对流换热后，内壁温度会上升10℃以达到平衡；确认最终稳压器温度为168℃以下，再进行检修。
如图3、图4、图5对比所示，本发明的降温效果明显优于稳压器正常降温或充水、疏水降温，比正常降温节省了3.375个满功率天，比充水、疏水降温节省了1.5满功率天，能够快速恢复稳压器可用，减少电站经济损失，对机组带来可期的经济效率。

Claims (7)

1.一种核电机组稳压器快速降温的方法，其特征在于：主热传输系统的压力控制是通过控制稳压器蒸汽排放阀PCV5～PCV6和加热器HR1～HR5，使反应堆出口集管的压力控制在设定值；HR5 加热器为可变加热器，，HR1～HR4为固定加热器；
当压力高于设定值时，提高蒸汽排放阀的开度，降低系统的压力；反之，当压力低于设定值时，提高可变加热器HR5的输出，在可变加热器的输出为100%时，投入固定加热器HR1～HR4，提高系统的压力；
具体包括如下步骤：步骤一：选择压力设定值；步骤二：选择压力真实值；步骤三：计算蒸汽排放阀PCV5和PCV6开度；步骤四：计算可变加热器HR5输出；步骤五：计算稳压器温度；步骤六：通过稳定蒸汽流量对稳压器金属壁面进行降温；步骤七：稳压器喷淋降温至检修温度；
步骤三：计算蒸汽排放阀PCV5和PCV6开度：
e = (Proh – Pset)
Vsb = kp (e - Poff - 0.27)
kp=1/2.10
Poff = 14 KPa
0 ≤Vsb ≤0.7
其中：e为压力偏差；Proh为出口集管压力最高值；Pset为压力设定值；Vsb为蒸汽排放阀的开度；kp为比例增益；Poff为阀门开度死区设定值；
蒸汽排放阀的开度被限制为最大70%；当Vsb = 0时，阀全关，蒸汽排放阀开度信号A/O的输出为4 mA；当Vsb = 0.7，阀开70%，蒸汽排放阀开度信号A/O的蒸汽排放阀输出为15mA。
2.如权利要求1所述的一种核电机组稳压器快速降温的方法，其特征在于：所述的步骤四：计算可变加热器HR5输出：
H = - kp (e - Poff)
Poff = 14 KPa
0 ≤H ≤1
其中：Poff为阀门开度死区设定值；H为加热器输出；e为压力偏差；
当H = 0，加热器全关，蒸汽排放阀开度信号A/O的输出为4 mA；当H = 1，加热器100%输出，蒸汽排放阀开度信号A/O的输出为20 mA；
如果压力偏差e < - (1.52 - Poff)，打开加热器HR1～HR4；如果压力偏差e > -(1.44 - Poff)，关闭加热器HR1～HR4，正常模式下蒸汽排放阀PCV5～PCV6和加热器HR1～HR5动作。
3.如权利要求1所述的一种核电机组稳压器快速降温的方法，其特征在于：所述的步骤五：计算稳压器温度：
计算出口集管HD3和HD7的压力的平均值，减去出口集管和稳压器温度测量点之间的高度差51 KPa，作为饱和压力Ps；
根据以下的公式计算相应的饱和温度Ts；
如果Ps ≥8.5 MPa，则Ts = 0.777 ×Ps + 233.157；
如果Ps < 8.5 MPa，则Ts = 0.932 × Ps + 220；
275.9 ℃ ≤Ts ≤ 310 ℃；
其中： Ps为饱和压力；Ts为饱和温度；Tf为稳压器液体温度；
如果Ts - Tf > 3.5 ℃，打开加热器HR1～HR4；如果Ts - Tf < 2.5 ℃，关闭加热器HR1～HR4。
4.如权利要求1所述的一种核电机组稳压器快速降温的方法，其特征在于：所述的步骤六：通过稳定蒸汽流量对稳压器金属壁面进行降温：将稳压器电加热器控制手柄HS41至HS45置于ON位置，启动稳压器加热器HR1至HR5，确认稳压器排气阀打开建立稳压器对除气冷凝气的连续排气流量，确认稳压器金属壁温度下降，且下降速率小于2.0℃/min；
如果稳压器容器温度下降速率大于2.0℃/min，则停运稳压器加热器HR1；
如果稳压器容器温度下降速率大于2.2℃/min，则停运稳压器加热器HR1和HR2；
如果稳压器容器温度下降速率大于2.5℃/min，则停运稳压器加热器HR1至HR5，待稳压器上部金属温度降至158℃后，打开稳压器喷淋阀PV9对稳压器降温至检修温度。
5.如权利要求1所述的一种核电机组稳压器快速降温的方法，其特征在于：所述的步骤一：选择压力设定值：压力设定值Pset手动设定,限制在6MPa和10MPa之间、在没有手动设定信号时由HTC程序自动设定,设定在9.89MPa，在除气冷凝器D/C压力大于3.9MPa时，自动或手动设定值限制在9.4MPa以下。
6. 如权利要求1所述的一种核电机组稳压器快速降温的方法，其特征在于：所述的步骤二：选择压力真实值：压力真实值读取主传热传输系统出口集管压力P31～P34；如果每个集管的三个通道信号都有效，则选取居中的信号；如果只有两个通道的信号有效，则选取两个中较高的信号；如果只有一个通道的信号有效或没有有效信号，检查同一个出口集管的宽量程信号，如果相应的宽量程信号小于6.2 MPa，则使用相应的宽量程信号，如果相应的宽量程信号无效或是大于6.2 MPa，则程序失效。
7.如权利要求1所述的一种核电机组稳压器快速降温的方法，其特征在于：所述的步骤七：稳压器喷淋降温至检修温度：稳压器容器由于内外壁温度存在梯度，停止蒸汽对流换热后，内壁温度会上升10℃以达到平衡；打开稳压器喷淋阀PV9对稳压器降温至检修温度，确认最终稳压器温度为40℃以下，再进行检修。
CN201910640765.4A 2019-07-16 2019-07-16 一种核电机组稳压器快速降温的方法 Active CN112242205B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910640765.4A CN112242205B (zh) 2019-07-16 2019-07-16 一种核电机组稳压器快速降温的方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910640765.4A CN112242205B (zh) 2019-07-16 2019-07-16 一种核电机组稳压器快速降温的方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN112242205A CN112242205A (zh) 2021-01-19
CN112242205B true CN112242205B (zh) 2022-08-19

Family

ID=74166742

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201910640765.4A Active CN112242205B (zh) 2019-07-16 2019-07-16 一种核电机组稳压器快速降温的方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN112242205B (zh)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009210283A (ja) * 2008-02-29 2009-09-17 Toshiba Corp 静的冷却減圧系および加圧水型原子力プラント
CN101916596A (zh) * 2010-07-28 2010-12-15 中科华核电技术研究院有限公司 压水堆核电站反应堆一回路抽真空排气装置和系统
KR101343051B1 (ko) * 2012-08-03 2013-12-18 한국원자력연구원 안전밸브를 이용한 혼합형 안전주입탱크 시스템
CN105298556A (zh) * 2015-10-22 2016-02-03 中国核电工程有限公司 核电站大气排放阀调节控制方法
CN207503653U (zh) * 2017-10-27 2018-06-15 中广核研究院有限公司 核反应堆一回路系统及其稳压器喷淋系统

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101406609B1 (ko) * 2012-12-03 2014-06-11 한국수력원자력 주식회사 노심차압편차 개선을 위한 중수형 원자로

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009210283A (ja) * 2008-02-29 2009-09-17 Toshiba Corp 静的冷却減圧系および加圧水型原子力プラント
CN101916596A (zh) * 2010-07-28 2010-12-15 中科华核电技术研究院有限公司 压水堆核电站反应堆一回路抽真空排气装置和系统
KR101343051B1 (ko) * 2012-08-03 2013-12-18 한국원자력연구원 안전밸브를 이용한 혼합형 안전주입탱크 시스템
CN105298556A (zh) * 2015-10-22 2016-02-03 中国核电工程有限公司 核电站大气排放阀调节控制方法
CN207503653U (zh) * 2017-10-27 2018-06-15 中广核研究院有限公司 核反应堆一回路系统及其稳压器喷淋系统

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
降温降压期间主系统参数控制;付海龙 等;《科技视界》;20190131(第3期);第153-156页 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN112242205A (zh) 2021-01-19

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN108087048B (zh) 热电联产汽轮发电机组的运行方式
CN112242205B (zh) 一种核电机组稳压器快速降温的方法
CN104073818B (zh) 一种电子束冷床炉水冷管道变压内循环酸洗的方法
JP4937822B2 (ja) 復水器真空度制御システム及び該システムを備えた発電プラント
CN201280954Y (zh) 凝汽式汽轮机后汽封供汽装置
CN102620278B (zh) 锅炉给水流量的控制方法及装置
CN210948813U (zh) 一种防止供热汽轮机进冷汽的自动疏水系统
CN209978005U (zh) 用于二次再热机组的一次调频控制系统
CN111023077A (zh) 一种带外置式冷却器的低压加热器疏水系统及控制方法
CN114112200A (zh) 一种锅炉水超压实验时调节降压速率管路系统的调节方法
CN109441561B (zh) 一种核电机组压水堆超温保护系统的保护方法
CN209100097U (zh) 一种解决汽轮机中压缸上下缸壁温差大的系统
CN207819678U (zh) 自动补水系统
CN209491333U (zh) 一种蓄电池极耳铸焊机模具水、压缩空气管路系统
JP2017072101A (ja) 蒸気タービンシステム及びその制御方法
CN108443861B (zh) 一种消除闭式冷凝水回收系统背压的节能装置
CN108287006B (zh) 基于温度补偿和最小二乘法的阀冷系统轻微渗漏监测方法
CN206055597U (zh) 自适应型直流锅炉疏水扩容控制装置及疏水系统
CN109404875A (zh) 一种超超临界二次再热锅炉无循环泵的冷态冲洗方法
JP3242088U (ja) パイプライン拡張容器の排水回収装置
KR101701786B1 (ko) 플랜트 제어 장치 및 컴바인드 사이클 발전 플랜트
CN219061777U (zh) 一种高低位汽轮机组的疏水系统
CN219792581U (zh) 一种凝结水除氧装置
RU2580850C1 (ru) Способ контроля герметичности вакуумных систем турбоустановок
CN218755584U (zh) 一种干熄焦的冷却装置、干熄炉及干熄焦系统

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant