CN112331370A - 核电站用应急硼化系统 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种核电站用应急硼化系统,其包括100%容量的独立、冗余设置的至少两列与核电机组主回路环路一一对应的应急硼化系统,至少两列应急硼化系统均设有应急硼酸箱和应急硼化泵,应急硼酸箱和应急硼化泵通过管线和隔离阀连接,输送浓硼溶液至位于安全壳内的反应堆冷却剂系统对应环路的冷管段。相对于现有技术,本发明核电站用应急硼化系统中的至少两列应急硼化系统独立配置,布置在不同厂房区域并物理隔离,提高了核电站的安全性和可靠性。此外,至少两列应急硼化系统彼此独立,不需任何母管,列间无需连接,减少了各列应急硼化系统与第三环路的连接距离,降低了工程造价成本。
Description
技术领域
本发明属于核电技术领域,更具体地说,本发明涉及一种核电站用应急硼化系统。
背景技术
在核电站安全系统设计中,需考虑如下重要功能的实现:事故后,补偿堆芯冷却引入的反应性,将堆芯从可控状态带入到安全停堆状态,确保核电站第二道和第三道屏障的完整性。
现有的核电机组主回路通常采用四环路设计,应急硼化系统(EBS)作为专设安全系统,在某些设计基准事故和复杂序列事故中,需要投运后对一回路进行硼化,补偿反应堆冷却剂系统(RCS)因冷却或氙毒减少引入的正反应性。
现有技术揭示了一种四环路核电机组主回路用应急硼化系统,其包括两列EBS,每列EBS包含一个应急硼酸箱和应急硼化泵,每列EBS注入两个环路,注入的四个环路分别对应反应堆冷却剂系统四环路的四个冷端。两列硼酸箱出口设置了集管,应急硼化泵出口设置了母管,使两列相连,增加EBS系统运行的灵活性。上述应急硼化系统设计时考虑了始发事件和单一故障,考虑了单一故障和始发事件的破口尺寸下,剩余的一列仍然能够满足应急硼化要求。
但是,对于主回路(包括反应堆一次侧和二次侧系统)为三环路设计的核电机组,如果采用类似四环路核电机组主回路的EBS系统配置,最接近的改进方案为两列三环路母管配置,但在完全、独立配置和一一对应的功能分配上,存在如下不足:
系统配置独立性:两列三环路母管配置虽然也实现了独立配置,但由于母管连接,如果出现了不可隔离的母管连接,会破坏系统之间的独立性,不易抵御内、外部灾害造成的共模失效,对系统的安全性造成影响。
系统配置一一对应:两列三环路母管配置,无法实现与三环路之间一一对应,会增加系统与三环路的连接距离,无法做到就近布置和连接,会增加工程造价成本和增加流体的流动、传输距离。
破口尺寸问题:在两列三环路母管配置下,对破口尺寸的大小并未考虑,在破口不能隔离时,由于注入环路上出现破口,仅靠一列注入的硼酸量无法满足安全分析要求。
有鉴于此,确有必要提供一种安全、可靠的核电站用应急硼化系统。
发明内容
本发明的目的在于:克服现有技术的不足,提供一种安全、可靠的核电站用应急硼化系统。
为了实现上述发明目的,本发明提供了一种核电站用应急硼化系统,其统包括100%容量的独立、冗余设置的至少两列与核电机组主回路环路一一对应的应急硼化系统,至少两列应急硼化系统均设有应急硼酸箱和应急硼化泵,应急硼酸箱和应急硼化泵通过管线和隔离阀连接,输送浓硼溶液至位于安全壳内的反应堆冷却剂系统对应环路的冷管段。
作为本发明核电站用应急硼化系统的一种改进,所述至少两列应急硼化系统中的一列应急硼化系统设有水压试验吸水口和水压试验出口。
作为本发明核电站用应急硼化系统的一种改进,所述至少两列应急硼化系统分别设置在核电站不同的厂房区域并物理隔离。
作为本发明核电站用应急硼化系统的一种改进,所述应急硼酸箱设有温度和液位监测仪表。
作为本发明核电站用应急硼化系统的一种改进,所述应急硼化泵设有压力和流量仪表。
作为本发明核电站用应急硼化系统的一种改进,所述至少两列应急硼化系统的应急硼酸箱分别通过补硼管线连接至硼水补给系统。
作为本发明核电站用应急硼化系统的一种改进,所述至少两列应急硼化系统分别在应急硼酸箱和安全壳之间设有与应急硼化泵并联设置的试验管线,试验管线上设有试验管线隔离阀。
作为本发明核电站用应急硼化系统的一种改进,所述至少两列应急硼化系统分别在应急硼酸箱和安全壳之间设有与应急硼化泵并联设置的试验管线,试验管线上设有试验管线隔离阀。
作为本发明核电站用应急硼化系统的一种改进,在核电站正常运行期间,应急硼化泵可用且处于停运状态,试验管线隔离阀关闭,安全壳内注入管线电动隔离阀开启,安全壳外隔离阀关闭。
作为本发明核电站用应急硼化系统的一种改进,在基准事故工况下,安全壳内注入管线电动隔离阀开启,安全壳外隔离阀开启,试验管线隔离阀关闭,应急硼化泵启动。
相对于现有技术,本发明核电站用应急硼化系统具有以下优点:
核电站用应急硼化系统设置成完全独立配置的至少两列应急硼化系统,布置在不同厂房区域并物理隔离,提高了核电站的安全性和可靠性;
核电站用应急硼化系统至少两列独立配置的应急硼化系统,与三代核电主回路环路一一对应,提高了核电设计的协调性;
至少两列应急硼化系统配置有较大的裕量,完全不需要考虑环路上的破口尺寸;
至少两列应急硼化系统相互独立,不需任何母管,列间不需要连接,减少了各列与环路的连接距离,降低了工程造价成本。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式,对本发明核电站用应急硼化系统及其技术效果进行详细说明,其中:
图1为本发明核电站用应急硼化系统的示意图,其中,核电机组主回路采用三环路;
图2为备用状态下应急硼化系统的配置示意图;
图3为事故状态下应急硼化系统的运行示意图。
附图标记:
10-应急硼酸箱;12-应急硼化泵;14-试验管线隔离阀;16-安全壳外隔离阀;18-安全壳内隔离阀;20-安全壳内注入管线电动隔离阀;22-冷管段;24-水压试验吸水口;26-水压试验出口;28-补硼管线。
具体实施方式
为了使本发明的发明目的、技术方案及其技术效果更加清晰,以下结合附图和具体实施方式,对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是,本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明,并非为了限定本发明。
请参照图1至图3所示,本发明提供了一种核电站三环路核电机组主回路应急硼化系统,其包括100%容量的独立、冗余设置的A、B、C三列应急硼化系统,A、B、C三列应急硼化系统均设有应急硼酸箱10和应急硼化泵12,应急硼酸箱10和应急硼化泵12通过管线和隔离阀连接至位于安全壳内的反应堆冷却剂系统对应环路的冷管段22。
根据本发明的一个优选实施方式,为了提高核电站的安全性和可靠性,A、B、C三列应急硼化系统分别设置在核电站不同的厂房区域并物理隔离,A、B、C三列应急硼化系统的应急硼酸箱10分别通过补硼管线28连接至硼水补给系统。如此设置,A、B、C三列应急硼化系统相互独立,不需任何母管,列间不需要连接,减少了各列之间的的连接距离,减少了工程造价成本。此外,应急硼酸箱10设有温度和液位监测仪表,应急硼化泵12设有压力和流量仪表。
请参照图1所示,B列应急硼化系统包括应急硼酸箱10和应急硼化泵12,应急硼酸箱10和应急硼化泵12通过管线和隔离阀连接至位于安全壳内的核电站反应堆冷却剂系统对应环路的冷管段22,B列应急硼化系统在应急硼酸箱10和安全壳之间设有与应急硼化泵12并联设置的试验管线,试验管线上设有试验管线隔离阀14。B列应急硼化系统分别设有位于安全壳和应急硼化泵12之间的安全壳外隔离阀16,以及依次设置于安全壳和冷管段22之间的安全壳内隔离阀18和安全壳内注入管线电动隔离阀20。应急硼化泵12输送硼酸溶液,经过安全壳外隔离阀16、安全壳内隔离阀18和安全壳内注入管线电动隔离阀20注入到反应堆冷却剂系统对应环路的冷管段22中。
此外,B列应急硼化系统设有水压试验吸水口24和水压试验出口26,用于一回路压力边界水压试验。为了保证应急硼化系统运行满足安全准则,以及系统设备能执行安全功能,应急硼化系统相关设备需要进行定期试验。
需要说明的是,由于A、B、C三列应急硼化系统的结构基本相同,本说明书中仅以B列应急硼化系统为例对本发明进行详细说明,A、C列应急硼化系统的详细结构不再赘述。
请参照图2所示,核电站三环路核电机组主回路应急硼化系统处于备用状态:应急硼化泵12可用且处于停运状态,应急硼酸箱10和冷管段22之间的所有手动阀处于开启状态,安全壳外隔离阀18关闭,安全壳内注入管线电动隔离阀20开启,试验管线隔离阀14关闭。
请参照图3所示,在基准事故工况下,如果手动启动核电站三环路核电机组主回路应急硼化系统,需要如下操作:应急硼化泵12启动,安全壳外隔离阀16开启,安全壳内注入管线电动隔离阀20开启,试验管线隔离阀14关闭。
需要说明的是,虽然本说明书中仅以核电机组主回路采用三环路为例对本发明进行详细说明,但是,可以理解的是,本发明的构思也可以适用于核电机组主回路采用二环路、核电机组主回路采用四环路和核电机组主回路采用五环路等情形,只要独立、冗余设置的应急硼化系统与核电机组主回路环路一一对应即可。
结合以上对本发明实施方式的详细描述可以看出,相对于现有技术,本发明核电站三环路核电机组主回路应急硼化系统具有以下优点:
核电站用应急硼化系统设置成完全独立配置的至少两列应急硼化系统,布置在不同厂房区域并物理隔离,提高了核电站的安全性和可靠性;
核电站用应急硼化系统至少两列独立配置的应急硼化系统,与三代核电主回路环路一一对应,提高了核电设计的协调性;
至少两列应急硼化系统配置有较大的裕量,完全不需要考虑环路上的破口尺寸;
至少两列应急硼化系统相互独立,不需任何母管,列间不需要连接,减少了各列与环路的连接距离,降低了工程造价成本。
根据上述原理,本发明还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此,本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式,对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外,尽管本说明书中使用了一些特定的术语,但这些术语只是为了方便说明,并不对本发明构成任何限制。
Claims (10)
1.一种核电站用应急硼化系统,其特征在于,所述核电站用应急硼化系统包括100%容量的独立、冗余设置的至少两列与核电机组主回路环路一一对应的应急硼化系统,至少两列应急硼化系统均设有应急硼酸箱和应急硼化泵,应急硼酸箱和应急硼化泵通过管线和隔离阀连接,输送浓硼溶液至位于安全壳内的反应堆冷却剂系统对应环路的冷管段。
2.根据权利要求1所述的核电站用应急硼化系统,其特征在于,所述至少两列应急硼化系统中的一列应急硼化系统设有水压试验吸水口和水压试验出口。
3.根据权利要求1所述的核电站用应急硼化系统,其特征在于,所述至少两列应急硼化系统分别设置在核电站不同的厂房区域并物理隔离。
4.根据权利要求1所述的核电站用应急硼化系统,其特征在于,所述应急硼酸箱设有温度和液位监测仪表。
5.根据权利要求1所述的核电站用应急硼化系统,其特征在于,所述应急硼化泵设有压力和流量仪表。
6.根据权利要求1所述的核电站用应急硼化系统,其特征在于,所述至少两列应急硼化系统的应急硼酸箱分别通过补硼管线连接至硼水补给系统。
7.根据权利要求1所述的核电站用应急硼化系统,其特征在于,所述至少两列应急硼化系统分别在应急硼酸箱和安全壳之间设有与应急硼化泵并联设置的试验管线,试验管线上设有试验管线隔离阀。
8.根据权利要求1至7中任一项所述的核电站用应急硼化系统,其特征在于,所述至少两列应急硼化系统分别设有位于安全壳和应急硼化泵之间的安全壳外隔离阀,以及依次设置于安全壳和冷管段之间的安全壳内隔离阀和安全壳内注入管线电动隔离阀。
9.根据权利要求8所述的核电站用应急硼化系统,其特征在于,在核电站正常运行期间,应急硼化泵可用且处于停运状态,试验管线隔离阀关闭,安全壳内注入管线电动隔离阀开启,安全壳外隔离阀关闭。
10.根据权利要求8所述的核电站用应急硼化系统,其特征在于,在基准事故工况下,安全壳内注入管线电动隔离阀开启,安全壳外隔离阀开启,试验管线隔离阀关闭,应急硼化泵启动。
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