CN112331370A - 核电站用应急硼化系统 - Google Patents

核电站用应急硼化系统 Download PDF

Info

Publication number
CN112331370A
CN112331370A CN202011282978.3A CN202011282978A CN112331370A CN 112331370 A CN112331370 A CN 112331370A CN 202011282978 A CN202011282978 A CN 202011282978A CN 112331370 A CN112331370 A CN 112331370A
Authority
CN
China
Prior art keywords
emergency
boronizing
nuclear power
containment
systems
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.)
Pending
Application number
CN202011282978.3A
Other languages
English (en)
Inventor
张国庆
周绍飞
朱峰
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.)
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design 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 China General Nuclear Power Corp, China Nuclear Power Engineering Co Ltd, CGN Power Co Ltd, Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN202011282978.3A priority Critical patent/CN112331370A/zh
Publication of CN112331370A publication Critical patent/CN112331370A/zh
Pending legal-status Critical Current

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
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • 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)

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

核电站用应急硼化系统
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。
CN202011282978.3A 2020-11-17 2020-11-17 核电站用应急硼化系统 Pending CN112331370A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202011282978.3A CN112331370A (zh) 2020-11-17 2020-11-17 核电站用应急硼化系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202011282978.3A CN112331370A (zh) 2020-11-17 2020-11-17 核电站用应急硼化系统

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN112331370A true CN112331370A (zh) 2021-02-05

Family

ID=74318418

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202011282978.3A Pending CN112331370A (zh) 2020-11-17 2020-11-17 核电站用应急硼化系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN112331370A (zh)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS62280689A (ja) * 1986-05-29 1987-12-05 株式会社日立製作所 原子炉冷却材浄化システム
CN204010702U (zh) * 2014-06-03 2014-12-10 中国核电工程有限公司 一种蒸汽发生器应急给水系统
CN108665982A (zh) * 2018-04-24 2018-10-16 中广核工程有限公司 一种核电站安注安喷互为备用的管线系统及其验证方法
CN209045174U (zh) * 2018-08-21 2019-06-28 深圳中广核工程设计有限公司 核电站非能动应急硼化系统
CN111081399A (zh) * 2019-11-28 2020-04-28 中广核工程有限公司 核电厂应急堆芯冷却系统

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS62280689A (ja) * 1986-05-29 1987-12-05 株式会社日立製作所 原子炉冷却材浄化システム
CN204010702U (zh) * 2014-06-03 2014-12-10 中国核电工程有限公司 一种蒸汽发生器应急给水系统
CN108665982A (zh) * 2018-04-24 2018-10-16 中广核工程有限公司 一种核电站安注安喷互为备用的管线系统及其验证方法
CN209045174U (zh) * 2018-08-21 2019-06-28 深圳中广核工程设计有限公司 核电站非能动应急硼化系统
CN111081399A (zh) * 2019-11-28 2020-04-28 中广核工程有限公司 核电厂应急堆芯冷却系统

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
郑明光 主编: "《压水堆核电站工程设计》", 31 December 2013, 上海科学技术出版社 *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US20020101951A1 (en) Boiling water reactor nuclear power plant
CN111081399B (zh) 核电厂应急堆芯冷却系统
CN110097982B (zh) 一种核电厂安全注入及余热排出系统
US5085825A (en) Standby safety injection system for nuclear reactor plants
BRPI0707789A2 (pt) sistema combinado de Água do mar e Água de incÊndio
CN204010702U (zh) 一种蒸汽发生器应急给水系统
US6249561B1 (en) Combination containment cooling and residual heat removal condenser system for nuclear reactors
WO2013158713A1 (en) Valve assembly with isolation valve vessel
CN102243898B (zh) 一种高温气冷堆保压检修密封控制系统
CN105427911A (zh) 压水堆核电厂厂用电源切换试验的控制方法及控制系统
US20110249784A1 (en) Driving system of relief safety valve
CN112331370A (zh) 核电站用应急硼化系统
REC Standard review plan
CN209045174U (zh) 核电站非能动应急硼化系统
CN212032665U (zh) 核电冷却系统与核电系统
CN212990694U (zh) 一种余热排出系统的超压保护装置、以及余热排出系统
CN112820424B (zh) 优化母管设计的安全注入系统
CN205038972U (zh) 一种核电站二次侧非能动余热排出系统
CN211315793U (zh) 一种核电站换料水池水闸门应急气源箱
GB2536741A (en) Boiling water type nuclear power plant
Leng et al. Fault tree reliability analysis for passive medium pressure safety injection system in nuclear power plant
CN108597630A (zh) 一种核电厂全压非能动重力注入系统
CN206441542U (zh) 一种用于余热排出系统的隔离阀系统
CN208014382U (zh) 反应堆余热排出系统的隔离装置和反应堆余热排出系统
CN215908875U (zh) 一种核电厂二回路给水系统

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
RJ01 Rejection of invention patent application after publication
RJ01 Rejection of invention patent application after publication

Application publication date: 20210205