CN113421671A - 一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法 - Google Patents

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李峰
鲜麟
吴清
刘昌文
冷贵君
李海颖
赖建永
任云
张玉龙
冉旭
喻娜
方红宇
叶竹
陈宏霞
陈伟
习蒙蒙
杨帆
初晓
陆雅哲
张舒
赵禹
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    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Abstract

本发明公开了一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，包括：设置试验初始条件；将蒸汽旁排系统3个系列大气排放阀排放整定值提高预设值；将稳压器水位及压力调至自动控制；关闭主给水系统给水泵出口调节阀；投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；监视热段平均温度的变化，记录蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统凝水流量、蒸汽压力和凝水温度；当热段平均温度下降预设温度后，停运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；利用凝水流量、蒸汽压力和凝水温度计算换热功率，将计算得到的换热功率与验收准则进行比较，验证换热能力。本发明在热态时开展，适用于核电厂蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的排热能力验证。

Description

一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法
技术领域
本发明属于热工技术领域，具体涉及一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法。
背景技术
国产三代核电技术-华龙一号核电厂应急堆芯余热导出系统设计采用能动与非能动相结合的方式，非能动系统为蒸汽发生器(SG)二次侧非能动余热排出系统(PRS)，该系统为华龙一号三大非能动系统之一，具有缓解超设计基准事故后果的重要功能。蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统设计方案采用与蒸汽发生器二次侧连接的形式，每台蒸汽发生器对应一个PRS系列，每个PRS系列包括一台应急余热排出冷却器、两台应急补水箱和一个换热水箱以及必要的阀门、管道和仪表(如图1所示)。该系统运行时为两相自然循环现象，作为华龙一号超设计基准事故应对和缓解的关键系统，为国内首次设计，必须开展排热能力验证实验。但是，国内外均没有工程调试经验。因此，亟需研究设计适用于新型两相非能动余热排出系统的调试技术，确定调试试验方案。
发明内容
本发明提供了一种一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法。本发明通过该方法可指导蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统排热能力调试试验步骤，充分验证蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统排热能力以满足设计要求，同时避免调试中可能出现的热工安全风险。
本发明通过下述技术方案实现：
一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，包括：
步骤1，控制核电厂反应堆冷却剂系统和二回路系统保持热停堆工况状态，三台主泵保持运行；
步骤2，将蒸汽旁排系统3个系列大气排放阀排放整定值提高预设值；
步骤3，将稳压器水位及压力调至自动控制；
步骤4，关闭主给水系统给水泵出口调节阀，隔离主给水系统；
步骤5，投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；
步骤6，监视热段平均温度的变化，记录蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统相关热工参数；
步骤7，当热段平均温度下降预设温度后，停运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；
步骤8，利用步骤6得到的相关热工参数计算换热功率，将计算得到的换热功率与验收准则进行比较，进而验证换热能力。
在上一技术方案的基础上，本发明在所述步骤5投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统之后还包括打开蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的应急补水箱。
优选的，本发明的步骤1还包括将稳压器水位控制在50％量程±仪表偏差，蒸汽发生器水位控制在50％窄量程±仪表偏差。
优选的，本发明的步骤2的预设值为8.2MPa到蒸汽安全阀开启整定值之间的任一数值。
优选的，本发明的步骤7的预设温度为20℃～30℃。
优选的，本发明的步骤5具体通过打开一列蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的凝水隔离阀，实现非能动余热排出系统的投运。
优选的，本发明的步骤3还包括控制目标为初始值。
优选的，本发明的步骤5具体通过打开三列蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的凝水隔离阀，实现非能动余热排出系统的投运。
优选的，本发明的步骤7具体通过关闭蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的凝水隔离阀，实现非能动余热排出系统的停运。
优选的，本发明的方法基于核电厂安装完成的蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统开展试验，调试试验在反应堆装料后，首次临界前开展。
本发明具有如下的优点和有益效果：
本发明在热态时开展，适用于核电厂蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的排热能力验证，采用本发明提出的方法，同时避免可能的反应堆热工安全风险，包括反应堆重返临界的风险、稳压器电加热器裸露风险、蒸汽发生器传热管裸露风险、反应堆一回路压力边界损坏风险等。
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。在附图中：
图1为华龙一号反应堆系统流程示意图。其中，1-压力容器；2-控制棒驱动机构；3-稳压器；4-蒸汽发生器；5-主泵；6-辅助喷淋；7-喷淋阀；8-主给水管道；9-主蒸汽管道；10-应急余热排出冷却器；11-换热水箱；12-应急补水箱；13-凝水隔离阀；14-应急补水箱凝水隔离阀；15-大气旁排阀。
图2为本发明第一实施例的方法流程示意图。
图3为本发明第二实施例的方法流程示意图。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
实施例1
为验证蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的换热能力，本实施例提出了一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法。
本实施例的方法基于核电厂安装完成的SG二次侧非能动余热排出系统开展试验，调试试验应在反应堆装料后，首次临界前开展，具体如图2所示，包括以下步骤：
步骤一：设置试验初始条件：控制核电厂反应堆冷却剂系统和二回路系统应保持热停堆工况状态，三台主泵保持运行。试验初始条件及试验方法用于保证试验过程中不会出现稳压器电加热器裸露风险、蒸汽发生器传热管裸露风险、反应堆一回路压力边界损坏风险；
步骤二：将蒸汽旁排系统3个系列大气排放阀排放整定值提高，以防止试验过程中大气排放阀开启引起的装量损失；
步骤三：将稳压器水位及压力调至自动控制；
步骤四：关闭主给水系统给水泵出口调节阀，隔离主给水系统；
步骤五：投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；例如通过打开三列蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的凝水隔离阀实现非能动余热排出系统的投运；
步骤六：监视热段平均温度的变化，记录SG二次侧非能动余热排出系统凝水流量、蒸汽压力和凝水温度等相关热工参数；
步骤七：当热段平均温度下降一定程度后，关闭蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的凝水隔离阀，停运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；
步骤八：利用步骤六得到的相关热工参数(凝水流量、蒸汽压力和凝水温度)计算换热功率，与验收准则进行比较，以验证系统换热能力。
该调试试验方法使用和涉及的设备包括：反应堆主冷却剂泵、蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统、主给水系统阀门、蒸汽旁排系统、稳压器水位控制系统、稳压器压力控制系统等。上述设备均为反应堆已有设备，不新增设备。
实施例2
为验证蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的换热能力，本实施例提出了一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法。
本实施例的方法基于核电厂安装完成的SG二次侧非能动余热排出系统开展试验，调试试验应在反应堆装料后，首次临界前开展，具体如图3所示，包括以下步骤：
步骤一：设置试验初始条件：控制核电厂反应堆冷却剂系统和二回路系统应保持热停堆工况状态，三台主泵保持运行；同时将稳压器水位控制在50％量程±仪表偏差，蒸汽发生器水位控制50％窄量程±仪表偏差。试验初始条件及试验方法用于保证试验过程中不会出现稳压器电加热器裸露风险、蒸汽发生器传热管裸露风险、反应堆一回路压力边界损坏风险；
步骤二：将蒸汽旁排系统3个系列大气排放阀排放整定值提高至8.2MPa到蒸汽安全阀开启整定值之间的任一数值，以防止试验过程中大气排放阀开启引起的装量损失；
步骤三：将稳压器水位及压力调至自动控制，控制目标为初始值；
步骤四：关闭主给水系统给水泵出口调节阀，隔离主给水系统；
步骤五：投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统，例如通过打开一列蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的凝水隔离阀实现非能动余热排出系统投运；
步骤六：打开已投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的应急补水箱；
步骤七：监视热段平均温度的变化，记录SG二次侧非能动余热排出系统凝水流量、蒸汽压力和凝水温度等相关热工参数；
步骤八：当热段平均温度下降20℃-30℃后，关闭蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的凝水隔离阀，停运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；
步骤九：利用步骤七得到的相关热工参数(凝水流量、蒸汽压力、凝水温度)计算换热功率，与验收准则进行比较，以验证系统换热能力。
该调试试验方法使用和涉及的设备包括：反应堆主冷却剂泵、蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统、主给水系统阀门、蒸汽旁排系统、稳压器水位控制系统、稳压器压力控制系统等。上述设备均为反应堆已有设备，不新增设备。
本发明实施例提出的试验方法在热态时开展，可验证蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统排热能力是否达到系统设计要求，且可避免可能的反应堆重返临界等反应堆热工安全风险。
以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (10)

1.一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，其特征在于，包括：
步骤1，控制核电厂反应堆冷却剂系统和二回路系统保持热停堆工况状态，三台主泵保持运行；
步骤2，将蒸汽旁排系统3个系列大气排放阀排放整定值提高预设值；
步骤3，将稳压器水位及压力调至自动控制；
步骤4，关闭主给水系统给水泵出口调节阀，隔离主给水系统；
步骤5，投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；
步骤6，监视热段平均温度的变化，记录蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统相关热工参数；
步骤7，当热段平均温度下降预设温度后，停运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；
步骤8，利用步骤6得到的相关热工参数计算换热功率，将计算得到的换热功率与验收准则进行比较，进而验证换热能力。
2.根据权利要求1所述的一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，其特征在于，在所述步骤5投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统之后还包括打开蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的应急补水箱。
3.根据权利要求2所述的一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，其特征在于，所述步骤1还包括将稳压器水位控制在50％量程±仪表偏差，蒸汽发生器水位控制在50％窄量程±仪表偏差。
4.根据权利要求2所述的一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，其特征在于，所述步骤2的预设值为8.2MPa到蒸汽安全阀开启整定值之间的任一数值。
5.根据权利要求2所述的一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，其特征在于，所述步骤7的预设温度为20℃～30℃。
6.根据权利要求2所述的一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，其特征在于，所述步骤5具体通过打开一列蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的凝水隔离阀，实现非能动余热排出系统的投运。
7.根据权利要求2所述的一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，其特征在于，所述步骤3还包括控制目标为初始值。
8.根据权利要求1所述的一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，其特征在于，所述步骤5具体通过打开三列蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的凝水隔离阀，实现非能动余热排出系统的投运。
9.根据权利要求1-8任一项所述的一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，其特征在于，所述步骤7具体通过关闭蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的凝水隔离阀，实现非能动余热排出系统的停运。
10.根据权利要求1-8任一项所述的一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，其特征在于，该方法基于核电厂安装完成的蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统开展试验，调试试验在反应堆装料后，首次临界前开展。
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