CN114017759A - 一种高温气冷堆核电站冷却系统 - Google Patents

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Abstract

本发明提供的一种高温气冷堆核电站冷却系统，属于核电技术领域，包括：蒸汽发生器；主给水装置；辅助蒸汽发生装置；主蒸汽装置；辅助蒸汽接收装置；本发明的高温气冷堆核电站冷却系统，在主给水装置和蒸汽发生器之间的给水装置之间增加冷却蒸汽供汽管路，在反应堆紧急停堆后，为蒸汽发生器提供一定参数的冷却蒸汽；在蒸汽发生器的蒸汽运输管路上，增加冷却蒸汽排放管路；通过上述结构将蒸汽发生器的冷却时间由自然冷却时的约20天缩短至约52小时，使反应堆在紧急停堆后快速具备启动的条件，极大的提高运行效率和电厂的经济性。

Description

一种高温气冷堆核电站冷却系统
技术领域
本发明涉及核电技术领域，具体涉及一种高温气冷堆核电站冷却系统。
背景技术
高温气冷堆核电机组作为第四代核电机型之一，具有发电效率高、固有安全性好、系统简单等特点，拥有良好应用前景。
正常运行时蒸汽发生器一次侧热端温度为750℃，冷端温度为250℃；二次侧给水温度为205℃，蒸汽温度为566℃。当反应堆紧急停堆时，会快速停主氦风机、落控制棒，实现停堆，并快速关闭风机挡板、蒸汽发生器进出口隔离阀。然后，蒸汽发生器依靠自身冷却的方式进行冷却，达到条件后，再次启动。
但是，由于反应堆热量大，在紧急停堆后，如果蒸汽发生器等设备仅依靠自然冷却的方式降温，约需要20天，反应堆和蒸汽发生器才能降到重新启动所需的温度，周期太长，经济损失较大。
发明内容
因此，本发明要解决的技术问题在于克服现有技术中的蒸汽发生器等设备仅依靠自然冷却的方式降温，约需要20天，反应堆和蒸汽发生器才能降到重新启动所需的温度，周期太长，经济损失较大的缺陷，从而提供一种高温气冷堆核电站冷却系统。
为解决上述技术问题，本发明提供一种高温气冷堆核电站冷却系统，包括：
蒸汽发生器；
主给水装置，通过给水管路与所述蒸汽发生器的进口连通；所述给水管路上设置有第一隔离阀；
辅助蒸汽发生装置，通过冷却蒸汽供汽管路与所述蒸汽发生器进口连通；所述冷却蒸汽供汽管路上设置有第二隔离阀；
主蒸汽装置，通过蒸汽运输管路与所述蒸汽发生器的出口连通；所述蒸汽运输管路上设置有第三隔离阀；
辅助蒸汽接收装置，通过冷却蒸汽排汽管路与所述蒸汽发生器的出口连通；所述冷却蒸汽排汽管路上设置第四隔离阀。
作为优选方案，所述给水管路与所述冷却蒸汽供汽管路通过进口汇合管路与所述蒸汽发生器的进口连通；所述进口汇合管路上设置有第五隔离阀。
作为优选方案，所述蒸汽运输管路与所述冷却蒸汽排汽管路通过出口汇合管路与所述蒸汽发生器的出口连通；所述出口汇合管路上设置有第六隔离阀。
作为优选方案，所述冷却蒸汽排汽管路通过连接管路与所述辅助蒸汽接收装置连通设置；所述连接管路上设置有流量计和调节阀。
作为优选方案，所述连接管路上设置有第七隔离阀。
作为优选方案，所述连接管路上还设置有消音器。
作为优选方案，所述连接管路的进口端至少与两组所述冷却蒸汽排汽管路连通设置。
作为优选方案，所述冷却蒸汽排汽管路上靠近所述辅助蒸汽接收装置的一端设置有止回阀。
本发明技术方案，具有如下优点：
1.本发明提供的高温气冷堆核电站冷却系统，包括：蒸汽发生器、主给水装置、辅助蒸汽发生装置、主蒸汽装置和辅助蒸汽接收装置；在主给水装置和蒸汽发生器之间的给水装置之间增加冷却蒸汽供汽管路，在反应堆紧急停堆后，为蒸汽发生器提供一定参数的冷却蒸汽；在蒸汽发生器的蒸汽运输管路上，增加冷却蒸汽排放管路；通过上述结构将蒸汽发生器的冷却时间由自然冷却时的约20天缩短至约52小时，使反应堆在紧急停堆后快速具备启动的条件，极大的提高运行效率和电厂的经济性。
2.本发明提供的高温气冷堆核电站冷却系统，所述连接管路上设置有流量计和调节阀；通过流量计对流量进行监测，通过调节阀控制蒸汽流速，来调节蒸汽发生器内的压力和冷却蒸汽的流量，保证蒸汽发生器的冷却速率维持在安全的范围内。
3.本发明提供的高温气冷堆核电站冷却系统，通过设置消音器，降低噪音。
附图说明
为了更清楚地说明本发明具体实施方式或现有技术中的技术方案，下面将对具体实施方式或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图是本发明的一些实施方式，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1为本发明的高温气冷堆核电站冷却系统的第一结构示意图。
图2为本发明的高温气冷堆核电站冷却系统的第二结构示意图。
附图标记说明：
1、蒸汽发生器；2、主给水装置；3、辅助蒸汽发生装置；4、主蒸汽装置；5、消音器；6、第一隔离阀；7、第二隔离阀；8、第三隔离阀；9、第四隔离阀；10、第五隔离阀；11、第六隔离阀；12、第七隔离阀；13、止回阀；14、流量计；15、调节阀；16、给水管路；17、冷却蒸汽供汽管路；18、进口汇合管路；19、出口汇合管路；20、蒸汽运输管路；21、冷却蒸汽排汽管路；22、连接管路。
具体实施方式
下面将结合附图对本发明的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
在本发明的描述中，需要说明的是，术语“中心”、“上”、“下”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。
在本发明的描述中，需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或一体地连接；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通。对于本领域的普通技术人员而言，可以具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。
此外，下面所描述的本发明不同实施方式中所涉及的技术特征只要彼此之间未构成冲突就可以相互结合。
本实施例提供的一种高温气冷堆核电站冷却系统，包括：蒸汽发生器1、与所述蒸汽发生器1进口端连通设置的主给水装置2和辅助蒸汽发生装置3、以及与蒸汽发生器1出口端连通设置的主蒸汽装置4和辅助蒸汽接收装置；通过增加辅助蒸汽发生装置3和辅助蒸汽接收装置，加快了蒸汽发生器1的冷却速度，使反应堆能够尽快具备启动的条件，极大提高运行效率和电厂的经济性。
在蒸汽发生器1的进口端连接有进口汇合管路18，在所述进口汇合管路18上设置有第五隔离阀10；在进口汇合管路18上通过给水管路16连接有主给水装置2，在所述给水管路16上设置有第一隔离阀6；在进口汇合管路18上通过冷却蒸汽供汽管路17连接有辅助蒸汽发生装置3，在所述冷却蒸汽供汽管路17上设置有第二隔离阀7。进口汇合管路18、给水管路16和冷却蒸汽供汽管路17通过三通连通设置。
作为可替换的实施方式，在蒸汽发生器1的换热管的二次侧的进口端直接通过给水管路16连接有主给水装置2，通过冷却蒸汽供汽管路17连接有辅助蒸汽发生装置3。
在蒸汽发生器1的出口端连接有出口汇合管路19，在出口汇合管路19上设置有第六隔离阀11；所述出口汇合管路19远离所述蒸汽发生器1的一端通过蒸汽运输管路20与主蒸汽装置4连通，在蒸汽运输管路20上设置有第三隔离阀8；所述出口汇合管路19远离所述蒸汽发生器1的一端通过冷却蒸汽排汽管路21连接有辅助蒸汽接收装置，在冷却蒸汽排汽管路21上设置有第四隔离阀9；出口汇合管路19、蒸汽运输管路20和冷却蒸汽排汽管路21通过三通连通设置。
在本方案中，两个蒸汽发生器1的冷却系统并联设置，定义为第一组和第二组；两组中的冷却蒸汽排汽管路21通过三通与连接管路22连通设置；在所述连接管路22设置有流量计14和调节阀15，同时在连接管路22上，流量计14和调节阀15之间设置有第七隔离阀12。
在冷却蒸汽排汽管路21上还设置有止回阀13，止回阀13设置在第四隔离阀9的后端。通过止回阀13的设定，可以防止第一组中的蒸汽发生器1中的冷却蒸汽倒流至第二组中的蒸汽发生器1中。
所述辅助蒸汽接收装置可以设定一个具有接收空间的接收装置，也可以直接设定为外部空间，即直接排放至大气中；在连接管路22的端部设置有消音器5，冷却蒸汽经过消音器5之后排入大气中。
使用方法及原理
当以其中一组高温冷气堆紧急停堆后为例。
所述蒸汽发生器1采用立式、直流螺旋换热管结构，换热管的外侧为一次侧，采用氦气介质，正常运行时，通过主氦风机驱动自上向下流动，温度由750℃过渡到250℃；换热管的内侧为二次侧；在换热管的二次侧的除盐水通过第一隔离阀6和第五隔离阀10进入到蒸汽发生器1，由205℃的高压给水转变为566℃主蒸汽，经第六隔离阀11和第三隔离阀8后进入主蒸汽装置4中；此时，第二隔离阀7、第四隔离阀9处于关闭状态。
当第二组反应堆紧急停堆后，对第二组中的蒸汽发生器1进行冷却时，关闭第一隔离阀6和第三隔离阀8，打开第二隔离阀7、第五隔离阀10、第六隔离阀11、第四隔离阀9、第七隔离阀12和调节阀15；辅助蒸汽发生装置3来冷却蒸汽进入蒸汽发生器1，通过流量计14测量蒸汽流量，并控制调节阀15，调节冷却蒸汽流量，并维持蒸汽发生器1内的压力，保证蒸汽发生器1的冷却速率维持在安全的范围内，冷却蒸汽经消音器5后排入大气中。在第二组反应堆紧急停堆后，第一组中的第四隔离阀9和止回阀13保持关闭的状态，防止第二组中的冷区蒸汽倒流至第一组中，对可能正在运行的第一组系统造成损坏。
当第一组发生损坏时，其过程同上；同时，基于单一故障原则，本发明不考虑第一组反应堆和第二组反应堆紧急停堆后同时冷却的情况。
显然，上述实施例仅仅是为清楚地说明所作的举例，而并非对实施方式的限定。对于所属领域的普通技术人员来说，在上述说明的基础上还可以做出其它不同形式的变化或变动。这里无需也无法对所有的实施方式予以穷举。而由此所引伸出的显而易见的变化或变动仍处于本发明创造的保护范围之中。

Claims (8)

1.一种高温气冷堆核电站冷却系统，其特征在于，包括：
蒸汽发生器(1)；
主给水装置(2)，通过给水管路(16)与所述蒸汽发生器(1)的进口连通；所述给水管路(16)上设置有第一隔离阀(6)；
辅助蒸汽发生装置(3)，通过冷却蒸汽供汽管路(17)与所述蒸汽发生器(1)进口连通；所述冷却蒸汽供汽管路(17)上设置有第二隔离阀(7)；
主蒸汽装置(4)，通过蒸汽运输管路(20)与所述蒸汽发生器(1)的出口连通；所述蒸汽运输管路(20)上设置有第三隔离阀(8)；
辅助蒸汽接收装置，通过冷却蒸汽排汽管路(21)与所述蒸汽发生器(1)的出口连通；所述冷却蒸汽排汽管路(21)上设置第四隔离阀(9)。
2.根据权利要求1所述的高温气冷堆核电站冷却系统，其特征在于，所述给水管路(16)与所述冷却蒸汽供汽管路(17)通过进口汇合管路(18)与所述蒸汽发生器(1)的进口连通；所述进口汇合管路(18)上设置有第五隔离阀(10)。
3.根据权利要求1所述的高温气冷堆核电站冷却系统，其特征在于，所述蒸汽运输管路(20)与所述冷却蒸汽排汽管路(21)通过出口汇合管路(19)与所述蒸汽发生器(1)的出口连通；所述出口汇合管路(19)上设置有第六隔离阀(11)。
4.根据权利要求1-3中任一项所述的高温气冷堆核电站冷却系统，其特征在于，所述冷却蒸汽排汽管路(21)通过连接管路(22)与所述辅助蒸汽接收装置连通设置；所述连接管路(22)上设置有流量计(14)和调节阀(15)。
5.根据权利要求4所述的高温气冷堆核电站冷却系统，其特征在于，所述连接管路(22)上设置有第七隔离阀(12)。
6.根据权利要求4所述的高温气冷堆核电站冷却系统，其特征在于，所述连接管路(22)上还设置有消音器(5)。
7.根据权利要求4所述的高温气冷堆核电站冷却系统，其特征在于，所述连接管路(22)的进口端至少与两组所述冷却蒸汽排汽管路(21)连通设置。
8.根据权利要求7所述的高温气冷堆核电站冷却系统，其特征在于，所述冷却蒸汽排汽管路(21)上靠近所述辅助蒸汽接收装置的一端设置有止回阀(13)。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114758800A (zh) * 2022-05-17 2022-07-15 华能山东石岛湾核电有限公司 一种高温气冷堆紧急停堆后堆芯冷却方法及系统

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104299661A (zh) * 2014-10-11 2015-01-21 中广核工程有限公司 一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法及系统
CN108278590A (zh) * 2018-03-14 2018-07-13 西安热工研究院有限公司 一种高温气冷堆核电站停堆冷却的系统和方法
CN209591545U (zh) * 2019-02-22 2019-11-05 西安热工研究院有限公司 一种用于反应堆紧急停堆的二回路安全系统
CN111276267A (zh) * 2020-03-23 2020-06-12 西安热工研究院有限公司 一种高温气冷堆核电站一回路热试后快速冷却系统及方法
CN112435765A (zh) * 2020-11-23 2021-03-02 华能山东石岛湾核电有限公司 一种高温气冷堆蒸汽发生器小流量冷却系统及控制方法

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104299661A (zh) * 2014-10-11 2015-01-21 中广核工程有限公司 一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法及系统
CN108278590A (zh) * 2018-03-14 2018-07-13 西安热工研究院有限公司 一种高温气冷堆核电站停堆冷却的系统和方法
CN209591545U (zh) * 2019-02-22 2019-11-05 西安热工研究院有限公司 一种用于反应堆紧急停堆的二回路安全系统
CN111276267A (zh) * 2020-03-23 2020-06-12 西安热工研究院有限公司 一种高温气冷堆核电站一回路热试后快速冷却系统及方法
CN112435765A (zh) * 2020-11-23 2021-03-02 华能山东石岛湾核电有限公司 一种高温气冷堆蒸汽发生器小流量冷却系统及控制方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
单建强 等: "压水堆核电厂系统与设备", 西安交通大学出版社, pages: 203 - 205 *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114758800A (zh) * 2022-05-17 2022-07-15 华能山东石岛湾核电有限公司 一种高温气冷堆紧急停堆后堆芯冷却方法及系统

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