CN114234173B - 一种核电站蒸汽发生器冷却系统 - Google Patents

一种核电站蒸汽发生器冷却系统 Download PDF

Info

Publication number
CN114234173B
CN114234173B CN202111558159.1A CN202111558159A CN114234173B CN 114234173 B CN114234173 B CN 114234173B CN 202111558159 A CN202111558159 A CN 202111558159A CN 114234173 B CN114234173 B CN 114234173B
Authority
CN
China
Prior art keywords
steam generator
steam
nuclear power
cooling
water
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
CN202111558159.1A
Other languages
English (en)
Other versions
CN114234173A (zh
Inventor
黄鹏
赵峰
叶林
马喜强
彭帅
徐校飞
叶志强
侯加麟
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.)
Huaneng Shandong Shidaobay Nuclear Power Co Ltd
Original Assignee
Huaneng Shandong Shidaobay 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 Huaneng Shandong Shidaobay Nuclear Power Co Ltd filed Critical Huaneng Shandong Shidaobay Nuclear Power Co Ltd
Priority to CN202111558159.1A priority Critical patent/CN114234173B/zh
Publication of CN114234173A publication Critical patent/CN114234173A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN114234173B publication Critical patent/CN114234173B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22D—PREHEATING, OR ACCUMULATING PREHEATED, FEED-WATER FOR STEAM GENERATION; FEED-WATER SUPPLY FOR STEAM GENERATION; CONTROLLING WATER LEVEL FOR STEAM GENERATION; AUXILIARY DEVICES FOR PROMOTING WATER CIRCULATION WITHIN STEAM BOILERS
    • F22D1/00—Feed-water heaters, i.e. economisers or like preheaters
    • F22D1/50—Feed-water heaters, i.e. economisers or like preheaters incorporating thermal de-aeration of feed-water
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F01—MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
    • F01D—NON-POSITIVE DISPLACEMENT MACHINES OR ENGINES, e.g. STEAM TURBINES
    • F01D15/00—Adaptations of machines or engines for special use; Combinations of engines with devices driven thereby
    • F01D15/10—Adaptations for driving, or combinations with, electric generators
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B35/00—Control systems for steam boilers
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22D—PREHEATING, OR ACCUMULATING PREHEATED, FEED-WATER FOR STEAM GENERATION; FEED-WATER SUPPLY FOR STEAM GENERATION; CONTROLLING WATER LEVEL FOR STEAM GENERATION; AUXILIARY DEVICES FOR PROMOTING WATER CIRCULATION WITHIN STEAM BOILERS
    • F22D7/00—Auxiliary devices for promoting water circulation
    • F22D7/06—Rotary devices, e.g. propellers
    • F22D7/08—Arrangements of pumps, e.g. outside the boilers
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22G—SUPERHEATING OF STEAM
    • F22G5/00—Controlling superheat temperature
    • F22G5/12—Controlling superheat temperature by attemperating the superheated steam, e.g. by injected water sprays
    • F22G5/123—Water injection apparatus
    • F22G5/126—Water injection apparatus in combination with steam-pressure reducing valves
    • 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
    • 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
    • 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

本发明涉及核电站蒸汽发生器冷却技术领域，具体涉及一种核电站蒸汽发生器冷却系统，通过在蒸汽发生器出口端引出减压降温管路并连至蒸汽发生器入口处，在减压降温管路上设置减压阀和喷水减温装置，在辅助蒸汽管路上设置电锅炉、蒸汽过热器和蒸汽增压泵。当单堆紧急停堆时，将正常运行的蒸汽发生器产生的主蒸汽减温减压通入紧急停堆对应的蒸汽发生器进行冷却。在双堆紧急停堆时，将电锅炉产生的辅助蒸汽升温升压分别通入两个蒸汽发生器进行冷却，直至蒸汽发生器冷却至给水温度时重启机组进行并网发电，能够大大加快蒸汽发生器的冷却时间，使得机组在较短时间内能够重新进行并网发电，提升核电站的运行效率。

Description

一种核电站蒸汽发生器冷却系统
技术领域
本发明涉及核电站蒸汽发生器冷却技术领域，具体涉及一种核电站蒸汽发生器冷却系统。
背景技术
高温气冷堆满功率运行时，蒸汽发生器出口管板处温度高达540℃以上，此时反应堆紧急停堆，若180℃的给水直接进入蒸汽发生器，蒸汽发生器出口管板遭受瞬态热冲击，容易造成传热管与出口管板焊缝脱落、撕裂，损坏蒸汽发生器。因此需要将蒸汽发生器出口管板冷却至与给水温度相近，才能通入给水。
同时由于直流蒸汽发生器特殊结构，不能长时间反向承压，即一回路氦气压力需要低于二回路，高温气冷堆现有技术采取1.1Mpa、190℃的辅助蒸汽对蒸汽发生器进行小流量冷却，由于辅助蒸汽温度及压力较低，需要将一回路和二回路都排放至常压，使用房间通风设施对蒸汽发生器壳外空气强迫对流，将出口管板温度冷却至190℃，然后在蒸汽发生器二次侧通入辅助蒸汽进行均热后，再通入给水升压，一回路重新注入氦气升压至7Mpa。机组才能重新启动，进行并网发电。发生一次停堆后，需要耗时12天对蒸汽发生器进行冷却，影响高温气冷堆的运行效率。
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高温气冷堆停堆后需要对蒸汽发生器进行长时间冷却后才能重新并网发电，影响高温气冷堆的运行效率的缺陷，从而提供一种核电站蒸汽发生器冷却系统。
为了解决上述技术问题，本发明提供一种核电站蒸汽发生器冷却系统，包括：依次连接的第一给水泵、一号蒸汽发生器、汽轮机、除氧器和凝汽器，除氧器出口与第一给水泵入口连通；
第一排水罐，通过第一排水支路连接在第一给水泵与一号蒸汽发生器之间；
辅助蒸汽管路，其输出端连通在第一给水泵与一号蒸汽发生器之间。
可选地，还包括：
依次连接的第二给水泵和二号蒸汽发生器，第二给水泵和二号蒸汽发生器与第一给水泵和一号蒸汽发生器并联设置，二号蒸汽发生器下游与汽轮机连接，第二给水泵的入口与除氧器出口连通；
减压降温管路，一端连接在一号蒸汽发生器出口端与二号蒸汽发生器出口端之间，另一端连通有两个辅助支路，其中一个辅助支路与一号蒸汽发生器入口端连通，另一辅助支路与二号蒸汽发生器的入口端连通。
可选地，辅助蒸汽管路与减压降温管路连通。
可选地，还包括第二排水罐，通过第二排水支路连接在第二给水泵与二号蒸汽发生器之间。
可选地，减压降温管路上依次设有减压阀和喷水降温装置。
可选地，两个辅助支路上均安装有流量调节阀。
可选地，辅助蒸汽管路上依次连接有电锅炉、蒸汽过热器和蒸汽增压泵。
可选地，一号蒸汽发生器的出口端还连接有排汽管路。
可选地，排汽管路上安装有排汽调节阀。
本发明技术方案，具有如下优点：
1.本发明提供的核电站蒸汽发生器冷却系统，包括：包括：依次连接的第一给水泵、一号蒸汽发生器、汽轮机、除氧器和凝汽器，除氧器出口与第一给水泵入口连通；第一排水罐，通过第一排水支路连接在第一给水泵与一号蒸汽发生器之间；辅助蒸汽管路，其输出端连通在第一给水泵与一号蒸汽发生器之间，辅助蒸汽管路上依次连接有电锅炉、蒸汽过热器和蒸汽增压泵。
当一号反应堆紧急停堆时，汽轮机快速降负荷，联锁快速关闭该反应堆对应的一号蒸汽发生器的进出口阀门，确保一号蒸汽发生器传热管内的水不会冲到管板处，避免冷热冲击对蒸汽发生器管板处的焊接点造成损伤。一回路主氦风机停运，一回路和二回路不进行热量交换。然后打开第一排水罐与一号蒸汽发生器之间的阀门，使得一号蒸汽发生器内的液态水通过第一排水支路排至第一排水罐内，将蒸汽发生器二次侧压力下降至与一次侧氦气压力相近，不会造成蒸汽发生器反向承压。然后关闭第一排水支路上的阀门，利用蒸汽过热器和蒸汽增压泵将电锅炉产生的辅助蒸汽升温升压，通过辅助支路通入一号蒸汽发生器内，并控制冷却蒸汽的压力与一号蒸汽发生器内压力相近，温度低于一号蒸汽发生器内部温度，对一号蒸汽发生器进行均热，当一号蒸汽发生器内部温度均匀后，减小辅助蒸汽的流量，使一号蒸汽发生器内部温度逐渐下降至与辅助蒸汽温度接近。然后增大辅助蒸汽的流量，同时逐渐调整蒸汽过热器功率降低辅助蒸汽的温度，进一步对一号蒸汽发生器进行降温。当一号蒸汽发生器温度降低至接近给水温度时，辅助蒸汽管路关闭，启动第一给水泵，一号蒸汽发生器开始通入给水，压力逐渐提升至正常运行压力，即可重启机组进行并网发电。通过设置第一排水罐和辅助蒸汽管路，先对一号蒸汽发生器进行排水降压，然后向一号蒸汽发生器通入接近出口管板温度的辅助蒸汽进行多级降温，直至蒸汽发生器冷却至接近给水温度时重启机组进行并网发电，能够大大加快蒸汽发生器的冷却时间，使得机组在较短时间内能够重新进行并网发电，缩短核电站停堆后到重启所需的时间，提升核电站的运行效率。辅助蒸汽升温升压后通入蒸汽发生器进行冷却，蒸汽发生器不会反向承压，同时冷却蒸汽温度接近蒸汽发生器出口管板温度，避免蒸汽发生器受到冷热冲击。
2.本发明提供的核电站蒸汽发生器冷却系统，还包括：依次连接的第二给水泵和二号蒸汽发生器，第二给水泵和二号蒸汽发生器与第一给水泵和一号蒸汽发生器并联设置，二号蒸汽发生器下游与汽轮机连接，第二给水泵的入口与凝汽器出口连通；减压降温管路，一端连接在一号蒸汽发生器出口端与二号蒸汽发生器出口端之间，另一端连通有两个辅助支路，其中一个辅助支路与一号蒸汽发生器入口端连通，另一辅助支路与二号蒸汽发生器的入口端连通。
当双堆运行两个反应堆同时停堆时，将电锅炉产生的辅助蒸汽升温升压，通过两个辅助支路进入一号蒸汽发生器和二号蒸汽发生器即可逐步对一号蒸汽发生器与二号蒸汽发生器两个蒸汽发生器同时进行降温。当两个蒸汽发生器内部温度都冷却至接近给水温度时，启动给水泵，蒸汽发生器二次侧压力升至正常运行压力，重新启动机组进行并网发电。
当双堆运行其中一个反应堆紧急停堆时，汽轮机快速降负荷，联锁快速关闭该反应堆对应的蒸汽发生器的进出口阀门，随后对蒸汽发生器进行排水降压，将正常运行的蒸汽发生器产生的主蒸汽通过减压阀和喷水减温装置减温降压，经过辅助支路通入紧急停堆对应的蒸汽发生器内进行冷却，压力与蒸汽发生器一次侧压力相近，温度低于蒸汽发生器内部温度，冷却过程中调整喷水降温装置逐渐降低冷却蒸汽的温度，进一步对蒸汽发生器进行降温。当蒸汽发生器温度降低至接近给水温度时，冷却蒸汽管路关闭，启动给水泵，蒸汽发生器开始通入给水，压力逐渐提升至正常运行压力，即可重启机组进行并网发电。这种冷却工况无需接入辅助蒸汽，而且一号蒸汽发生器与二号蒸汽发生器内蒸汽压力和温度相近，只需对其进行降温减压即可对停堆的蒸汽发生器进行降温，省去了辅助蒸汽的生成过程，能够进一步缩短蒸汽发生器冷却所需时间。
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为本发明的实施方式中提供的核电站蒸汽发生器冷却系统的布局示意图。
附图标记说明：1、一号蒸汽发生器；2、二号蒸汽发生器；3、第一截止阀；4、第二截止阀；5、第三截止阀；6、第四截止阀；7、第一排水罐；8、第五截止阀；9、第六截止阀；10、第七截止阀；11、第八截止阀；12、第二排水罐；13、汽轮机；14、凝汽器；15、除氧器；16、第二给水泵；17、第一给水泵；18、第九截止阀；19、减压阀；20、喷水降温装置；21、第十截止阀；22、第十一截止阀；23、第一流量调节阀；24、第十二截止阀；25、第二流量调节阀；26、第十三截止阀；27、第一排汽调节阀；28、第十四截止阀；29、第二排汽调节阀；30、第十五截止阀；31、蒸汽增压泵；32、蒸汽过热器；33、电锅炉。
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。此外，术语“第一”、“第二”、“第三”仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性。
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。
如图1所示为本实施例提供的一种核电站蒸汽发生器冷却系统，包括：依次连接的第一给水泵17、一号蒸汽发生器1、汽轮机13、凝汽器14和除氧器15，除氧器15的出口与第一给水泵17入口连通。
在第一给水泵17与一号蒸汽发生器1之间通过第一排水支路连接有第一排水罐7。第一给水泵17与一号蒸汽发生器1之间还连接有辅助蒸汽管路。
还包括依次连接的第二给水泵16和二号蒸汽发生器2，第二给水泵16和二号蒸汽发生器2与第一给水泵17和一号蒸汽发生器1并联设置，二号蒸汽发生器2下游与汽轮机13连接，第二给水泵16的入口与除氧器15的出口连通；在第二给水泵16与二号蒸汽发生器2之间的管路通过第二排水支路连接有第二排水罐12。
减压降温管路一端连接在一号蒸汽发生器1出口端与二号蒸汽发生器2出口端之间，另一端连通有两个辅助支路，其中一个辅助支路与一号蒸汽发生器1入口端连通，另一辅助支路与二号蒸汽发生器2的入口端连通。在两个辅助支路上均安装有流量调节阀，以控制进入到一号蒸汽发生器1和二号蒸汽发生器2内用于冷却的蒸汽的流量。辅助蒸汽管路与减压降温管路连通，辅助蒸汽管路的出口端连接在减压降温管路与两个辅助支路相连的一端。
减压降温管路上依次设有减压阀19和喷水降温装置20。辅助蒸汽管路上依次连接有电锅炉33、蒸汽过热器32和蒸汽增压泵31。一号蒸汽发生器1和二号蒸汽发生器2的出口端均连接有排汽管路。排汽管路上安装有排汽调节阀，以控制排汽流量，进而控制在一号蒸汽发生器1和二号蒸汽发生器2内部冷却蒸汽流量。凝汽器14出口与第一给水泵17入口还安装有除氧器15。以除去给水中的氧气和其它不凝结气体，以保证给水的品质。
如图1所示，在本实施例提供的一种核电站蒸汽发生器冷却系统中还包括多个阀门，具体地，在除氧器15出口分为两个管路，其中一个管路连接至第一给水泵17和一号蒸汽发生器1，在第一给水泵17与一号蒸汽发生器1之间设置有第一截止阀3；另一个管路连接至第二给水泵16和二号蒸汽发生器2，在第二给水泵16与二号蒸汽发生器2之间设置有第五截止阀8。
一号蒸汽发生器1的出口端依次连接有第二截止阀4和第三截止阀5，二号蒸汽发生器2的出口端依次连接有第六截止阀9和第七截止阀10，第三截止阀5下游的管路与第七截止阀10下游的管路共同连接在汇流管路上，汇流管路末端与汽轮机13连接。汽轮机13排气口接至凝汽器14，凝汽器14出口连接至除氧器15。
一号蒸汽发生器1的出口端的第一排汽管路连接在第二截止阀4和第三截止阀5之间，第一排汽管路上依次设置有第十三截止阀26和第一排汽调节阀27。二号蒸汽发生器2的出口端的第二排汽管路连接在第六截止阀9和第七截止阀10之间，第二排汽管路上依次设置有第十四截止阀28和第二排汽调节阀29。
减压降温管路的入口端连接在第三截止阀5和第七截止阀10之间的汇流管路上，减压降温管路上依次设置有第九截止阀18、减压阀19、喷水降温装置20和第十截止阀21，减压降温管路设有第十截止阀21的一端连接两个辅助支路。与一号蒸汽发生器1连通的辅助支路上依次连接有第十一截止阀22和第一流量调节阀23，辅助支路设有第一流量调节阀23的一端连接在第一截止阀3与一号蒸汽发生器1之间的管路上。与二号蒸汽发生器2连通的辅助支路上依次连接有第十二截止阀24和第二流量调节阀25，辅助支路设有第二流量调节阀25的一端连接在第五截止阀8与二号蒸汽发生器2之间的管路上。
辅助蒸汽管路的出口端连接在减压降温管路与两个辅助支路相连的一端，即辅助蒸汽管路的出口端连接在第十截止阀21下游与第十一截止阀22和第十二截止阀24上游之间的管路上。辅助蒸汽管路上依次设置有电锅炉33、蒸汽过热器32、蒸汽增压泵31和第十五截止阀30。
第一排水支路连接在第一截止阀3与一号蒸汽发生器1之间，第一排水支路上依次安装有第四截止阀6和第一排水罐7。第二排水支路连接在第五截止阀8与二号蒸汽发生器2之间，第二排水支路上依次安装有第八截止阀11和第二排水罐12。
本实施例提供的核电站蒸汽发生器冷却系统在进行停堆冷却时，具体分为以下两种情况：
第一种停堆冷却方式
双堆运行时，其中一个反应堆正常运行，另一个反应堆紧急停堆时其蒸汽发生器的冷却方法。本实施例中以二号反应堆正常运行，一号反应堆紧急停堆时一号蒸汽发生器1冷却方法举例(一号反应堆正常运行，二号反应堆紧急停堆时二号蒸汽发生器2冷却方法相同)。
在第一时间段内，一号反应堆紧急停堆后，汽轮机13快速降负荷。联锁快速关闭一号蒸汽发生器1的进出口截止阀，即快速关闭第一截止阀3和第二截止阀4，确保一号蒸汽发生器1传热管内的水不会冲到管板处，不应造成冷热冲击。一回路主氦风机停运，一回路和二回路不进行热量交换。打开第四截止阀6，将一号蒸汽发生器1内液态水排至第一排水罐7内，将一号蒸汽发生器1二次侧压力由12.5Mpa下降至7Mpa，即一号蒸汽发生器1二次侧压力与一次侧氦气压力相近，不会造成蒸汽发生器反向承压。
在第二时间段内，打开第九截止阀18、第十截止阀21，将二号蒸汽发生器2产生的蒸汽通过减压阀19减压至7Mpa，降温过程中设置减压阀19的阀后压力7Mpa，蒸汽经过减压阀19后即可自动降至7Mpa。投入喷水降温装置20，将主蒸汽降温至400℃，打开第十一截止阀22，微开第一流量调节阀23，微开第一排汽调节阀27对一号蒸汽发生器1进行均热，当一号蒸汽发生器1内部温度均匀后，调整第一流量调节阀23和第一排汽调节阀27的开度对一号蒸汽发生器1小流量冷却，控制一号蒸汽发生器1出口管板温度下降速率不超过5℃/h。
在第三时间段内，当一号蒸汽发生器1管板出口温度下降至接近冷却蒸汽温度400℃时，调整第一流量调节阀23和第一排汽调节阀27的开度适当增大冷却蒸汽流量，冷却过程中调节喷水降温装置20跟随蒸汽发生器出口管板温度降温，控制冷却蒸汽温度与蒸汽发生器出口管板温度差值不超过30℃，此阶段控制一号蒸汽发生器1出口管板温度下降速率不超过10℃/h。
在第四时间段内，当一号蒸汽发生器1出口管板温度冷却至接近给水温度180℃时，一号蒸汽发生器1冷却结束。关闭第十一截止阀22，第九截止阀18、第十截止阀21，退出一号蒸汽发生器1冷却蒸汽回路。启动一号给水泵，一号蒸汽发生器1二次侧升压至11Mpa，随后重新启动一号反应堆，待一号蒸汽发生器1产生合格蒸汽后并入主蒸汽母管提升机组负荷。
第二种停堆冷却方式
双堆运行时，两个反应堆同时紧急停堆时蒸汽发生器冷却方法(对于只有一个反应堆的项目，反应堆紧急停堆时蒸汽发生器的冷却方法与该方法相同，文中不再赘述)。
在第一时间段内，两个反应堆同时紧急停堆后，汽轮机13快速停机。联锁快速关闭一号蒸汽发生器1的进出口截止阀，即快速关闭第一截止阀3和第二截止阀4；同时联锁快速关闭二号蒸汽发生器2的进出口截止阀，即快速关闭第五截止阀8和第六截止阀9，确保一号蒸汽发生器1和二号蒸汽发生器2传热管内的水均不会冲到管板处，避免造成冷热冲击。一回路主氦风机停运，一回路和二回路不进行热量交换。
打开第四截止阀6，将将一号蒸汽发生器1内液态水排至第一排水罐7内，将一号蒸汽发生器1二次侧压力由12.5Mpa下降至7Mpa。打开第八截止阀11，将将二号蒸汽发生器2内液态水排至第二排水罐12内，将二号蒸汽发生器2二次侧压力由12.5Mpa下降至7Mpa，即一号蒸汽发生器1和二号蒸汽发生器2的二次侧压力均与其一次侧氦气压力相近，不会造成蒸汽发生器反向承压。
在第二时间段内，打开第十五截止阀30，启动过热器将电锅炉产生的辅助蒸汽温度由190℃加热至400℃，投用蒸汽增压泵31将辅助蒸汽由1Mpa提升至7Mpa，即保证一号蒸汽发生器1和二号蒸汽发生器2二次侧压力与一次侧氦气压力相近，不会造成蒸汽发生器反向承压。打开第十一截止阀22，微开第一流量调节阀23，微开第一排汽调节阀27对一号蒸汽发生器1进行均热，当一号蒸汽发生器1内部温度均匀后，调整第一流量调节阀23和第一排汽调节阀27开度对一号蒸汽发生器1小流量冷却，控制一号蒸汽发生器1出口管板温度下降速率不超过5℃/h。
同时打开第十二截止阀24，微开第二流量调节阀25，微开第二排汽调节阀29对二号蒸汽发生器2进行均热，当二号蒸汽发生器2内部温度均匀后，调整第二流量调节阀25和第二排汽调节阀29开度对二号蒸汽发生器2小流量冷却，控制二号蒸汽发生器2出口管板温度下降速率不超过5℃/h。
在第三时间段内，当一号蒸汽发生器1和二号蒸汽发生器2出口管板温度下降至接近冷却蒸汽温度400℃时，调整第一流量调节阀23和第一排汽调节阀27开度适当增大冷却蒸汽流量，调整第二流量调节阀25和第二排汽调节阀29开度适当增大冷却蒸汽流量，冷却过程中调节蒸汽过热器32功率跟随蒸汽发生器出口管板温度降温，控制冷却蒸汽温度与蒸汽发生器出口管板温度差值不超过30℃，此阶段控制一号蒸汽发生器1和二号蒸汽发生器2出口管板温度下降速率不超过10℃/h
在第四时间段内，当两个蒸汽发生器出口管板温度都冷却至接近给水温度180℃时，蒸汽发生器冷却结束，关闭第十五截止阀30退出蒸汽发生器冷却蒸汽。分别启动第一给水泵17和第二给水泵16，向一号蒸汽发生器1和二号蒸汽发生器2通入给水，压力升至11Mpa时，重新启动机组进行并网发电。
本实施例提供的使用高温高压蒸汽对核电站蒸汽发生器冷却的系统及方法，较电厂原有蒸汽发生器冷却方式，时间节省约10天左右，将停堆冷却时间由原来的12天缩短至2天左右，机组可以尽快并网发电，经济效益显著。且本实施例中提供的最大限度利用电厂原有的电锅炉系统、蒸汽管路、蒸汽过热设备，仅增加蒸汽增压泵、冷却蒸汽管道、喷水减温装置及减压阀、调节阀等设备，设备改造成本低，投资收益高。
本发明使用接近蒸汽发生器出口管板温度的高温蒸汽对蒸汽发生器进行逐步降温冷却，冷却过程中跟随蒸汽发生器管板温度调低冷却蒸汽温度，降低了蒸汽发生器传热管及出口管板的冷热冲击及热应力，保证了蒸汽发生器设备安全。可在高温气冷堆、钠冷快堆等核电直流蒸汽发生器进行推广使用。
作为替代的实施方式，核电站蒸汽发生器冷却系统中可只设置一号蒸汽发生器和其配套设施，仅通过辅助蒸汽进行降温；还可以设置并联的多组蒸汽发生器和其配套设置，利用多组蒸汽发生器之间配合降温。
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 (6)

1.一种核电站蒸汽发生器冷却系统，其特征在于，包括：依次连接的第一给水泵(17)、一号蒸汽发生器(1)、汽轮机(13)和凝汽器(14)、除氧器(15)，所述除氧器(15)出口与所述第一给水泵(17)入口连通；
第一排水罐(7)，通过第一排水支路连接在所述第一给水泵(17)与所述一号蒸汽发生器(1)之间；
辅助蒸汽管路，其输出端连通在所述第一给水泵(17)与所述一号蒸汽发生器(1)之间，所述辅助蒸汽管路上依次连接有电锅炉(33)、蒸汽过热器(32)和蒸汽增压泵(31)；
还包括：
依次连接的第二给水泵(16)和二号蒸汽发生器(2)，所述第二给水泵(16)和所述二号蒸汽发生器(2)与所述第一给水泵(17)和所述一号蒸汽发生器(1)并联设置，所述二号蒸汽发生器(2)下游与所述汽轮机(13)连接，所述第二给水泵(16)的入口与所述除氧器(15)出口连通；
减压降温管路，一端连接在所述一号蒸汽发生器(1)出口端与所述二号蒸汽发生器(2)出口端之间，另一端连通有两个辅助支路，其中一个所述辅助支路与所述一号蒸汽发生器(1)入口端连通，另一所述辅助支路与所述二号蒸汽发生器(2)的入口端连通，所述辅助蒸汽管路与所述减压降温管路连通。
2.根据权利要求1所述的核电站蒸汽发生器冷却系统，其特征在于，还包括第二排水罐(12)，通过第二排水支路连接在所述第二给水泵(16)与所述二号蒸汽发生器(2)之间。
3.根据权利要求1所述的核电站蒸汽发生器冷却系统，其特征在于，所述减压降温管路上依次设有减压阀(19)和喷水降温装置(20)。
4.根据权利要求1所述的核电站蒸汽发生器冷却系统，其特征在于，两个所述辅助支路上均安装有流量调节阀。
5.根据权利要求1所述的核电站蒸汽发生器冷却系统，其特征在于，所述一号蒸汽发生器(1)的出口端还连接有排汽管路。
6.根据权利要求5所述的核电站蒸汽发生器冷却系统，其特征在于，所述蒸汽发生器出口排汽管路上安装有排汽调节阀。
CN202111558159.1A 2021-12-17 2021-12-17 一种核电站蒸汽发生器冷却系统 Active CN114234173B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202111558159.1A CN114234173B (zh) 2021-12-17 2021-12-17 一种核电站蒸汽发生器冷却系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202111558159.1A CN114234173B (zh) 2021-12-17 2021-12-17 一种核电站蒸汽发生器冷却系统

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN114234173A CN114234173A (zh) 2022-03-25
CN114234173B true CN114234173B (zh) 2022-09-23

Family

ID=80758792

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202111558159.1A Active CN114234173B (zh) 2021-12-17 2021-12-17 一种核电站蒸汽发生器冷却系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN114234173B (zh)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN115083631A (zh) * 2022-06-02 2022-09-20 中广核研究院有限公司 双环路小型压水堆应急余热排出系统
CN115083646B (zh) * 2022-06-23 2023-06-27 华能核能技术研究院有限公司 一种高温气冷堆紧急停堆后蒸汽发生器快速冷却的方法

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3997767A (en) * 1973-07-31 1976-12-14 Combustion Engineering, Inc. Reactor trip on turbine trip inhibit control system for nuclear power generating system
CN104505130B (zh) * 2014-11-18 2017-11-10 上海核工程研究设计院 一种核电站非能动应急给水系统
CN105863744A (zh) * 2016-04-29 2016-08-17 东南大学 一种用于核电机组的安全变频电源系统
CN109767852A (zh) * 2019-02-22 2019-05-17 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及其工作方法
CN111561690B (zh) * 2020-05-18 2021-12-21 中国核动力研究设计院 应对所有蒸汽发生器二次侧卸压事故的控制方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN114234173A (zh) 2022-03-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN114234173B (zh) 一种核电站蒸汽发生器冷却系统
CN106887265B (zh) 一种球床模块式高温气冷堆的启停堆系统
CN113389606A (zh) 一种核电机组汽轮机中压缸排汽抽汽直接供热系统及方法
CN115263476B (zh) 一种超临界二氧化碳串联式双透平发电系统的控制方法
US20050013402A1 (en) Method of operating a nuclear power plant
CN115274150B (zh) 一种基于集中海水冷却的二回路余热排出系统及方法
US10808578B2 (en) Stack energy control in combined cycle power plant using heating surface bypasses
CN109801722B (zh) 核电厂seu系统板式换热器的换热试验方法及系统
CN114017759A (zh) 一种高温气冷堆核电站冷却系统
JPH05203792A (ja) 発電所設備及びその運転法
CN114034032A (zh) 一种高温气冷堆低负荷运行阶段的热量回收系统及方法
CN215988119U (zh) 一种用于高温气冷堆紧急停堆后蒸汽发生器冷却系统
CN215927489U (zh) 一种高温气冷堆非核蒸汽冲转系统
CN114198738B (zh) 一种高温气冷堆给水加热系统
CN219160314U (zh) 一种核电站给水加热汽源热备用系统
CN113982700B (zh) 一种高温气冷堆轴封供汽系统
CN114220574B (zh) 一种高温气冷堆蒸汽发生器快速冷却的系统及方法
CN220471596U (zh) 一种适用于高温气冷堆对外供热核电机组的回热系统
CN213395249U (zh) 一种高温气冷堆二回路的内置式启停堆装置
CN215718993U (zh) 用于核电站汽轮机主给水泵检修前的快速冷却装置
CN217444077U (zh) 一种高温气冷堆机组启停堆系统
CN218544506U (zh) 一种锅炉冷却系统
CN216788504U (zh) 基于具有低参数抽汽的抽汽式汽轮机回热系统
CN111174191B (zh) 一种反应堆启停系统及方法
CN114753899A (zh) 一种高温气冷堆蒸汽发生器运行控制系统及方法

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