CN115199350A - 压水堆汽轮机保护装置、系统及方法 - Google Patents

压水堆汽轮机保护装置、系统及方法 Download PDF

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CN115199350A CN202210655121.4A CN202210655121A CN115199350A CN 115199350 A CN115199350 A CN 115199350A CN 202210655121 A CN202210655121 A CN 202210655121A CN 115199350 A CN115199350 A CN 115199350A
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Abstract

本发明涉及一种压水堆汽轮机保护装置、系统及方法，该方法包括以下步骤S1、获取核电厂实时运行数据；S2、根据核电厂实时运行数据，计算实时监测参数值；其中，实时监测参数值包括蒸汽过热度和/或给水流量与堆芯核功率的失配量；S3、将实时监测参数值与保护定值进行比较，判断汽轮机的运行是否存在风险，输出判断结果；根据判断结果控制汽轮机执行动作。该装置包括处理模块和控制模块。该系统包括堆芯、汽轮机、直流蒸汽发生器、冷凝器、传热管道、给水管道以及上述的汽轮机保护装置。本发明能够实时监测汽轮机的状态，对汽轮机实现蒸汽过热度低保护、和/或给水流量与堆芯核功率失配高保护，从而触发汽轮机跳闸，避免蒸汽进入汽轮机。

Description

压水堆汽轮机保护装置、系统及方法
技术领域
本发明涉及核电技术领域，尤其涉及一种压水堆汽轮机保护装置、系统及方法。
背景技术
汽轮机为高速旋转机械，为了保证汽轮机寿命，一般对进入汽轮机的蒸汽干度有严格的要求，避免蒸汽夹带的液滴损伤汽轮机叶片。
现有核电厂设计中，反应堆保护系统中一般设计蒸汽发生器水位高停堆保护信号，停堆信号触发后进一步触发汽轮机跳闸，避免蒸汽发生器水位过高淹没汽水分离器，影响汽水分离效果，从而确保进入汽轮机内的蒸汽品质满足汽轮机正常工作要求。
越来越多的核动力装置采用直流蒸汽发生器设计，直流蒸汽发生器一般设计为二次侧给水在传热管内由过冷水转换过热蒸汽，蒸汽发生器内包含数百根传热管，工程上无法监测二次侧水位；并且直流蒸汽发生器无汽水分离装置，也无法直接通过限制二次侧水位保证蒸汽品质，因此传统的保护系统方案对应用直流蒸汽发生器的反应堆设计不适用。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的缺陷，提供一种安全可靠的压水堆汽轮机保护装置、系统及方法。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种压水堆汽轮机保护方法，包括以下步骤：
S1、获取核电厂实时运行数据；其中，所述核电厂实时运行数据包括蒸汽压力、蒸汽温度、堆芯核功率以及给水流量，所述给水流量为蒸汽发生器的给水流量；
S2、根据所述核电厂实时运行数据，计算实时监测参数值；其中，所述实时监测参数值包括蒸汽过热度和/或给水流量与堆芯核功率的失配量；
S3、将所述实时监测参数值与保护定值进行比较，判断所述汽轮机的运行是否存在风险，输出判断结果；根据所述判断结果控制汽轮机执行动作。
优选地，所述步骤S2具体包括：
S21、根据所述蒸汽压力和所述蒸汽温度计算出所述蒸汽过热度；和/或
S22、根据所述堆芯核功率和所述给水流量计算出所述给水流量与堆芯核功率的失配量。
优选地，所述步骤S21具体包括：
S211、根据所述蒸汽压力计算出蒸汽饱和温度；
S212、根据所述蒸汽饱和温度和所述蒸汽温度计算出所述蒸汽过热度。
优选地，所述蒸汽饱和温度通过式(1)计算得到：
TSAT＝179.895+99.86X+24.38X2+5.67X3+0.935X4 式(1)；
其中，X＝log10(P)，TSAT为蒸汽饱和温度，其单位为℃；P为蒸汽压力，其单位为MPa。
优选地，所述步骤S22具体包括：
S221、根据所述堆芯核功率计算出堆芯核功率份额，根据所述给水流量计算出给水流量份额；
S222、根据所述堆芯核功率份额和所述给水流量份额计算出所述给水流量与堆芯核功率的失配量。
优选地，所述将所述实时监测参数值与保护定值进行比较，判断所述汽轮机的运行是否存在风险，输出判断结果具体包括：
判断所述蒸汽过热度是否低于第一保护定值，和/或判断所述给水流量与堆芯核功率的失配量是否超过第二保护定值。
优选地，所述根据所述判断结果控制汽轮机执行动作具体包括：
若所述蒸汽过热度低于所述第一保护定值，和/或所述给水流量与所述堆芯核功率失配量超过所述第二保护定值，触发所述汽轮机跳闸；否则，所述汽轮机继续保持运行。
本发明还构造了一种压水堆汽轮机保护装置，包括：
处理模块，用于根据核电厂实时运行数据，计算实时监测参数值；其中，所述核电厂实时运行数据包括蒸汽压力、蒸汽温度、堆芯核功率以及给水流量，所述给水流量为蒸汽发生器的给水流量；所述实时监测参数值包括蒸汽过热度和/或给水流量与堆芯核功率的失配量；并将所述实时监测参数值与保护定值进行比较，判断所述汽轮机的运行是否存在风险；以及
控制模块，用于控制汽轮机执行动作。
优选地，所述处理模块包括：
饱和温度计算单元，用于根据蒸汽压力计算出蒸汽饱和温度；
第一归一化计算单元，用于根据堆芯核功率计算出堆芯核功率份额；以及
第二归一化计算单元，用于根据给水流量计算出给水流量份额。
本发明还构造了一种压水堆汽轮机保护系统，包括堆芯、汽轮机、蒸汽发生器、冷凝器、传热管道、给水管道以及上述的压水堆汽轮机保护装置；
所述堆芯通过传热管道与所述蒸汽发生器连接，所述蒸汽发生器的蒸汽出口通过蒸汽管道连接至所述汽轮机入口，所述汽轮机出口连接至所述冷凝器第一端，所述冷凝器第二端通过给水管道连接至所述蒸汽发生器的进水入口；
所述蒸汽管道上设有用于监测蒸汽压力的压力变送器以及用于检测蒸汽温度的温度计，所述给水管道上设有用于检测给水流量的流量计，所述堆芯上设有中子探测器，用于监测所述堆芯核功率；
所述汽轮机、所述压力变送器、所述温度计、所述流量计和所述中子探测器分别与所述压水堆汽轮机保护装置通信连接。
优选地，所述传热管道包括热管段、过渡管段和冷管段；
所述堆芯通过所述热管段与所述蒸汽发生器连接，所述蒸汽发生器通过过渡管段与主泵相连，所述主泵通过所述冷管段与所述堆芯相连。
优选地，所述压水堆汽轮机保护系统还包括给水泵和给水调节阀；
所述冷凝器第二端依次通过所述给水泵和所述给水调节阀连接至所述蒸汽发生器的进水入口。
实施本发明具有以下有益效果：本发明能够实时监测汽轮机的状态，对汽轮机实现蒸汽过热度低保护、和/或给水流量与堆芯核功率失配高保护，从而触发汽轮机跳闸，避免蒸汽进入汽轮机；可以在核电厂出现异常工况时，保证进入汽轮机的蒸汽品质满足运行要求，避免异常工况下进入汽轮机的蒸汽品质降低过多，实现对汽轮机的运行保护。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：
图1是本发明的压水堆汽轮机保护方法的流程框图；
图2是本发明的压水堆汽轮机保护方法步骤S2的流程框图；
图3是本发明的压水堆汽轮机保护方法步骤S21的流程框图；
图4是本发明的压水堆汽轮机保护方法步骤S22的流程框图；
图5是本发明的压水堆汽轮机保护装置的结构示意图；
图6是本发明的压水堆汽轮机保护装置的逻辑框图；
图7是本发明的压水堆汽轮机保护系统的结构示意图。
具体实施方式
为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。以下描述中，需要理解的是，“前”、“后”、“上”、“下”、“左”、“右”、“纵”、“横”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”、“内”、“外”、“头”、“尾”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、以特定的方位构造和操作，仅是为了便于描述本技术方案，而不是指示所指的装置或元件必须具有特定的方位，因此不能理解为对本发明的限制。
还需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，“安装”、“相连”、“连接”、“固定”、“设置”等术语应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或成一体；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或两个元件的相互作用关系。当一个元件被称为在另一元件“上”或“下”时，该元件能够“直接地”或“间接地”位于另一元件之上，或者也可能存在一个或更多个居间元件。术语“第一”、“第二”、“第三”等仅是为了便于描述本技术方案，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量，由此，限定有“第一”、“第二”、“第三”等的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。
以下描述中，为了说明而不是为了限定，提出了诸如特定系统结构、技术之类的具体细节，以便透彻理解本发明实施例。然而，本领域的技术人员应当清楚，在没有这些具体细节的其它实施例中也可以实现本发明。在其它情况中，省略对众所周知的系统、装置、电路以及方法的详细说明，以免不必要的细节妨碍本发明的描述。
如图1所示，为本发明的一种压水堆汽轮机保护方法，主要应用于压水堆核电厂汽轮机，该方法包括以下步骤：
S1、获取核电厂实时运行数据；其中，核电厂实时运行数据包括蒸汽参数和核功率参数；
进一步地，核电厂实时运行数据包括蒸汽压力、蒸汽温度、堆芯核功率以及给水流量，所述给水流量为蒸汽发生器的给水流量；在本实施例中，蒸汽发生器的类型直流蒸汽发生器。具体地，在直流蒸汽发生器出口蒸汽管线上布置压力变送器，监测实时的蒸汽压力；在直流蒸汽发生器出口蒸汽管线上温度计，监测实时的蒸汽温度；在堆芯布置中子探测器，监测得到实时的堆芯核功率，其中，可采用自给能中子探测器(SPND)；在直流蒸汽发生器给水管线上布置流量计，监测实时的给水流量。
S2、根据核电厂实时运行数据，计算实时监测参数值；该实时监测参数值主要包括蒸汽过热度、以及给水流量与堆芯核功率的失配量；
如图2所示，进一步地，步骤S2具体包括：
S21、根据蒸汽压力和蒸汽温度计算出蒸汽过热度；再如图3所示，具体地，步骤S21具体包括：
S211、根据蒸汽压力计算出蒸汽饱和温度；
S212、根据蒸汽饱和温度和蒸汽温度计算出蒸汽过热度。
在本实施例中，该蒸汽过热度是根据蒸汽饱和温度和蒸汽温度计算得到，而蒸汽饱和温度是根据蒸汽压力计算得到，具体地，蒸汽饱和温度通过以下式(1)得到：
TSAT＝179.895+99.86X+24.38X2+5.67X3+0.935X4 式(1)；
其中，X＝log10(P)，TSAT为蒸汽饱和温度，其单位为℃；P为蒸汽压力，其单位为MPa。可将X＝log10(P)代入式(1)中，表示为：TSAT＝179.895+99.86log10(P)+24.38[log10(P)]2+5.67[log10(P)]3+0.935[log10(P)]4；根据监测得到的蒸汽饱和温度TSAT和蒸汽温度Ts可获得蒸汽过热度ΔT＝Ts-TSAT；
和/或S22、根据堆芯核功率和给水流量计算出给水流量与堆芯核功率的失配量。可理解地，步骤S2可以包括步骤S21和/或步骤S22，在本实施例中，需要同时考虑蒸汽过热度以及给水流量与堆芯核功率的失配量，分别计算出蒸汽过热度以及给水流量与堆芯核功率的失配量，并且分别与保护定值进行对比，当两者均达到触发条件时，综合考虑两者的参数得出汽轮机的运行存在风险时，才触发汽轮机跳闸，提高运行效率。而在一些实施例中，可以仅通过考虑蒸汽过热度来判断汽轮机的运行是否存在风险，例如根据蒸汽过热度判断出汽轮机的运行存在风险时，触发汽轮机跳闸；在另一些实施例中，也可以仅通过考虑给水流量与堆芯核功率的失配量来判断汽轮机的运行是否存在风险，例如根据给水流量与堆芯核功率的失配量判断出汽轮机的运行存在风险时，触发汽轮机跳闸。可以根据实际情况综合考虑，从而选取合适的汽轮机跳闸所需满足的触发条件。此处，触发条件包括判断蒸汽过热度是否低于第一保护定值，和/或判断给水流量与堆芯核功率的失配量是否超过第二保护定值。
再如图4所示，具体地，步骤S22具体包括：
S221、根据堆芯核功率计算出堆芯核功率份额，根据给水流量计算出给水流量份额；
S222、根据堆芯核功率份额和给水流量份额计算出给水流量与堆芯核功率的失配量。
在本实施例中，根据监测得到的实时的堆芯核功率，通过归一化处理转换得到堆芯核功率份额Pn，归一化计算公式为Pn＝P/P0，其中，Pn为归一化的堆芯核功率份额，P为实时的堆芯核功率，P0为额定名义核功率。根据监测得到的实时的给水流量，并通过归一化处理转换得到给水流量份额Qn，归一化计算公式为Qn＝Q/Q0，其中，Qn为归一化的给水流量份额，Q为实时的给水流量，Q0为额定名义给水流量。根据监测并经过归一化处理得到的堆芯核功率份额和给水流量份额可获得给水流量与堆芯核功率的失配量。
S3、将实时监测参数值与保护定值进行比较，判断汽轮机的运行是否存在风险，输出判断结果；根据判断结果控制汽轮机执行动作。
如图6所示，图6示出本发明的控制逻辑原理，具体地，本实施例中包括蒸汽过热度低保护、以及给水流量与堆芯核功率失配高保护，因此该保护定值主要包括两组参数，分别是关于蒸汽过热度的第一保护定值、以及关于给水流量与堆芯核功率的失配量的第二保护定值；分别判断蒸汽过热度是否低于第一保护定值，和/或判断给水流量与堆芯核功率的失配量是否超过第二保护定值，从而输出判断结果，根据该判断结果控制汽轮机执行相关动作，例如触发汽轮机跳闸或继续运行等。
针对蒸汽过热度低保护，由于无法直接监测蒸汽干度，工程上一般通过蒸汽过热度判断蒸汽干度。若给水控制出现异常，出现给水流量大于需求的给水流量的情况，堆芯功率与给水流量不匹配，蒸汽过热度降低，蒸汽干度无法保证，甚至可能产生湿蒸汽进入汽轮机，对汽轮机叶片造成损伤。因此，通过设计蒸汽过热度保护，若实时监测计算得到的蒸汽过热度ΔT低于第一保护定值，将触发汽轮机跳闸，汽轮机入口阀门快速关闭，避免湿蒸汽进入汽轮机，损坏汽轮机叶片，实现汽轮机的运行保护；否则，汽轮机继续保持正常运行。
针对给水流量与堆芯核功率失配高保护，若给水控制出现异常，出现给水流量突然远大于需求的给水流量的情况，由于主要受限于蒸汽发生器响应和温度计响应，蒸汽过热度信号响应相对较慢，在此种情况下，过热度保护信号无法保证进入汽轮机的蒸汽干度始终满足运行要求。堆芯核功率和给水流量信号响应较快，因此通过设计给水流量与堆芯核功率失配保护，可以间接表征蒸汽干度。在出现给水流量突然远大于需求的给水流量的情况下，给水流量与堆芯核功率将出现大幅失配情况，当失配量超过第二保护定值时，触发汽轮机跳闸，汽轮机入口阀门快速关闭，避免湿蒸汽进入汽轮机，损坏汽轮机叶片，实现汽轮机的运行保护；否则，汽轮机可继续保持正常运行。
综上所述，若实时监测计算得到的蒸汽过热度ΔT低于第一保护定值，和/或给水流量与堆芯核功率失配量超过第二保护定值，触发汽轮机跳闸，避免蒸汽进入汽轮机，实现汽轮机运行保护；否则，汽轮机可继续保持正常运行。
本发明还构造了一种压水堆汽轮机保护装置，用于实现上述压水堆汽轮机保护方法，如图5所示，该压水堆汽轮机保护装置包括处理模块，用于根据核电厂实时运行数据，计算实时监测参数值；并将实时监测参数值与保护定值进行比较，判断汽轮机的运行是否存在风险；以及控制模块，用于控制汽轮机执行动作。其中，核电厂实时运行数据包括蒸汽压力、蒸汽温度、堆芯核功率以及给水流量，给水流量为蒸汽发生器的给水流量；实时监测参数值包括蒸汽过热度和/或给水流量与堆芯核功率的失配量；
进一步地，处理模块包括饱和温度计算单元，用于根据蒸汽压力计算出蒸汽饱和温度；第一归一化计算单元，用于根据堆芯核功率进行归一化处理计算出堆芯核功率份额；以及第二归一化计算单元，用于根据给水流量进行归一化处理计算出给水流量份额。
针对直流蒸汽发生器设计特点，本发明还构造了一种应对异常工况的压水堆汽轮机保护系统，如图7所示，该系统包括堆芯1、汽轮机2、直流蒸汽发生器3、冷凝器4、传热管道10、给水管道20、用于测量核电厂实时运行数据的相关测量设备以及上述的压水堆汽轮机保护装置110；
堆芯1通过传热管道10与直流蒸汽发生器3连接，进一步地，传热管道包括热管段101、过渡管段102和冷管段103；具体的，堆芯1通过热管段与直流蒸汽发生器3连接，该热管段101上还设有稳压器1010；直流蒸汽发生器3通过过渡管段102与主泵5相连，主泵5通过冷管段103与堆芯1相连。直流蒸汽发生器3的蒸汽出口通过蒸汽管道30连接至汽轮机2入口，汽轮机2出口连接至冷凝器4第一端，冷凝器4第二端通过给水管道20连接至直流蒸汽发生器3的进水入口；进一步地，压水堆汽轮机保护系统还包括给水泵201和给水调节阀202；冷凝器4第二端依次通过给水泵201和给水调节阀202连接至直流蒸汽发生器3的进水入口。汽轮机2以及该相关测量设备分别与压水堆汽轮机保护装置110通信连接，以进行数据传输，实现实时监测。
具体的，蒸汽管道30上设有用于监测蒸汽压力的压力变送器6以及用于检测蒸汽温度的温度计7，给水管道20上设有用于检测给水流量的流量计8，堆芯1上设有中子探测器9，用于监测实时的堆芯核功率；压力变送器6、温度计7、流量计8和中子探测器9分别与压水堆汽轮机保护装置110通信连接。可理解地，上述用于测量核电厂实时运行数据的相关测量设备并不仅限于压力变送器、温度计、流量计和中子探测器，可采用其他可替换的能够测量出上述数据的其他设备。
本发明通过压水堆汽轮机保护装置能够实时监测汽轮机的状态，对汽轮机实现蒸汽过热度低保护、和/或给水流量与堆芯核功率失配高保护，判断汽轮机的运行是否存在风险，输出判断结果；根据判断结果控制汽轮机执行动作，触发汽轮机跳闸，避免蒸汽进入汽轮机，实现汽轮机运行保护；否则，汽轮机可继续保持正常运行。本发明是针对直流式蒸汽发生器的核电厂压水堆汽轮机保护，综合直流式蒸汽发生器设计特点和汽轮机运行要求，从核电厂设计角度提出的技术方法，基于蒸汽过热度低和给水流量与堆芯核功率失配高的汽轮机保护设计方案，可以在核电厂出现异常工况时，保证进入汽轮机的蒸汽品质满足运行要求，提高了安全性和可靠性。
可以理解的，以上实施例仅表达了本发明的优选实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对本发明专利范围的限制；应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，可以对上述技术特点进行自由组合，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本发明的保护范围；因此，凡跟本发明权利要求范围所做的等同变换与修饰，均应属于本发明权利要求的涵盖范围。

Claims (12)

1.一种压水堆汽轮机保护方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1、获取核电厂实时运行数据；其中，所述核电厂实时运行数据包括蒸汽压力、蒸汽温度、堆芯核功率以及给水流量，所述给水流量为蒸汽发生器的给水流量；
S2、根据所述核电厂实时运行数据，计算实时监测参数值；其中，所述实时监测参数值包括蒸汽过热度和/或给水流量与堆芯核功率的失配量；
S3、将所述实时监测参数值与保护定值进行比较，判断所述汽轮机的运行是否存在风险，输出判断结果；根据所述判断结果控制汽轮机执行动作。
2.根据权利要求1所述的压水堆汽轮机保护方法，其特征在于，所述步骤S2具体包括：
S21、根据所述蒸汽压力和所述蒸汽温度计算出所述蒸汽过热度；和/或
S22、根据所述堆芯核功率和所述给水流量计算出所述给水流量与堆芯核功率的失配量。
3.根据权利要求2所述的压水堆汽轮机保护方法，其特征在于，所述步骤S21具体包括：
S211、根据所述蒸汽压力计算出蒸汽饱和温度；
S212、根据所述蒸汽饱和温度和所述蒸汽温度计算出所述蒸汽过热度。
4.根据权利要求3所述的压水堆汽轮机保护方法，其特征在于，所述蒸汽饱和温度通过式(1)计算得到：
TSAT＝179.895+99.86X+24.38X2+5.67X3+0.935X4 式(1)；
其中，X＝log10(P)，TSAT为蒸汽饱和温度，其单位为℃；P为蒸汽压力，其单位为MPa。
5.根据权利要求2所述的压水堆汽轮机保护方法，其特征在于，所述步骤S22具体包括：
S221、根据所述堆芯核功率计算出堆芯核功率份额，根据所述给水流量计算出给水流量份额；
S222、根据所述堆芯核功率份额和所述给水流量份额计算出所述给水流量与堆芯核功率的失配量。
6.根据权利要求2所述的压水堆汽轮机保护方法，其特征在于，所述将所述实时监测参数值与保护定值进行比较，判断所述汽轮机的运行是否存在风险，输出判断结果具体包括：
判断所述蒸汽过热度是否低于第一保护定值，和/或判断所述给水流量与堆芯核功率的失配量是否超过第二保护定值。
7.根据权利要求6所述的压水堆汽轮机保护方法，其特征在于，所述根据所述判断结果控制汽轮机执行动作具体包括：
若所述蒸汽过热度低于所述第一保护定值，和/或所述给水流量与所述堆芯核功率失配量超过所述第二保护定值，触发所述汽轮机跳闸；否则，所述汽轮机继续保持运行。
8.一种压水堆汽轮机保护装置，其特征在于，包括：
处理模块，用于根据核电厂实时运行数据，计算实时监测参数值；其中，所述核电厂实时运行数据包括蒸汽压力、蒸汽温度、堆芯核功率以及给水流量，所述给水流量为蒸汽发生器的给水流量；所述实时监测参数值包括蒸汽过热度和/或给水流量与堆芯核功率的失配量；并将所述实时监测参数值与保护定值进行比较，判断所述汽轮机的运行是否存在风险；以及
控制模块，用于控制汽轮机执行动作。
9.根据权利要求8所述的压水堆汽轮机保护装置，其特征在于，所述处理模块包括：
饱和温度计算单元，用于根据所述蒸汽压力计算出蒸汽饱和温度；
第一归一化计算单元，用于根据所述堆芯核功率计算出堆芯核功率份额；以及
第二归一化计算单元，用于根据所述给水流量计算出给水流量份额。
10.一种压水堆汽轮机保护系统，其特征在于，包括堆芯、汽轮机、蒸汽发生器、冷凝器、传热管道、给水管道以及权利要求8-9任一项所述的压水堆汽轮机保护装置；
所述堆芯通过传热管道与所述蒸汽发生器连接，所述蒸汽发生器的蒸汽出口通过蒸汽管道连接至所述汽轮机入口，所述汽轮机出口连接至所述冷凝器第一端，所述冷凝器第二端通过给水管道连接至所述蒸汽发生器的进水入口；
所述蒸汽管道上设有用于监测蒸汽压力的压力变送器以及用于检测蒸汽温度的温度计，所述给水管道上设有用于检测给水流量的流量计，所述堆芯上设有中子探测器，用于监测所述堆芯核功率；
所述汽轮机、所述压力变送器、所述温度计、所述流量计和所述中子探测器分别与所述压水堆汽轮机保护装置通信连接。
11.根据权利要求10所述的压水堆汽轮机保护系统，其特征在于，所述传热管道包括热管段、过渡管段和冷管段；
所述堆芯通过所述热管段与所述蒸汽发生器连接，所述蒸汽发生器通过过渡管段与主泵相连，所述主泵通过所述冷管段与所述堆芯相连。
12.根据权利要求10所述的压水堆汽轮机保护系统，其特征在于，所述压水堆汽轮机保护系统还包括给水泵和给水调节阀；
所述冷凝器第二端依次通过所述给水泵和所述给水调节阀连接至所述蒸汽发生器的进水入口。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2023236477A1 (zh) * 2022-06-10 2023-12-14 中广核研究院有限公司 压水堆汽轮机保护装置、系统及方法

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4679399A (en) * 1985-09-13 1987-07-14 Elliott Turbomachinery Co., Inc. Protection system for steam turbines including a superheat monitor
CN103985421A (zh) * 2014-05-06 2014-08-13 中科华核电技术研究院有限公司 反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法
CN106053105A (zh) * 2016-05-10 2016-10-26 中广核工程有限公司 一种核电站回热加热器能效监测与诊断的方法和系统
CN109213108A (zh) * 2018-11-08 2019-01-15 深圳中广核工程设计有限公司 一种核电站操纵员运行辅助支持系统以及方法
CN110415848A (zh) * 2019-08-05 2019-11-05 中国核动力研究设计院 一种应对排热减少叠加swccf事故的保护系统
CN113756886A (zh) * 2021-04-20 2021-12-07 通辽霍林河坑口发电有限责任公司 一种汽轮机加热器的故障判断方法和系统
CN114446503A (zh) * 2021-11-01 2022-05-06 上海核工程研究设计院有限公司 一种一体化小型反应堆核电机组的系统与堆机运行方法

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101968974B (zh) * 2010-08-09 2013-01-02 中广核工程有限公司 一种核电站反应堆保护系统
US9779840B2 (en) * 2013-10-28 2017-10-03 Bwxt Mpower, Inc. PWR decay heat removal system in which steam from the pressurizer drives a turbine which drives a pump to inject water into the reactor pressure vessel
CN110529722A (zh) * 2019-09-26 2019-12-03 中国电力工程顾问集团西北电力设计院有限公司 基于蒸汽过热度参数的管道疏水方法及系统
CN111780089B (zh) * 2020-07-20 2021-11-23 中国核动力研究设计院 一种直流蒸汽发生器给水控制方法及系统
CN115199350A (zh) * 2022-06-10 2022-10-18 中广核研究院有限公司 压水堆汽轮机保护装置、系统及方法

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4679399A (en) * 1985-09-13 1987-07-14 Elliott Turbomachinery Co., Inc. Protection system for steam turbines including a superheat monitor
CN103985421A (zh) * 2014-05-06 2014-08-13 中科华核电技术研究院有限公司 反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法
CN106053105A (zh) * 2016-05-10 2016-10-26 中广核工程有限公司 一种核电站回热加热器能效监测与诊断的方法和系统
CN109213108A (zh) * 2018-11-08 2019-01-15 深圳中广核工程设计有限公司 一种核电站操纵员运行辅助支持系统以及方法
CN110415848A (zh) * 2019-08-05 2019-11-05 中国核动力研究设计院 一种应对排热减少叠加swccf事故的保护系统
CN113756886A (zh) * 2021-04-20 2021-12-07 通辽霍林河坑口发电有限责任公司 一种汽轮机加热器的故障判断方法和系统
CN114446503A (zh) * 2021-11-01 2022-05-06 上海核工程研究设计院有限公司 一种一体化小型反应堆核电机组的系统与堆机运行方法

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2023236477A1 (zh) * 2022-06-10 2023-12-14 中广核研究院有限公司 压水堆汽轮机保护装置、系统及方法

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