CN203366758U - 核电站拆解列重要厂用水系统 - Google Patents

核电站拆解列重要厂用水系统 Download PDF

Info

Publication number
CN203366758U
CN203366758U CN2013204525724U CN201320452572U CN203366758U CN 203366758 U CN203366758 U CN 203366758U CN 2013204525724 U CN2013204525724 U CN 2013204525724U CN 201320452572 U CN201320452572 U CN 201320452572U CN 203366758 U CN203366758 U CN 203366758U
Authority
CN
China
Prior art keywords
sec
nuclear power
power station
series
service 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.)
Expired - Lifetime
Application number
CN2013204525724U
Other languages
English (en)
Inventor
杨廷
彭跃
胡剑
蒋序伦
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
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering 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 filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN2013204525724U priority Critical patent/CN203366758U/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN203366758U publication Critical patent/CN203366758U/zh
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Pipeline Systems (AREA)

Abstract

本实用新型公开了一种核电站拆解列重要厂用水系统,其包括多组且均设置于取水水域和排水水域之间的SEC系统,每组SEC系统包括两列依次以管道连接的SEC泵、贝类捕集器、换热器,其中,每组SEC系统的第一列和第二列上的SEC泵与贝类捕集器连接的管道用第一连接管道连通。本实用新型核电站拆解列重要厂用水系统每组的两列SEC系统设置了连接管道,使得SEC系统不仅可以具备应对始发事件迭加单一故障的能力,而且可以继续迭加预防性维修,安全基准相对于拆解列之前得到显著提高,且适应性强。

Description

核电站拆解列重要厂用水系统
技术领域
本实用新型属于核电领域,更具体地说,本实用新型涉及一种核电站拆解列重要厂用水系统。
背景技术
重要厂用水(Essential Service Water System,SEC)系统是核电站最重要的系统之一。SEC系统设计用于将设备冷却水系统(Component Cooling Water System,RRI)收集到的热量传递到环境中,从而保障核岛中的设备和系统处于适当的工作参数范围内。对于二代(加)核电站,SEC/RRI系统还负责将堆芯和乏燃料水池余热、专设安全设备的热量传递到环境中,是核安全的重要保障。
在现有的一些核电站设计时发现,由于厂址环境条件差异巨大,并且RRI系统的用户热负荷变化范围大,必须根据不同的厂址条件调整SEC系统和其他系统(如RRI等)的流程和/或运行控制设计,才能适应相应的厂址条件。目前,SEC系统具有以下三种实现方案。
方案一:参考图1,以每个机组配备2个系列RRI/SEC系统为例,为了满足安全设计原则,SEC系统设有两个安全系列且互为冗余,每个系列的SEC系统有2台并联的SEC泵11、一个贝类捕集器12和两台并联的换热器13。核电站发生LOCA(Loss Of Coolant Accident,冷却剂丧失事故)事故时,只需要1台SEC泵11运行即足以将RRI系统从核岛中收集的热量传递到环境中。
此设计在低温厂址条件,海水低温季节将使得设备冷却水被过度冷却,迫使核电站停堆,严重影响核电站的经济性,甚至可能威胁反应堆安全;在高温厂址条件,无法在海水极端高温条件下将核电站正常运行的热量及时排出,迫使核电站停堆,也会严重影响核电站的经济性。
方案二:参见图2,为了应对冬季低温海水条件,基于工程实际考虑,在图1方案的原有设计基础上实施改进项,每个系列增加了一套改进项管线和阀门(如图2中虚线所示)。冬季时,将原有管线上的换热器13进口阀门关闭,开启增加的管线,使得部分海水不经过换热器13直接排出系统。
实际工程中,图2中的阀门组均为多个阀门:换热器13进口新增管线上,每一路增加2台电动调节阀、1台电动隔离阀和1台手动隔离阀;旁路管线上并联2路电动调节阀组,每组2台电动调节阀。因此,上述改进在每个SEC系统上增加了3台电动隔离阀、8台电动调节阀和3台手动隔离阀,并将原有的2台手动隔离阀改为了电动隔离阀。
但是,方案二的缺陷有:为了满足相关安全要求,需要增加相应的安全级逻辑控制;为了使得被隔离的管线不至于因为备用期间水生物生长导致失效,每隔一定时间必须开启被隔离管线上的阀门进行冲洗,冲洗期间备用系列处于非备用状态,相当于SEC系统在短时间内失去备用;此外,在海水系统中使用调节阀门,对设备维护和定期试验有较高要求,增加了设备维护和更换频率;由于调节阀承担的压降过大,始终会产生一定程度的空化现象,使得调节阀组的寿命比预期更短。
方案三,参考图3,在方案二的基础上进一步改进,采用出口热流体回流的技术方案,为SEC系统增加了一套回流管线和阀门,如图3中虚线所示。海水温度较低时,将部分或全部从换热器出口流出的流体引导回到SEC泵11进口母管上,从而提高了换热器13冷侧的进口温度。
上述方案虽然达到了控制设备冷却水温度的目的,但仍然存在以下缺陷:有较多的能动设备、控制信号和运行策略,系统运行较为复杂;孔板在海水系统中冲蚀速度较快,需要定期维护和更换;无法在其他类似机组推广使用,尽管在工艺流程方面还有可调整的空间,但过多的管道占用了相当多的厂房空间,使得进一步调整的可能性局限于对孔板参数的设定;假如回流流量调节幅度增大,需要增加回流管网的管道,仍然不具备实施条件;且水力学计算过于复杂、弯头、三通等管道过渡段过多,仍然是不符合海水系统设计的一般性规律。
有鉴于此,确有必要提供一种适应性强、控制逻辑简单的核电站拆解列重要厂用水系统。
发明内容
本实用新型的目的在于:提供一种适应性强、控制逻辑简单的核电站拆解列重要厂用水系统。
为了实现上述发明目的:本实用新型提供了一种核电站拆解列重要厂用水系统,其包括多组且均设置于取水水域和排水水域之间的SEC系统,每组SEC系统包括两列依次以管道连接的SEC泵、贝类捕集器、换热器,其中,每组SEC系统的第一列和第二列上的SEC泵与贝类捕集器连接的管道用第一连接管道连通。
作为本实用新型核电站拆解列重要厂用水系统的一种改进,所述第一连接管道上设有手动控制或电动控制的隔离阀。
作为本实用新型核电站拆解列重要厂用水系统的一种改进,每列所述SEC系统中的所述换热器为多个,多个换热器以管道并联后与所述贝类捕集器管道连接。
作为本实用新型核电站拆解列重要厂用水系统的一种改进,每列所述SEC系统中的所述换热器为多个,多个换热器以管道串联后与所述贝类捕集器管道连接。
作为本实用新型核电站拆解列重要厂用水系统的一种改进,每组所述SEC系统的第一列和第二列上的所述贝类捕集器与所述换热器连接的管道用第二连接管道连通。
作为本实用新型核电站拆解列重要厂用水系统的一种改进,所述第二连接管道上设有手动控制或电动控制的隔离阀。
相对于现有技术,本实用新型核电站拆解列重要厂用水系统具有以下技术效果:本实用新型核电站拆解列重要厂用水系统拆解列之后,由于单个系列即可满足安全要求,且每组的两列SEC系统的设置了连接它们的连接管道,则使得SEC系统不但可以具备应对始发事件(一列SEC系统不可用)迭加单一故障(一台SEC泵不可用)的能力,还可以继续迭加预防性维修(一列SEC系统不可用),安全基准相对于拆解列之前得到显著提高,且适应性强;此外,相对目前的方案二、三,省去了大量的阀门逻辑控制信号,使得控制系统得到简化,提升了系统的安全可靠性。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式,对本实用新型核电站拆解列重要厂用水系统及其有益效果进行详细说明,其中:
图1为现有核电站拆解列重要厂用水系统方案一的结构示意图。
图2为现有核电站拆解列重要厂用水系统方案二的结构示意图。
图3为现有核电站拆解列重要厂用水系统方案三的结构示意图。
图4为本实用新型核电站拆解列重要厂用水系统第一实施例的结构示意图。
图5为本实用新型核电站拆解列重要厂用水系统第二实施例的结构示意图。
图6为本实用新型核电站拆解列重要厂用水系统第三实施例的结构示意图。
具体实施方式
为了使本实用新型的发明目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰,以下结合附图和具体实施方式,对本实用新型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实用新型,并非为了限定本实用新型。
请参照图4所示,为本实用新型核电站拆解列重要厂用水系统的一个实施例,图4示出的核电站拆解列重要厂用水系统设有两组SEC系统,每组SEC系统包括两个SEC系统。
核电站拆解列重要厂用水系统包括多组且均设置于取水水域和排水水域之间SEC系统,每组SEC系统包括两列依次以管道连接的SEC泵110、贝类捕集器120、换热器130,其中,每组SEC系统的第一列和第二列上的SEC泵110与贝类捕集器120连接的管道用第一连接管道140连通。
贝类捕集器120和换热器130压差设计则不再需要考虑双SEC泵运行的参数变化范围,从二代(加)核电站设计经验来看,压差变化范围将会缩小到之前的1/2~2/3,不必因为双SEC泵110并联运行而闭锁或增加某些控制信号。
通过换热器130压差检测丧失最终热阱(Loss of Ultimate Heat Sink,LUHS)的逻辑相应变得更加合理,相对拆解列之前,拆解后可以对每台换热器130单独监测压降(在不进一步拆解换热器130数量的前提下);同时避免了因为双SEC泵110并联运行时,高流量误触发压差高报警的可能性。
对于低温厂址,拆解列之后同样的两台SEC泵110运行将比拆解前并联两台SEC泵110运行提供的流量多大约40%,因此换热器130容量可以减小约30%;低温条件下每个SEC系统采用单SEC泵110运行时,换热器130只投运1台。因此在不影响最大热负荷输运能力的前提下,低温条件下投运换热器130的传热容量降低到拆解列之前的约35%,相当于最低热负荷的约6倍,较拆解列之前的约20倍有明显改善。
对于高温厂址,拆解列之后同样的两台SEC泵110运行将比拆解前并联两台SEC泵110运行提供的流量多约40%,在换热器130容量不减的前提下,热负荷传递能力增加了约25%。拆解列之后,RRI/SEC传热系统可以接受更小的温度端差。在二代(加)核电站,温度端差小于1.5℃时实施难度非常大;拆解列之后可以缓解这一情况。
因此,无论对高温还是低温厂址,拆解列之后再做适应性改进较为轻易。对于厂址条件不是非常苛刻的核电站,拆解列甚至可以避免做更多的改进。
拆解列之后,由于没有双泵(两个SEC泵110并联)运行工况,每个SEC系统中的单个SEC泵110的工作点变化范围较拆解前缩小约30%。因此,在每个SEC系统中的单个SEC泵110设计和制造技术没有明显变化的前提下,可接受的潮位变化幅度较拆解列前明显增加。
请参照图5所示,在本实用新型核电站拆解列重要厂用水系统的优选实施例中,第一连接管道140上设有手动控制或电动控制的隔离阀150。拆解列之后,同一组的两个SEC系统之间互为备用,不同组的SEC系统互为备用。每个SEC系统中的单个SEC泵110与RRI系统之间的连锁控制可以基本上完全照拆解列前设计,只需要增加同一组内两个互为备用的SEC系统之间用于控制隔离阀150通断的隔离阀控制信号。
请参照图5和图6所示,在本实用新型核电站拆解列重要厂用水系统的一些实施例中,每列SEC系统中的换热器130为多个,多个换热器130以管道并联后与贝类捕集器120管道连接;另外,多个换热器130还可以以管道串联后与贝类捕集器120管道连接。具体是每个SEC系统可以包括多个串联、并联或串并联的换热器130,如此,为了满足不同厂址的换热参数需求,可以根据实际情况需要设置换热器130的数量和连接方式。
请再参照图6所示,在本实用新型核电站拆解列重要厂用水系统的一个实施例中,每组SEC系统的第一列和第二列上的贝类捕集器120与换热器130连接的管道用第二连接管道160连通。进一步地,第二连接管道160上设有手动控制或电动控制的隔离阀170。具体是,每组SEC系统中的两个SEC系统上的换热器130的输入管道通过第二连接管道160连通,如此,第一个SEC系统和第二SEC系统上的SEC泵110、贝类捕集器120可以互为备用,两个SEC系统的换热器120也互为备用,只需要增加同一组内两个互为备用的SEC系统之间用于控制隔离阀170通断的隔离阀控制信号。
结合以上对本实用新型的详细描述可以看出,本实用新型核电站拆解列重要厂用水系统具有以下优点:
对于低温和高温厂址而言,都可以扩展SEC系统的厂址参数适应范围,减少改进的可能性,减小极端厂址条件改进的难度;同时,还可以提高对海水潮位变化幅度的适应性。在极端条件厂址,还可以考虑增加每个系列的换热器130数量来适应厂址参数。
拆解列之后SEC系统具备叠加预防性维修的能力,有利于核电站事故预防和处理,改善了系统维护维修的条件,因此提高了系统的可靠性和灵活性。
拆解列之后控制逻辑总的数量有所减少,控制逻辑设计和计算复杂程度降低,因此对控制逻辑起到了优化作用。
根据上述说明书的揭示和教导,本实用新型所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此,本实用新型并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式,对本实用新型的一些修改和变更也应当落入本实用新型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,并不对本实用新型构成任何限制。

Claims (6)

1.一种核电站拆解列重要厂用水系统,包括多组且均设置于取水水域和排水水域之间的SEC系统,其特征在于:每组所述SEC系统包括两列依次以管道连接的SEC泵、贝类捕集器、换热器,其中,每组所述SEC系统的第一列和第二列上的所述SEC泵与所述贝类捕集器连接的管道用第一连接管道连通。
2.根据权利要求1所述的核电站拆解列重要厂用水系统,其特征在于:所述第一连接管道上设有手动控制或电动控制的隔离阀。
3.根据权利要求1或2所述的核电站拆解列重要厂用水系统,其特征在于:每列所述SEC系统中的所述换热器为多个,多个换热器以管道并联后与所述贝类捕集器管道连接。
4.根据权利要求1或2所述的核电站拆解列重要厂用水系统,其特征在于:每列所述SEC系统中的所述换热器为多个,多个换热器以管道串联后与所述贝类捕集器管道连接。
5.根据权利要求1或2所述的核电站拆解列重要厂用水系统,其特征在于:每组所述SEC系统的第一列和第二列上的所述贝类捕集器与所述换热器连接的管道用第二连接管道连通。
6.根据权利要求5所述的核电站拆解列重要厂用水系统,其特征在于:所述第二连接管道上设有手动控制或电动控制的隔离阀。
CN2013204525724U 2013-07-26 2013-07-26 核电站拆解列重要厂用水系统 Expired - Lifetime CN203366758U (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN2013204525724U CN203366758U (zh) 2013-07-26 2013-07-26 核电站拆解列重要厂用水系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN2013204525724U CN203366758U (zh) 2013-07-26 2013-07-26 核电站拆解列重要厂用水系统

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN203366758U true CN203366758U (zh) 2013-12-25

Family

ID=49814489

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN2013204525724U Expired - Lifetime CN203366758U (zh) 2013-07-26 2013-07-26 核电站拆解列重要厂用水系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN203366758U (zh)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104464844A (zh) * 2014-12-08 2015-03-25 中广核工程有限公司 核电站冷链系统及其设冷水出水温度调节方法
CN105448356A (zh) * 2015-11-18 2016-03-30 深圳中广核工程设计有限公司 核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统
CN106523123A (zh) * 2016-12-19 2017-03-22 佛山市派能机电有限公司 船舶柴油机冷却系统及其冷却方法
CN110241886A (zh) * 2019-05-16 2019-09-17 岭澳核电有限公司 百万千瓦级核电站重要厂用水系统检修方法和装置

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104464844A (zh) * 2014-12-08 2015-03-25 中广核工程有限公司 核电站冷链系统及其设冷水出水温度调节方法
CN105448356A (zh) * 2015-11-18 2016-03-30 深圳中广核工程设计有限公司 核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统
CN105448356B (zh) * 2015-11-18 2018-03-06 深圳中广核工程设计有限公司 核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统
CN106523123A (zh) * 2016-12-19 2017-03-22 佛山市派能机电有限公司 船舶柴油机冷却系统及其冷却方法
CN110241886A (zh) * 2019-05-16 2019-09-17 岭澳核电有限公司 百万千瓦级核电站重要厂用水系统检修方法和装置

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN203366758U (zh) 核电站拆解列重要厂用水系统
CN101620892B (zh) 一种大功率压水堆核电站一回路系统结构设计
CN203338774U (zh) 核电站核岛设备冷却水系统
CN103778976A (zh) 一种设置于蒸汽发生器二次侧的非能动余热排出系统
CN110207523A (zh) 一种核电厂设备冷却水多级降温系统
CN103400620B (zh) 核电站重要厂用水系统
CN102788383A (zh) 一种模块式智能换热机组
CN203386481U (zh) 核电站重要厂用水系统
AU2020452191B2 (en) Cooling system and wind power generator set
CN102684454A (zh) 一种直流输电换流阀复合外冷却系统
CN202075129U (zh) 柴油机试验室热交换水循环系统
CN201741415U (zh) 一种应急补水装置
CN216896375U (zh) 多用途泄压疏水式盲板
CN204061181U (zh) 一种新型带有控制阀的空压机热能回收二次换热装置
CN217604802U (zh) 一种板式换热器自动反冲洗系统
CN206321128U (zh) 一种改进结构的管式换热器在线反冲洗系统
CN202832470U (zh) 原油气液分离流程集成设备
CN204514058U (zh) 工业循环水换热系统
CN202402942U (zh) 一种超大排量并联疏水阀组
CN210411931U (zh) 一种净环水节水装置
CN211082261U (zh) 一种可靠性、效率高的电站罗茨真空泵系统
CN210346440U (zh) 一种焦化循环氨水自清洗并联取热装置
CN202900621U (zh) 智能泵控阀
CN202216529U (zh) 感应熔化炉冷却水系统
CN202948736U (zh) 一种设置于蒸汽发生器二次侧的非能动余热排出系统

Legal Events

Date Code Title Description
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
CX01 Expiry of patent term
CX01 Expiry of patent term

Granted publication date: 20131225