CN203882632U - 一种核电厂主给水流量调节系统 - Google Patents

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赵嘉明
李军
刘江
李丽娟
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

本实用新型属于核电领域,具体涉及一种核电厂主给水流量调节系统。其结构包括至少两台蒸汽发生器以及向蒸汽发生器供应正常给水的主给水流量调节管线,主给水流量调节管线的配置包括:安全壳内止回阀、安全壳外并紧靠安全壳的止回阀、位于核岛厂房的调节阀和隔离阀组、位于常规岛厂房的流量测量装置。本实用新型将调节阀和隔离阀组移至核岛厂房内,从而有效地实现了主蒸汽管线破裂叠加安全停堆地震情况下主给水的隔离功能、有力避免了安全壳超温超压风险,其有效性、可靠性、安全性更高。

Description

一种核电厂主给水流量调节系统
技术领域
本实用新型属于核电领域,具体涉及一种核电厂主给水流量调节系统。
背景技术
主给水流量调节系统是核电厂一个安全相关的系统。如图3所示,主给水流量调节系统包括蒸汽发生器以及向该蒸汽发生器供应正常给水的主给水流量调节管线。主给水流量调节管线的配置包括:安全壳内止回阀2、安全壳外并紧靠安全壳的止回阀3、位于核岛厂房的孔板13、位于常规岛厂房的调节阀和隔离阀组4、位于常规岛厂房的文丘里管12。在核电厂出现主蒸汽管线破裂叠加安全停堆地震情况下,位于常规岛厂房、非抗震、非核级的调节阀和隔离阀组无法保证可靠地隔离主给水,然而通过停泵来隔离主给水仍然会造成安全壳超温超压危险。此外,在地震的情况下,调节阀和隔离阀不能保证可靠动作来调节主给水流量和防止蒸汽发生器满溢。
实用新型内容
本实用新型的目的在于针对现有技术中存在的缺陷,提供一种核电厂主给水流量调节系统,保证在核电厂出现主蒸汽管线破裂叠加安全停堆地震情况下,主给水系统能够有效地被隔离,避免安全壳出现超温超压危险。同时,在地震情况下,调节阀和隔离阀组能够可靠地动作从而调节主给水流量将蒸汽发生器二次侧水位维持在预定基准值上和防止蒸汽发生器满溢,起到纵深防御的功能。
本实用新型的技术方案如下:一种核电厂主给水流量调节系统,包括至少两台蒸汽发生器以及向蒸汽发生器供应正常给水的主给水流量调节管线,每条主给水流量调节管线的配置包括:安全壳内止回阀、安全壳外并紧靠安全壳的止回阀、位于核岛厂房的调节阀和隔离阀组、位于常规岛厂房的流量测量装置。
进一步,如上所述的核电厂主给水流量调节系统,其中,所述的位于核岛厂房的调节阀和隔离阀组包括主给水主路流量调节阀、主给水主路流量调节阀上游隔离阀、主给水主路流量调节阀下游隔离阀、主给水旁路流量调节阀、主给水旁路流量调节阀上游隔离阀、主给水旁路流量调节阀下游隔离阀。
更进一步,所述的主给水主路流量调节阀、主给水主路流量调节阀下游隔离阀、主给水旁路流量调节阀、主给水旁路流量调节阀下游隔离阀均为核级阀门。
更进一步,所述主给水主路流量调节阀、主给水旁路流量调节阀为气动调节阀,失效安全位置为关闭状态;所述主给水主路流量调节阀下游隔离阀、主给水旁路流量调节阀下游隔离阀均为电动隔离阀,并连接有应急电源。
进一步,如上所述的核电厂主给水流量调节系统,其中,所述的流量测量装置包括文丘里管和孔板。
本实用新型的有益效果在于:
(1)将位于常规岛厂房的非核级调节阀和隔离阀组移至核岛厂房内,同时提高调节阀和隔离阀组的设计等级,从而有效地实现了主蒸汽管线破裂叠加安全停堆地震情况下主给水的隔离功能、有力避免了安全壳超温超压风险,提高了核电厂的安全性。
(2)地震情况下,调节阀和隔离阀组能够可靠地动作从而调节主给水流量将蒸汽发生器二次侧水位维持在预定基准值上和防止蒸汽发生器满溢,起到纵深防御的功能。
(3)主给水主路流量调节阀下游隔离阀、主给水旁路流量调节阀下游隔离阀均为电动隔离阀,失去正常供电情况,由应急电源供电,实现给水的可靠隔离。
(4)该主给水流量调节系统有效性、可靠性、安全性更高。
附图说明
图1为本实用新型两台主给水流量调节系统结构示意图;
图2为本实用新型多台主给水流量调节系统结构示意图;
图3为现有技术中主给水流量调节系统结构示意图。
图中:1.蒸汽发生器2.安全壳内止回阀3.安全壳外并紧靠安全壳的止回阀4.调节阀和隔离阀组5.流量测量装置6.主给水主路流量调节阀7.主给水主路流量调节阀上游隔离阀8.主给水主路流量调节阀下游隔离阀9.主给水旁路流量调节阀10.主给水旁路流量调节阀上游隔离阀11.主给水旁路流量调节阀下游隔离阀12.文丘里管13.孔板A.核岛厂房B.常规岛厂房
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本实用新型进行详细的描述。
如图1所示,本实用新型提供了一种核电厂主给水流量调节系统,包括至少两台蒸汽发生器1以及向该蒸汽发生器供应正常给水的主给水流量调节管线(节点N01至N02之间)。主给水流量调节管线的配置包括:安全壳内止回阀2、安全壳外并紧靠安全壳的止回阀3、位于核岛厂房A的调节阀和隔离阀组4、位于常规岛厂房B的流量测量装置5。所述的位于核岛厂房的调节阀和隔离阀组4包括主给水主路流量调节阀6、主给水主路流量调节阀上游隔离阀7、主给水主路流量调节阀下游隔离阀8、主给水旁路流量调节阀9、主给水旁路流量调节阀上游隔离阀10、主给水旁路流量调节阀下游隔离阀11。流量测量装置5包括文丘里管12和孔板13。
这样,核电厂出现主蒸汽管线破裂叠加安全停堆地震情况下,主给水系统能够有效地被隔离,避免安全壳出现超温超压危险。同时,在地震情况下,调节阀和隔离阀组能够可靠地动作从而调节主给水流量将蒸汽发生器二次侧水位维持在预定基准值上和防止蒸汽发生器满溢,起到纵深防御的功能。
其中,主给水主路流量调节阀6及主给水主路流量调节阀下游隔离阀8、主给水旁路流量调节阀9及主给水旁路流量调节阀下游隔离阀11均为核级阀门,在收到安全级保护信号后能够可靠动作,有效地隔离主给水。
为了在电厂断电的情况下,仍能保证主给水的有效隔离,主给水主路流量调节阀下游隔离阀8、主给水旁路流量调节阀下游隔离阀11均为电动隔离阀,失去正常供电情况,由应急电源供电。
如图2所示,包括三台相互并联的蒸汽发生器,对应三条分别向这三台该蒸汽发生器供应正常给水的主给水流量调节管线。所述每条主给水流量调节管线的配置均包括:安全壳内止回阀、安全壳外并紧靠安全壳的止回阀、位于核岛厂房的调节阀和隔离阀组、流量测量装置。采用此技术方案,保证了多台蒸汽发生器对应任一主蒸汽管线破裂叠加安全停堆地震情况下主给水的有效隔离、有力避免了安全壳超温超压风险,提高了核电厂的安全性。同时增强了地震情况下调节阀和隔离阀组能够可靠地动作从而调节主给水流量将蒸汽发生器二次侧水位维持在预定基准值上和防止蒸汽发生器满溢的纵深防御功能。
显然,本领域的技术人员可以对本实用新型进行各种改动和变型而不脱离本实用新型的精神和范围。这样,倘若对本实用新型的这些修改和变型属于本实用新型权利要求及其同等技术的范围之内,则本实用新型也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (6)

1.一种核电厂主给水流量调节系统,包括至少两台蒸汽发生器(1)以及向蒸汽发生器(1)供应正常给水的主给水流量调节管线,其特征在于:每条主给水流量调节管线的配置包括:安全壳内止回阀(2)、安全壳外并紧靠安全壳的止回阀(3)、位于核岛厂房的调节阀和隔离阀组(4)、位于常规岛厂房的流量测量装置(5)。
2.如权利要求1所述的核电厂主给水流量调节系统,其特征在于:所述的位于核岛厂房的调节阀和隔离阀组(4)包括主给水主路流量调节阀(6)、主给水主路流量调节阀上游隔离阀(7)、主给水主路流量调节阀下游隔离阀(8)、主给水旁路流量调节阀(9)、主给水旁路流量调节阀上游隔离阀(10)、主给水旁路流量调节阀下游隔离阀(11)。
3.如权利要求2所述的核电厂主给水流量调节系统,其特征在于:所述的主给水主路流量调节阀(6)、主给水主路流量调节阀下游隔离阀(8)、主给水旁路流量调节阀(9)、主给水旁路流量调节阀下游隔离阀(11)均为核级阀门。
4.如权利要求2或3所述的核电厂主给水流量调节系统,其特征在于:所述主给水主路流量调节阀(6)、主给水旁路流量调节阀(9)为气动调节阀,失效安全位置为关闭状态。
5.如权利要求2或3所述的核电厂主给水流量调节系统,其特征在于:所述主给水主路流量调节阀下游隔离阀(8)、主给水旁路流量调节阀下游隔离阀(11)均为电动隔离阀,并连接有应急电源。
6.如权利要求1所述的核电厂主给水流量调节系统,其特征在于:所述的流量测量装置(5)包括文丘里管(12)和孔板(13)。
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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104681111A (zh) * 2015-01-08 2015-06-03 中国核电工程有限公司 辅助给水流量分段调节的控制方法
CN105551548A (zh) * 2016-01-25 2016-05-04 中国核电工程有限公司 一种核电厂设备冷却水系统及其水温调节方法
RU2760868C1 (ru) * 2020-12-28 2021-12-01 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования «Национальный исследовательский Нижегородский государственный университет им. Н.И. Лобачевского» Пассивное устройство для аварийного останова подачи питательной воды в реакторной установке с тяжёлым жидкометаллическим теплоносителем

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