CN210799327U - 一种核电站主给水泵快速冷却系统 - Google Patents
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Abstract
本实用新型提供了一种核电站主给水泵快速冷却系统，包括3个前置泵、3个压力级泵、3个中间滤网、7个隔离阀、1个冷却装置和1个排水母管。其中每个前置泵均通过一个中间滤网和一个压力级泵连接，每个中间滤网均通过一个隔离阀与排水母管连接，排水母管的一端连接冷却装置的废水进口。排水母管远离冷却装置的末端连接一个隔离阀。本实用新型冷却速度快，降低了泵体及其附属设备检修所需的等待时间。
Description
技术领域
本实用新型属于冷却技术领域，具体涉及一种核电站主给水泵快速冷却系统。
背景技术
M310型压水堆核电站常规岛电动主给水泵系统未设计冷却管线，在主给水泵停运后，泵体及管道内存在约170℃的高温水。如果直接进行排水，会导致厂房内产生大量蒸汽，并且有可能导致泵组的配套消防报警装置误报，严重时可能会触发消防误喷淋。因此，需要待泵体及管道冷却后，才能进行排水，开展检修工作，等待周期长达2-3天，对核电厂生产运行带来阻碍。
综上所述，亟待需要设计一种有效的核电站主给水泵快速冷却系统，解决上述问题。
发明内容
本实用新型的目的是设计一种核电站主给水泵快速冷却系统，实现在主给水泵停运后，尽快排出泵体内的高温水，减少泵体及其附属设备检修所需的等待时间。
为达到上述目的，本实用新型所采取的技术方案为：
一种核电站主给水泵快速冷却系统，包括3个前置泵、3个压力级泵、3个中间滤网、7个隔离阀、1个冷却装置和1个排水母管。其中每个前置泵均通过一个中间滤网和一个压力级泵连接，每个中间滤网均通过一个隔离阀与排水母管连接，排水母管的一端连接冷却装置的废水进口。
所述三个前置泵包括前置泵A、前置泵B和前置泵C。三个压力级泵包括压力级泵A、压力级泵B和压力级泵C。三个中间滤网包括中间滤网A、中间滤网B和中间滤网C。七个隔离阀包括隔离阀A、隔离阀B、隔离阀C、隔离阀D、隔离阀E、隔离阀F和隔离阀G。
前置泵A和压力级泵A通过中间滤网A连接，中间滤网A通过隔离阀A与排水母管连接。
前置泵B和压力级泵B通过中间滤网B连接，中间滤网B通过隔离阀B与排水母管连接。
前置泵C和压力级泵C通过中间滤网C连接，中间滤网C通过隔离阀C与排水母管连接。
排水母管远离冷却装置的末端连接隔离阀D。当排水母管排水不畅时，可以通过打开隔离阀D对排水母管进行排气。
隔离阀E、隔离阀F和隔离阀G均与冷却装置连接。
所述冷却装置是一个一端开口小，一端开口大的瓶状装置。
冷却装置的废水进口设置在冷却装置的右侧。冷却装置的上部设置有常规岛除盐水入口，冷却装置的左侧设置有排放口，冷却装置的下部设置有放净口。
冷却装置通过隔离阀E从常规岛除盐水入口接入常温的常规岛除盐水。冷却装置通过隔离阀F连接排放口，排至就地排水沟。高温热水与常温的除盐水在冷却装置内混合后，通过隔离阀F和排放口排放至就地排水沟内。冷却装置通过隔离阀G与放净口连接，用于排净冷却装置内的废水。
所述冷却装置由DN300无缝钢管制成。
本实用新型所取得的有益效果为：冷却速度快，降低泵体及其附属设备检修所需的等待时间，可以将停泵至具备检修条件的等待时间从2-3天缩短至1天以内。
附图说明
图1为核电站主给水泵快速冷却系统示意图；
图2为冷却装置结构示意图；
图中：1为前置泵A；2为压力级泵A；3为前置泵B；4为压力级泵B；5为前置泵C；6为压力级泵C；7为中间滤网A；8为中间滤网B；9为中间滤网C；10为隔离阀A；11为隔离阀B；12为隔离阀C；13为隔离阀D；14为隔离阀E；15为隔离阀F；16为隔离阀G；17为冷却装置；18为排水母管。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施例对本实用新型进行详细说明。
本实用新型提供了一种核电站主给水泵快速冷却系统，包括3个前置泵、3个压力级泵、3个中间滤网、7个隔离阀、1个冷却装置17和1个排水母管18。其中每个前置泵均通过一个中间滤网和一个压力级泵连接，每个中间滤网均通过一个隔离阀与排水母管18连接，排水母管18的一端连接冷却装置17的废水进口。
所述三个前置泵包括前置泵A1、前置泵B3和前置泵C5。三个压力级泵包括压力级泵A2、压力级泵B4和压力级泵C6。三个中间滤网包括中间滤网A7、中间滤网B8和中间滤网C9。七个隔离阀包括隔离阀A10、隔离阀B11、隔离阀C12、隔离阀D13、隔离阀E14、隔离阀F15和隔离阀G 16。
前置泵A1和压力级泵A2通过中间滤网A7连接，中间滤网A7通过隔离阀A10与排水母管18连接。
前置泵B3和压力级泵B4通过中间滤网B8连接，中间滤网B8通过隔离阀B11与排水母管18连接。
前置泵C5和压力级泵C6通过中间滤网C9连接，中间滤网C9通过隔离阀C12与排水母管18连接。
排水母管18远离冷却装置17的末端连接隔离阀D13。当排水母管18排水不畅时，可以通过打开隔离阀D13对排水母管18进行排气。
隔离阀E14、隔离阀F15和隔离阀G 16均与冷却装置17连接。
所述冷却装置17是一个一端开口小，一端开口大的瓶状装置。
冷却装置17的废水进口设置在冷却装置17的右侧。所述冷却装置17的上部设置有常规岛除盐水入口，冷却装置17的左侧设置有排放口，冷却装置17的下部设置有放净口。
冷却装置17通过隔离阀E14从常规岛除盐水入口接入常温的常规岛除盐水约20℃。冷却装置17通过隔离阀F15连接排放口，排至就地排水沟。高温热水与常温的除盐水在冷却装置17内混合后，通过隔离阀F15和排放口排放至就地排水沟内。冷却装置17通过隔离阀G16与放净口连接，用于排净冷却装置17内的废水，防止排净装置内积水腐蚀管道。
所述冷却装置17由DN300无缝钢管制成。
本实用新型的技术方案冷却速度快，降低泵体及其附属设备检修所需的等待时间，可以将停泵至具备检修条件的等待时间从2-3天缩短至1天以内。
Claims (9)
1.一种核电站主给水泵快速冷却系统，其特征在于：包括3个前置泵(1、3、5)、3个压力级泵(2、4、6)、3个中间滤网(7-9)、7个隔离阀(10-16)、1个冷却装置(17)和1个排水母管(18)，其中每个前置泵均通过一个中间滤网和一个压力级泵连接，每个中间滤网均通过一个隔离阀与排水母管(18)连接，排水母管(18)的一端连接冷却装置(17)的废水进口。
2.如权利要求1所述的核电站主给水泵快速冷却系统，其特征在于：所述三个前置泵包括前置泵A(1)、前置泵B(3)和前置泵C(5)，所述三个压力级泵包括压力级泵A(2)、压力级泵B(4)和压力级泵C(6)，所述三个中间滤网包括中间滤网A(7)、中间滤网B(8)和中间滤网C(9)，所述七个隔离阀包括隔离阀A(10)、隔离阀B(11)、隔离阀C(12)、隔离阀D(13)、隔离阀E(14)、隔离阀F(15)和隔离阀G(16)。
3.如权利要求2所述的核电站主给水泵快速冷却系统，其特征在于：所述前置泵A(1)和压力级泵A(2)通过中间滤网A(7)连接，中间滤网A(7)通过隔离阀A(10)与排水母管(18)连接，前置泵B(3)和压力级泵B(4)通过中间滤网B(8)连接，中间滤网B(8)通过隔离阀B(11)与排水母管(18)连接，前置泵C(5)和压力级泵C(6)通过中间滤网C(9)连接，中间滤网C(9)通过隔离阀C(12)与排水母管(18)连接。
4.如权利要求2所述的核电站主给水泵快速冷却系统，其特征在于：所述排水母管(18)远离冷却装置(17)的末端连接隔离阀D(13)。
5.如权利要求2所述的核电站主给水泵快速冷却系统，其特征在于：所述冷却装置(17)的废水进口设置在冷却装置(17)的右侧，冷却装置(17)还设置有常规岛除盐水入口、排放口和放净口，冷却装置(17)的上部设置有常规岛除盐水入口，冷却装置(17)的左侧设置有排放口，冷却装置(17)的下部设置有放净口。
6.如权利要求5所述的核电站主给水泵快速冷却系统，其特征在于：所述冷却装置(17)通过隔离阀E(14)从常规岛除盐水入口接入常温的常规岛除盐水。
7.如权利要求5所述的核电站主给水泵快速冷却系统，其特征在于：所述冷却装置(17)通过隔离阀F(15)连接排放口，排至就地排水沟。
8.如权利要求5所述的核电站主给水泵快速冷却系统，其特征在于：所述冷却装置(17)通过隔离阀G(16)与放净口连接，用于排净冷却装置(17)内的废水。
9.如权利要求1-8任意一项所述的核电站主给水泵快速冷却系统，其特征在于：所述冷却装置(17)由DN300无缝钢管制成。
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| CN201920494254.1U CN210799327U (zh) | 2019-04-12 | 2019-04-12 | 一种核电站主给水泵快速冷却系统 |
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| CN201920494254.1U Active CN210799327U (zh) | 2019-04-12 | 2019-04-12 | 一种核电站主给水泵快速冷却系统 |
Country Status (1)
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2019
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