CN104505130B - 一种核电站非能动应急给水系统 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种核电站非能动应急给水系统，与传统核电站应急给水系统中依赖电动、汽动或柴油机泵提供应急给水的特点不同，本发明采用蒸汽喷射泵，以反应堆蒸汽发生器中产生的蒸汽作为驱动源，在丧失主给水和丧失厂外电事故时，非能动应急给水系统从应急给水源取水，经蒸汽喷射泵升压后输送到蒸汽发生器，并通过主蒸汽管道向外带走一回路的显热和衰变热。蒸汽喷射泵是一种不直接消耗机械能，无运动部件的增压设备，比传统机械的增压设备具有更为简单和可靠的优点。该系统利用非能动设备带走一回路的衰变热和显热，实现一回路的冷却，具有良好的可行性和可靠性。
Description
技术领域
本发明涉及核电站安全保护系统，尤其涉及一种非能动应急给水系统。
背景技术
传统压水堆的应急给水系统作为主给水系统的备用系统在主给水失效时使用。在电站事故停堆工况下，应急给水系统用来维持电站热停堆工况以足够的时间，并且将反应堆冷却到余热排出系统能够投入运行的状态。应急给水系统属专设安全设施，在丧失主给水或二次侧蒸汽管道破裂的瞬态下，应急给水系统被用来防止堆芯损坏，排出堆芯衰变热，直到余热排出系统投入运行。AP1000压水堆中设置了非安全有关的启动给水系统，该系统布置在常规岛，在丧失主给水和丧失正常交流电事件中，从凝结水贮箱吸水向蒸汽发生器提供给水，从而实现排出反应堆冷却剂系统热量的纵深防御功能，防止非能动安全系统动作。在上述过程中，反应堆冷却剂系统的热量通过蒸汽发生器传递给二回路系统，二回路系统通过向汽轮机旁路系统或大气排放把热量带出。
中国实用新型专利(申请号201220447271.8、公告号CN202855318U)公开了一种非能动启动冷却系统，其能够在事故工况下，由于主给水泵跳闸以及蒸汽发生器二次侧压力变化等因素影响，打破原由密度锁保持的压力平衡，从而实现冷却系统的启动，无需现有技术的应急电源启动，提高了系统的可靠性、安全性和经济性。中国实用新型专利(申请号201220540653.5、公告号CN202948736U)为一种非能动余热排出系统，其在全厂断电工况下，导出堆芯衰变热，保证反应堆的安全，降低了对布置空间的要求，同时减少了直接和反应堆冷却剂系统连接的管路，降低了管路破裂的概率，提高了安全性。上述两个实用新型的本质是利用蒸汽的冷凝排出一回路的热量。
在现有的压水堆应急给水系统中，驱动装置包括电动泵、柴油机泵和汽动泵，在不同的核电站中，采用不同类型的驱动装置组合，实现多样性。上述三种驱动装置的特点是以电源或柴油机作为驱动源，并以旋转机械实现给水输送。若能设计一种具有非能动特性且没有运动部件的应急给水系统，将使核电站的安全保护系统更加安全可靠。
发明内容
鉴于现有技术存在的上述问题，本发明的目的在于提供一种核电站非能动应急给水系统，不需要传统核电厂的电源驱动和柴油机驱动，且没有旋转机械和运动部件，系统简单可靠。
反应堆停堆后的衰变热在正常情况下由从主给水管道通入的冷却水带走，冷却水在反应堆的蒸汽发生器处变为蒸汽再从主蒸汽管道排出，通过管道上的旁通阀进入凝汽器，或通过主蒸汽安全阀排入大气。
为了实现本发明的目的，本发明采用的技术方案为一种核电站非能动应急给水系统，包括蒸汽喷射泵组件和应急给水源，利用反应堆的蒸汽发生器释放的蒸汽启动所述蒸汽喷射泵组件，将从所述应急给水源流入的应急给水升压后输送到所述反应堆的蒸汽发生器中，产生的蒸汽再经所述蒸汽发生器的主蒸汽管道排出，从而带走一回路的湿热和衰变热。
进一步地，所述核电站非能动应急给水系统还可以包括以下组件：进汽管线、进水管线和出水管线；所述进汽管线一端与所述蒸汽发生器的主蒸汽管道相连，另一端与所述蒸汽喷射泵组件的蒸汽入口相连；所述进水管线一端与所述应急给水源相连，另一端与所述蒸汽喷射泵组件的进水口相连；所述出水管线一端与所述蒸汽喷射泵组件的出水口相连，另一端与所述蒸汽发生器相连；其中所述进汽管线上设置有应急给水进汽隔离阀，所述出水管线上设置有应急给水隔离阀。
正常运行情况下，所述非能动应急给水系统处于备用状态，所述应急给水进汽隔离阀和所述应急给水隔离阀关闭，所述反应堆由主给水管道通入的冷却水降温，冷却水经过所述蒸汽发生器后产生蒸汽，所述蒸汽从所述主蒸汽管道排出，通过管道上的旁通阀进入凝汽器，或通过主蒸汽安全阀排入大气；当发生丧失主给水事故时，应急给水进汽隔离阀和应急给水隔离阀打开，主蒸汽管道内的部分蒸汽经所述进汽管线进入蒸汽喷射泵组件，与从所述进水管线流入的应急给水混合升压后经所述出水管线进入蒸汽发生器。
进一步地，所述蒸汽喷射泵组件可以是单级喷射泵，也可以是多级喷射泵组；如图3至图5所示，所述蒸汽喷射泵组件可以是单级喷射泵、两级或多级串联喷射泵，或两级或多级并联喷射泵。
进一步地，所述核电站非能动应急给水系统的出水管线可以是单独设置的直接接入所述蒸汽发生器的管道，也可以通入所述蒸汽发生器的主给水管道或所述反应堆的启动给水管道，通过所述主给水管道或所述启动给水管道与所述蒸汽发生器相连。
优选地，所述进水管线上还设置有应急给水进水隔离阀。
优选地，所述进汽管线上还设置有应急给水进汽调节阀，所述出水管线上还设置有应急给水调节阀。
进一步地，所述应急给水进汽调节阀和应急给水调节阀的控制信号为蒸汽发生器内的液位和压力。
优选地，所述进汽管线上还设置有应急给水进汽止回阀，所述出水管线上还设置有应急给水止回阀。
优选地，所述核电站非能动应急给水系统还包括回流管线和试验管线，所述回流管线一端与所述应急给水源相连，另一端与所述蒸汽喷射泵组件的出水口相连；所述试验管线一端与辅助蒸汽出口相连，另一端与所述蒸汽喷射泵组件的蒸汽入口相连；其中所述回流管线上设置有应急给水回流隔离阀，所述试验管线上设置有辅助蒸汽隔离阀。所述回流管线和试验管线可实现应急给水系统的定期试验。定期试验时，将应急给水进汽隔离阀和应急给水隔离阀关闭，打开辅助蒸汽隔离阀和应急给水回流隔离阀，由辅助蒸汽作为蒸汽喷射泵的驱动源，验证蒸汽喷射泵满足性能要求。
优选地，所述回流管线上还设置有应急给水回流孔板。
优选地，所述试验管线上还设置有辅助蒸汽调节阀。
优选地，所述回流管线上还设置有应急给水回流止回阀，试验管线上还设置有辅助蒸汽止回阀。
本发明提供的核电站非能动应急给水系统可以布置为：一台蒸汽发生器配置一个非能动应急给水系统，也可以根据需要进行配置，例如一台蒸汽发生器配置多个非能动应急给水系统，或多台蒸汽发生器配置一个非能动应急给水系统。
本发明提供的系统可以应用于安全相关的系统，也可以应用于执行纵深防御功能的非安全相关系统。
本发明具有以下有益效果：
本发明提出了一种新的核电站非能动应急给水系统设计，该设计与传统核电站应急给水系统中依赖电动、汽动或柴油机泵提供应急给水的特点不同，采用蒸汽喷射泵，以反应堆蒸汽发生器中产生的蒸汽作为驱动源，在丧失主给水和丧失厂外电事故时，非能动应急给水系统从应急给水源取水，经蒸汽喷射泵升压后输送到蒸汽发生器，并通过主蒸汽管道向外带走一回路的显热和衰变热。蒸汽喷射泵是一种不直接消耗机械能，无运动部件的增压设备，比传统机械的增压设备具有更为简单和可靠的优点。该系统利用非能动设备带走一回路的衰变热和显热，实现一回路的冷却，具有良好的可行性和可靠性。
以下将结合附图对本发明的构思、具体结构及产生的技术效果作进一步说明，以充分地了解本发明的目的、特征和效果。
附图说明
图1是实施例1中核电站非能动应急给水系统的流程简图；
图2是实施例2中核电站非能动应急给水系统的流程简图；
图3是单级蒸汽喷射泵的示意图；
图4是两级或多级串联蒸汽喷射泵的示意图；
图5是两级或多级并联蒸汽喷射泵的示意图。
具体实施方式
实施例1
如图1所示，本实施例中，在正常情况下，反应堆由从主给水管道2通入的冷却水降温，冷却水在反应堆的蒸汽发生器1处变为蒸汽再从主蒸汽管道3排出，经汽轮机做功后进入凝汽器(图中未示出)，所述主蒸汽管道3上还设置有主蒸汽安全阀4、大气释放阀5和主蒸汽隔离阀6，所述主给水管道2上设置有主给水止回阀7、主给水调节阀8和主给水隔离阀9。
非能动应急给水系统设置在反应堆的安全壳外，包括蒸汽喷射泵组件15、应急给水箱26、长期水源27、进汽管线、进水管线、出水管线、回流管线及试验管线。所述进汽管线一端与主蒸汽管道3相连，另一端与所述蒸汽喷射泵组件15的蒸汽入口相连；所述进水管线一端与所述应急给水箱26及长期水源27相连，另一端与所述蒸汽喷射泵组件15的进水口相连；所述出水管线一端与所述蒸汽喷射泵组件15的出水口相连，另一端与所述蒸汽发生器1直接相连；所述回流管线一端与所述应急给水箱26相连，另一端与所述蒸汽喷射泵组件15的出水口相连；所述试验管线一端与辅助蒸汽出口22相连，另一端与所述蒸汽喷射泵组件15的蒸汽入口相连。
所述进汽管线上设置有应急给水进汽调节阀10、应急给水进汽隔离阀11和应急给水进汽止回阀12，所述进水管线上设置有应急给水进水隔离阀13和应急给水进水止回阀14，所述出水管线上设置有应急给水止回阀16、应急给水调节阀17和应急给水隔离阀18，所述回流管线上设置有应急给水回流孔板19、应急给水回流止回阀20和应急给水回流隔离阀21，所述试验管线上设置有辅助蒸汽调节阀23、辅助蒸汽隔离阀24和辅助蒸汽止回阀25。
正常运行情况下，非能动应急给水系统处于备用状态，由应急给水进汽隔离阀11和应急给水隔离阀18将其与蒸汽发生器1和主蒸汽管道3隔离，由辅助蒸汽隔离阀24将辅助蒸汽与应急给水系统隔离。
当发生丧失主给水事故时，应急给水进汽隔离阀11和应急给水隔离阀18打开，部分主蒸汽管道3内的蒸汽经应急给水进汽管线进入蒸汽喷射泵15，与从进水管线流入的应急给水混合升压后经出水管线进入蒸汽发生器1。给水在蒸汽发生器中吸收一回路的热量转变成蒸汽，绝大部分蒸汽通过旁排进入凝汽器，或通过大气释放阀3(主蒸汽安全阀4)排入大气，带走一回路的衰变热和显热，小部分蒸汽作为喷射泵15的驱动源。应急给水箱26中装有满足冷却要求的水量，也可由长期水源27提供足够的给水以满足额外的冷却需要。上述过程利用非能动设备带走一回路的衰变热和显热，实现一回路的冷却，具有良好的可行性和可靠性。
蒸汽发生器1内的液位和压力作为应急给水进汽调节阀10和应急给水调节阀17的控制信号。
应急给水系统的定期试验由试验管线和回流管线实现。定期试验时，确认应急给水进汽隔离阀11和应急给水隔离阀18关闭，打开辅助蒸汽隔离阀24和应急给水回流隔离阀21，由辅助蒸汽22作为喷射泵15的驱动源，验证喷射泵15满足性能要求。
前述各部件的连接仅为本发明的示例性说明并非限制性说明，也可以是其他连接方式。
实施例2
如图2所示，本实施例与实施例1的结构基本相同，不同点在于所述应急给水系统的出水管线通入所述主给水管道2中，通过主给水管道2与所述蒸汽发生器相连，此时不需另外设置应急给水调节阀，主给水管道2中的所述主给水调节阀8即可兼作为应急给水调节阀。
以上详细描述了本发明的较佳具体实施例。应当理解，本领域的普通技术人员无需创造性劳动就可以根据本发明的构思作出诸多修改和变化。因此，凡本技术领域中技术人员依本发明的构思在现有技术的基础上通过逻辑分析、推理或者有限的实验可以得到的技术方案，皆应在由权利要求书所确定的保护范围内。
Claims (8)
1.一种核电站非能动应急给水系统，其特征在于，包括蒸汽喷射泵组件和应急给水源，利用反应堆的蒸汽发生器释放的蒸汽启动所述蒸汽喷射泵组件，将从所述应急给水源流入的应急给水升压后输送到所述反应堆的蒸汽发生器中，产生的蒸汽再经所述蒸汽发生器的主蒸汽管道排出，从而带走一回路的湿热和衰变热；
还包括进汽管线、进水管线和出水管线；所述进汽管线一端与所述蒸汽发生器的主蒸汽管道相连，另一端与所述蒸汽喷射泵组件的蒸汽入口相连；所述进水管线一端与所述应急给水源及长期水源相连，另一端与所述蒸汽喷射泵组件的进水口相连；所述出水管线一端与所述蒸汽喷射泵组件的出水口相连，另一端与所述蒸汽发生器相连；其中所述进汽管线上设置有应急给水进汽隔离阀，所述出水管线上设置有应急给水隔离阀；
当发生丧失主给水事故时，所述应急给水进汽隔离阀和所述应急给水隔离阀打开，部分主蒸汽管道内的蒸汽经所述进汽管线进入所述蒸汽喷射泵组件，与从所述进水管线流入的应急给水混合升压后经所述出水管线进入所述蒸汽发生器；
还包括回流管线和试验管线；所述回流管线一端与所述应急给水源相连，另一端与所述蒸汽喷射泵组件的出水口相连；所述试验管线一端与辅助蒸汽出口相连，另一端与所述蒸汽喷射泵组件的蒸汽入口相连；其中所述回流管线上设置有应急给水回流隔离阀，所述试验管线上设置有辅助蒸汽隔离阀。
2.如权利要求1所述的核电站非能动应急给水系统，其特征在于，所述蒸汽喷射泵组件是单级喷射泵或多级喷射泵组。
3.如权利要求1所述的核电站非能动应急给水系统，其特征在于，所述出水管线直接接入所述蒸汽发生器，或通入所述蒸汽发生器的主给水管道或所述反应堆的启动给水管道，通过所述主给水管道或所述启动给水管道与所述蒸汽发生器相连。
4.如权利要求1所述的核电站非能动应急给水系统，其特征在于，所述进汽管线上还设置有应急给水进汽调节阀，所述出水管线上还设置有应急给水调节阀。
5.如权利要求4所述的核电站非能动应急给水系统，其特征在于，所述应急给水进汽调节阀和应急给水调节阀的控制信号为蒸汽发生器内的液位和压力。
6.如权利要求1所述的核电站非能动应急给水系统，其特征在于，所述回流管线上还设置有应急给水回流孔板，所述试验管线上还设置有辅助蒸汽调节阀。
7.如权利要求1所述的核电站非能动应急给水系统，其特征在于，一台所述蒸汽发生器配置一个非能动应急给水系统，或一台所述蒸汽发生器配置多个非能动应急给水系统，或多台所述蒸汽发生器配置一个非能动应急给水系统。
8.如权利要求1所述的核电站非能动应急给水系统在安全相关系统和执行纵深防御功能的非安全相关系统中的应用。
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