CN215908875U - 一种核电厂二回路给水系统 - Google Patents
一种核电厂二回路给水系统 Download PDFInfo
- Publication number
- CN215908875U CN215908875U CN202121764459.0U CN202121764459U CN215908875U CN 215908875 U CN215908875 U CN 215908875U CN 202121764459 U CN202121764459 U CN 202121764459U CN 215908875 U CN215908875 U CN 215908875U
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- water supply
- main
- valve
- main water
- power plant
- 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.)
- Active
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 334
- 238000002955 isolation Methods 0.000 claims abstract description 112
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 claims abstract description 82
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 claims description 9
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 8
- 230000001276 controlling effect Effects 0.000 claims description 6
- 238000000034 method Methods 0.000 description 4
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 3
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 3
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 3
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 2
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 2
- 239000008400 supply water Substances 0.000 description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本实用新型公开一种核电厂二回路给水系统,包括主给水泵、主给水流量管线、应急给水流量管线,主给水流量管线包括主路给水管、主给水止回阀、主给水调节阀、主给水隔离阀、流量测量装置、手动隔离阀,主路给水管与主给水泵、蒸汽发生器相连,手动隔离阀、流量测量装置、主给水调节阀、主给水隔离阀、主给水止回阀依次设于主路给水管上,手动隔离阀处于非抗震厂房内,流量测量装置处于抗震厂房内;应急给水流量管线包括辅助给水管、辅助给水控制阀、辅助给水止回阀,辅助给水管与蒸汽发生器相连,辅助给水控制阀、辅助给水止回阀均设于辅助给水管上,且辅助给水止回阀处于安全壳内。本实用新型可提高系统的可靠性、安全性、以及经济性。
Description
技术领域
本实用新型涉及核工程技术领域,具体涉及一种核电厂二回路给水系统。
背景技术
二回路给水系统是核电厂非常重要的安全相关的系统。目前的核电厂二回路给水系统包括蒸汽发生器、向该蒸汽发生器供应正常给水的主给水流量管线和应急给水流量管线、至少三台主给水泵和一台启动给水泵、以及断路器等部件(如图3所示),其中,主给水流量管线的配置包括位于安全壳内的止回阀、位于安全壳外并紧靠安全壳的止回阀、位于抗震厂房内的主路调节阀及隔离阀组和旁路调节阀及隔离阀组、以及位于非抗震厂房的流量测量装置,应急给水流量管线的配置包括位于安全壳内的止回阀和位于抗震厂房内的辅助给水调节阀。这种核电厂二回路系统在使用时至少存在结构复杂、布置不合理等问题:比如,位于抗震厂房内的主路调节阀及隔离阀组中的上游隔离阀和旁路调节阀及隔离阀组中的上游隔离阀均接受核岛反应堆保护系统的信号,然而,这种上游隔离阀实质上不需要实现核安全级给水的隔离,仅用于维修时隔离,这些冗余设置以及布置不仅带来了经济性差的问题,并且带来了控制逻辑复杂等问题;流量测量信号需要从非抗震厂房通过仪控装置进入位于抗震厂房的反应堆保护系统,导致该流量信号的可靠性不能保证;辅助给水调节阀只具有手动调节功能,在SGTR(蒸汽发生器U型管破损导致泄漏)事故情况下,不能有效隔离向蒸汽发生器的供水,可能导致蒸汽发生器满溢,安全性差;启动给水泵为独立设置,但是,其仅在核电厂的启停过程中用于向蒸汽发生器供水,而在核电厂实际运行经验过程中使用较少,设备闲置率高,经济性差。
实用新型内容
本实用新型要解决的技术问题是针对现有技术存在的以上不足,提供一种核电厂二回路给水系统,可简化系统结构,优化控制逻辑,提高系统的可靠性、安全性、以及经济性。
本实用新型解决上述技术问题的技术方案如下:
一种核电厂二回路给水系统,包括蒸汽发生器、主给水泵、主给水流量管线、以及应急给水流量管线,所述主给水流量管线包括主路给水管、主给水止回阀、主给水调节阀、主给水隔离阀、流量测量装置、以及手动隔离阀,所述主路给水管的两端分别与所述主给水泵、所述蒸汽发生器相连,所述手动隔离阀、所述流量测量装置、所述主给水调节阀、所述主给水隔离阀、以及所述主给水止回阀按从所述主路给水管的上游至下游的顺序依次设于主路给水管上,其中,手动隔离阀处于核电厂中的非抗震厂房内,
用于检修隔离,流量测量装置、主给水调节阀、以及主给水隔离阀均处于核电厂中的抗震厂房内,且流量测量装置与核电厂中的反应堆保护系统电信号连接,用于向反应堆保护系统传送其检测到的主给水流量管线中的流量信号,主给水止回阀设于核电厂中的安全壳内;
所述应急给水流量管线包括辅助给水管、辅助给水控制阀、以及辅助给水止回阀,所述辅助给水管与所述蒸汽发生器相连,所述辅助给水控制阀、所述辅助给水止回阀均设于辅助给水管上,且辅助给水止回阀处于辅助给水控制阀的下游并处于所述安全壳内。
优选的是,所述主给水调节阀、所述主给水隔离阀、以及所述辅助给水控制阀均与所述反应堆保护系统电信号连接,用于接收反应堆保护系统发送的核安全级信号并根据接收到的核安全级信号控制其自身的开闭/开度。
优选的是,所述主给水流量管线还包括旁路给水管,所述旁路给水管的一端与所述流量测量装置和所述主给水调节阀之间的主路给水管相连,其另一端与所述主给水止回阀上游的主路给水管相连;
所述主给水调节阀包括主路调节阀和旁路调节阀,所述主路调节阀与所述旁路调节阀并列设置,且主路调节阀设于所述主路给水管上,旁路调节阀设于所述旁路给水管上。
优选的是,所述主路调节阀、所述旁路调节阀、以及所述辅助给水控制阀均为气动调节阀,且主路调节阀和旁路调节阀的失效安全位置为关闭状态,辅助给水控制阀的失效安全位置为开启状态。
优选的是,所述主给水隔离阀为电动隔离阀,且由应急柴油机或蓄电池组供电,或者,所述主给水隔离阀为汽液联动快速隔离阀。
优选的是,所述主路调节阀、所述旁路调节阀、所述主给水隔离阀、以及所述辅助给水控制阀均为核安全级阀门。
优选的是,所述主给水隔离阀包括主路隔离阀和旁路隔离阀,所述主路隔离阀与所述旁路隔离阀并列设置,且主路隔离阀设于所述主路给水管上,旁路隔离阀设于所述旁路给水管上。
优选的是,本系统还包括断路器,所述断路器设于核电厂中的抗震厂房内,并与所述主给水泵电连接,用于控制主给水泵的启闭。
优选的是,本系统还包括启动给水小流量管线,所述主给水泵的数量为三台以上,各台主给水泵并列设置,并分别与主路给水管相连,所述启动给水小流量管线与其中一台主给水泵相连,启动给水小流量管线上设有第二控制阀,所述第二控制阀在核电厂启停阶段开启,以使与启动给水小流量管线相连的主给水泵作为启动给水泵使用。
优选的是,所述蒸汽发生器的数量为两台以上,所述主给水流量管线和所述应急给水流量管线的数量为与所述蒸汽发生器数量相同的多条,各台蒸汽发生器分别通过一条主给水流量管线与所述主给水泵相连,多条应急给水流量管线分别与一台蒸汽发生器相连。
本实用新型的核电厂二回路给水系统,简化了系统结构,优化了控制逻辑,可在确保系统功能性完整的前提下,提高系统的可靠性、安全性、以及经济性,具体可以分别体现在以下方面:
通过将流量测量装置布置到抗震厂房中,可以使发送给反应堆保护系统中的主给水流量信号的可靠性得以保证,同时,通过在非抗震厂房内设置手动隔离阀,可以取消接收现有技术中来自反应堆保护系统的控制信号,既保证了主给水的有效隔离功能,又简化了系统配置,优化了控制逻辑,还节省了布置空间;
通过设置主路给水管和旁路给水管以及主给水调节阀和主给水隔离阀,可以避免隔离设备单一故障问题,保证可实现主给水的有效隔离,避免在主蒸汽管道破裂叠加地震情况下,蒸汽通过破裂的管道向安全壳质能释放带来的安全壳超压风险,提高核电厂的安全性和可靠性;
通过设置既具有调节功能又具有自动隔离功能的辅助给水控制阀,可以在SGTR事故时接收反应堆保护系统发送的保护隔离信号而自动关闭或减小自身开度,隔离辅助给水供应,防止蒸汽发生器出现满溢,减少放射性物质的释放;
通过将断路器设置在抗震厂房中,可减少地震等事故的影响,即使发生地震等事故,也能将主给水泵关闭,保证主给水泵停止向核岛输送主给水,避免对管道设备带来的压力冲击,可以保证在主蒸汽管道破裂叠加地震情况下对主给水进行有效隔离,避免蒸汽通过破裂的管道向安全壳质能释放带来的安全壳超压风险,进一步提高了电厂的可靠性和安全性。
通过设置启动小流量管线,可以取消了现有技术中的启动给水泵,减少了设备闲置率,提高了经济性。
附图说明
图1为本实用新型实施例中核电厂二回路给水系统的结构示意图;
图2为本实用新型实施例中核电厂二回路给水系统的另一种结构示意图;
图3为现有技术中核电厂二回路给水系统的结构示意图。
图中:1-蒸汽发生器;2-主给水止回阀;3-辅助给水止回阀;4-主路隔离阀;5-旁路隔离阀;6-主路调节阀;7-旁路调节阀;8-流量测量装置;9-手动隔离阀;10-断路器;11-主给水泵;12-正常小流量管线;13-启动给水小流量管线;14-第一控制阀;15-第二控制阀;16-反应堆保护系统;17-安全壳;18-辅助给水控制阀;19-主给水隔离阀。
具体实施方式
为使本领域技术人员更好的理解本实用新型的技术方案,下面将结合本实用新型中的附图,对本实用新型中的技术方案进行清楚、完整的描述,显然,所描述的实施例是本实用新型的一部分实施例,而不是全部实施例。基于本实用新型中的实施例,本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动的前提下所获得的所有其它实施例,都属于本实用新型的保护范围。
在本实用新型的描述中,需要说明的是,属于“上”等指示方位或位置关系是基于附图所示的方位或者位置关系,仅是为了便于和简化描述,而并不是指示或者暗示所指的装置或者元件必须设有特定的方位、以特定的方位构造和操作,因此不能理解为对本实用新型的限制。
在本实用新型的描述中,术语“第一”、“第二”仅用于描述目的,而不能理解为指示或者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”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个所述特征。在本实用新型的描述中,“多个”的含义是两个或两个以上,除非另有明确具体的限定。
在本实用新型的描述中,需要说明的是,除非另有明确的规定和限定,术语“连接”、“设置”、“安装”、“固定”等应做广义理解,例如可以是固定连接也可以是可拆卸地连接,或者一体地连接;可以是直接相连,也可以是通过中间媒介间接相连,还可以是两个元件内部的连通。对于本领域技术人员而言,可以具体情况理解上述术语在本实用新型中的具体含义。
实施例1
如图1、图2所示,本实施例公开一种核电厂二回路给水系统,包括蒸汽发生器1、主给水泵11、主给水流量管线、以及应急给水流量管线,其中:
主给水流量管线包括主路给水管、主给水止回阀2、主给水调节阀、主给水隔离阀19、流量测量装置8、以及手动隔离阀9,主路给水管的两端分别与主给水泵11、蒸汽发生器1相连,用于向蒸汽发生器1供应正常给水,手动隔离阀9、流量测量装置8、主给水调节阀、主给水隔离阀19、以及主给水止回阀2按照从主路给水管的上游至下游的顺序依次设于主路给水管上,其中,手动隔离阀9处于核电厂中的非抗震厂房内,用于检修隔离,流量测量装置8、主给水调节阀、以及主给水隔离阀19均处于核电厂中的抗震厂房内,且流量测量装置8与核电厂中的反应堆保护系统16电信号连接,用于检测主给水流量管线中的流量大小,并向反应堆保护系统16传送其检测到的主给水流量管线中的主给水流量信号,在地震等事故时,主给水流量信号可以作为停堆等安全信号,主给水调节阀用于调节主给水流量管线中的流量大小,主给水隔离阀19用于控制主给水流量管线的通断,主给水止回阀2设于核电厂中的安全壳17内,用于防止主给水流量管线中的水倒流;
应急给水流量管线包括辅助给水管、辅助给水控制阀18、以及辅助给水止回阀3,辅助给水管与蒸汽发生器1相连,用于向蒸汽发生器1供应应急给水,辅助给水控制阀18、辅助给水止回阀3均设于辅助给水管上,且辅助给水止回阀3处于辅助给水控制阀18的下游并处于安全壳17内,其中,辅助给水控制阀18用于控制应急给水流量管线的通断,辅助给水止回阀3用于防止应急给水流量管线中的水倒流。
相比现有技术,本系统将流量测量装置8布置到抗震厂房中,这样可以使发送给反应堆保护系统16中的主给水流量信号的可靠性得以保证,同时,通过在非抗震厂房内设置手动隔离阀9,可以取消接收现有技术中来自反应堆保护系统的控制信号,既保证了主给水的有效隔离功能,又简化了系统配置,优化了控制逻辑,还节省了布置空间。
在一些实施方式中,主给水调节阀、主给水隔离阀19、以及辅助给水控制阀18均与反应堆保护系统16电信号连接,用于接收反应堆保护系统16发送的核安全级信号,并根据接收到的核安全级信号控制其自身的开闭/开度。
具体来说,比如,当发生SRTG事故时,反应堆保护系统16检测蒸汽发生器1的液位,并在液位超过其阈值时发送核安全级的第一保护隔离信号给主给水隔离阀19和辅助给水控制阀18,主给水隔离阀19和辅助给水控制阀18在接收到核安全级的第一保护隔离信号时自动关闭,避免了事故蒸汽发生器的满溢。再比如,当发生主蒸汽管道断裂事故时,同时核电厂又发生了地震,反应堆保护系统16发送核安全级的第二保护隔离信号给主给水调节阀(包括主路调节阀6和旁路调节阀7)、主给水隔离阀19(包括主路隔离阀4和旁路隔离阀5)和辅助给水控制阀18,主给水调节阀、主给水隔离阀19、以及辅助给水控制阀18在接收到核安全级的第二保护隔离信号时自动关闭,从而对主给水进行可靠隔离,避免主给水继续输送至蒸汽发生器1而导致蒸汽通过破裂的管道向安全壳质能释放带来的安全壳超压风险。
在一些实施方式中,主给水流量管线还包括旁路给水管,旁路给水管的一端与流量测量装置8和主给水调节阀之间的主路给水管相连,其另一端与主给水止回阀2上游的主路给水管相连;主给水调节阀包括主路调节阀6和旁路调节阀7,主路调节阀6与旁路调节阀7并列设置,且主路调节阀6设于主路给水管上,旁路调节阀7设于旁路给水管上。
通过设置主路调节阀6和旁路调节阀7,在其中一个调节阀发生单一故障时,可通过主给水隔离阀实现隔离,可避免主给水调节阀设备的单一故障问题,进一步提高主给水有效隔离的可靠性。
在一些实施方式中,主路调节阀6和旁路调节阀7均具有可快速关闭实现隔离的功能,比如,主路调节阀6和旁路调节阀7均优选为气动调节阀,且主路调节阀6和旁路调节阀7的失效安全位置优选为关闭状态,当接收到反应堆保护系统传送的保护隔离信号(比如,第二保护隔离信号)时关闭,以实现主给水隔离功能。辅助给水控制阀18采用既具有调节功能又具有自动隔离功能的阀门,这样可以在发生事故(如SGTR事故)时接收反应堆保护系统16发送的保护隔离信号(比如,第一保护隔离信号)而自动关闭或减小自身开度,隔离辅助给水供应,防止蒸汽发生器1出现满溢,减少放射性物质的释放。本实施例中,辅助给水控制阀18优选采用气动隔离阀,且辅助给水控制阀18的失效安全位置优选为开启状态。
在一些实施方式中,主路调节阀6、旁路调节阀7、主给水隔离阀19、以及辅助给水控制阀18均为核安全级阀门,以确保阀门可靠隔离功能,提高电厂的安全性。
在一些实施方式中,主给水隔离阀19优选为电动隔离阀,且优选采用应急柴油机供电,当然,也可以采用蓄电池组等其他具有高可靠性的电源供电;或者,主给水隔离阀19采用汽液联动快速隔离阀等其他可实现快速关闭主给水的隔离阀,以提高可靠性。
在一些实施方式中,如图1所示,主给水隔离阀19可以包括主路隔离阀4和旁路隔离阀5,主路隔离阀4与旁路隔离阀5并列设置,且主路隔离阀4设于主路给水管上并优选处于主路调节阀6的下游,旁路隔离阀5设于旁路给水管上并优选处于旁路调节阀7的下游。
通过设置主路隔离阀4和旁路隔离阀5,在发生如主路调节阀单一故障等问题时,可通过其下游的主路隔离阀实现隔离,可避免主路给水管和旁路给水管上的隔离设备的单一故障问题,进一步提高可靠性。
在一些实施方式中,本系统还包括断路器10,断路器10与主给水泵11电连接,用于控制主给水泵11的启闭。并且,断路器10设于核电厂中的抗震厂房内,可减少地震等事故的影响,即使发生地震等事故,也能将主给水泵11关闭,保证主给水泵11停止向核岛输送主给水,避免对管道设备带来的压力冲击。相比于现有技术,可以保证在主蒸汽管道破裂叠加地震情况下对主给水进行有效隔离,从而可防止有更多的给水继续供应到蒸汽发生器1,进而可避免蒸汽向安全壳的质能释放带来的安全壳超压风险,进一步提高了电厂的可靠性和安全性。
在一些实施方式中,本系统还包括启动给水小流量管线13,主给水泵11的数量为三台以上,各台主给水泵11并列设置,并分别与主路给水管相连,启动给水小流量管线13与其中一台主给水泵11相连,启动给水小流量管线13上设有第二控制阀15,第二控制阀在核电厂启停阶段开启,以使与启动给水小流量管线相连的主给水泵11可作为启动给水泵使用。
具体来说,各台主给水泵11设于非抗震厂内,每台主给水泵11上设有一条正常小流量管线12,各条正常小流量管线12上分别设有第一控制阀14,且其中任一台主给水泵11上除了设有一条正常小流量管线12之外,还增设了一条上述的启动给水小流量管线13,通过控制第一控制阀14和第二控制阀15,以进行对正常小流量管线12和启动给水小流量管线13的切换。当核电厂处于较小功率运行状态下时,比如,在核电厂启停阶段,第一控制阀14关闭,第二控制阀15打开,启动给水小流量管线13通路,此时,该主给水泵11相当于作为现有技术中的启动给水泵使用,由启动给水小流量管线13调节进入蒸汽发生器1的给水流量,这样既可以使该主给水泵11在安全的小流量范围下运行,又能将更小的流量输送给蒸汽发生器1,其他流量通过启动给水小流量管线13进行循环,相比于现有技术,本系统取消了启动给水泵,减少了设备闲置率,提高了经济性。而当核电厂处于大功率运行状态时,比如,在核电厂正常运行阶段,第一控制阀14打开,第二控制阀15关闭,正常小流量管线12通路,以保证主给水泵11向蒸汽发生器1供应满足要求的给水,具体要求可根据蒸汽发生器1的流量需求进行确定,这里不再赘述。本实施例中,第一控制阀14、第二控制阀15均优选采用电动阀。
通过上述设置,既可以保证主给水不会超过小流量运行的极限,又可以确保核电厂的主给水供应需求,从而提高可靠性和安全性。
在一些实施方式中,蒸汽发生器1的数量为两台以上,主给水流量管线和应急给水流量管线的数量为与蒸汽发生器1数量相同的多条,各台蒸汽发生器1分别通过一条主给水流量管线与主给水泵11相连,多条应急给水流量管线分别与一台蒸汽发生器1相连。
下面对本实施例系统的工作过程进行详述,具体如下:
核电厂启停阶段,关闭正常小流量管线12断开,打开启动给水小流量管线13,打开手动隔离阀9、主给水调节阀(包括主路调节阀6和/或旁路调节阀7)、主给水隔离阀19(包括主路隔离阀4和/或旁路隔离阀5)以及辅助给水控制阀18,打开与启动给水小流量管线13相连的主给水泵11向蒸汽发生器1供应给水;
核电厂正常运行阶段,关闭启动给水小流量管线13,打开各条正常小流量管线12,各主给水泵11均可向蒸汽发生器1供应给水;
发生事故时,比如,发生主蒸汽管道破裂事故时,反应堆保护系统16发送第二保护隔离信号(即核安全级信号)给主路调节阀6、旁路调节阀7、主路隔离阀4、旁路隔离阀5、以及辅助给水控制阀18,主路调节阀6、旁路调节阀7、主路隔离阀4、旁路隔离阀5、以及辅助给水控制阀18在接收到核安全级的第二保护隔离信号时自动关闭,从而对主给水进行可靠隔离,避免主给水继续输送至蒸汽发生器1而导致蒸汽通过破裂管道向安全壳质能释放带来的安全壳超压风险;当发生SRTG事故时,反应堆保护系统16检测蒸汽发生器1的液位,并在液位超过其阈值时发送第一保护隔离信号给主给水隔离阀19和辅助给水控制阀18,主给水隔离阀19和辅助给水控制阀18在接收到第一保护隔离信号时自动关闭,避免了事故蒸汽发生器的满溢。
本实施例的核电厂二回路给水系统,相比于现有技术,可提高可靠性、安全性、以及经济性,具体可以体现在以下方面:
通过将流量测量装置布置到抗震厂房中,可以使发送给反应堆保护系统中的主给水流量信号的可靠性得以保证,同时,通过在非抗震厂房内设置手动隔离阀,可以取消接收现有技术中来自反应堆保护系统的控制信号,既保证了主给水的有效隔离功能,又简化了系统配置,优化了控制逻辑,还节省了布置空间;
通过设置主路给水管和旁路给水管以及主给水调节阀和主给水隔离阀,可以避免隔离设备单一故障问题,保证可实现主给水的有效隔离,避免在主蒸汽管道破裂叠加地震情况下,蒸汽通过破裂的管道向安全壳质能释放带来的安全壳超压风险,提高核电厂的安全性和可靠性;
通过设置既具有调节功能又具有自动隔离功能的辅助给水控制阀,可以在SGTR事故时接收反应堆保护系统发送的保护隔离信号而自动关闭或减小自身开度,隔离辅助给水供应,防止蒸汽发生器出现满溢,减少放射性物质的释放;
通过将断路器设置在抗震厂房中,可减少地震等事故的影响,即使发生地震等事故,也能将主给水泵关闭,保证主给水泵停止向核岛输送主给水,避免对管道设备带来的压力冲击,可以保证在主蒸汽管道破裂叠加地震情况下对主给水进行有效隔离,避免蒸汽通过破裂的管道向安全壳质能释放带来的安全壳超压风险,进一步提高了电厂的可靠性和安全性。
通过设置启动小流量管线,可以取消了现有技术中的启动给水泵,减少了设备闲置率,提高了经济性。
可以理解的是,以上实施方式仅仅是为了说明本实用新型的原理而采用的示例性实施方式,然而本实用新型并不局限于此。对于本领域内的普通技术人员而言,在不脱离本实用新型的精神和实质的情况下,可以做出各种变型和改进,这些变型和改进也视为本实用新型的保护范围。
Claims (10)
1.一种核电厂二回路给水系统,包括蒸汽发生器、主给水泵、主给水流量管线、以及应急给水流量管线,其特征在于,所述主给水流量管线包括主路给水管、主给水止回阀、主给水调节阀、主给水隔离阀、流量测量装置、以及手动隔离阀,
所述主路给水管的两端分别与所述主给水泵、所述蒸汽发生器相连,所述手动隔离阀、所述流量测量装置、所述主给水调节阀、所述主给水隔离阀、以及所述主给水止回阀按从所述主路给水管的上游至下游的顺序依次设于主路给水管上,其中,手动隔离阀处于核电厂中的非抗震厂房内,用于检修隔离,流量测量装置、主给水调节阀、以及主给水隔离阀均处于核电厂中的抗震厂房内,且流量测量装置与核电厂中的反应堆保护系统电信号连接,用于向反应堆保护系统传送其检测到的主给水流量管线中的流量信号,主给水止回阀设于核电厂中的安全壳内;
所述应急给水流量管线包括辅助给水管、辅助给水控制阀、以及辅助给水止回阀,
所述辅助给水管与所述蒸汽发生器相连,所述辅助给水控制阀、所述辅助给水止回阀均设于辅助给水管上,且辅助给水止回阀处于辅助给水控制阀的下游并处于所述安全壳内。
2.根据权利要求1所述的核电厂二回路给水系统,其特征在于,所述主给水调节阀、所述主给水隔离阀、以及所述辅助给水控制阀均与所述反应堆保护系统电信号连接,用于接收反应堆保护系统发送的核安全级信号并根据接收到的核安全级信号控制其自身的开闭/开度。
3.根据权利要求2所述的核电厂二回路给水系统,其特征在于,所述主给水流量管线还包括旁路给水管,
所述旁路给水管的一端与所述流量测量装置和所述主给水调节阀之间的主路给水管相连,其另一端与所述主给水止回阀上游的主路给水管相连;
所述主给水调节阀包括主路调节阀和旁路调节阀,
所述主路调节阀与所述旁路调节阀并列设置,且主路调节阀设于所述主路给水管上,旁路调节阀设于所述旁路给水管上。
4.根据权利要求3所述的核电厂二回路给水系统,其特征在于,所述主路调节阀、所述旁路调节阀、以及所述辅助给水控制阀均为气动调节阀,且主路调节阀和旁路调节阀的失效安全位置为关闭状态,辅助给水控制阀的失效安全位置为开启状态。
5.根据权利要求3所述的核电厂二回路给水系统,其特征在于,所述主给水隔离阀为电动隔离阀,且由应急柴油机或蓄电池组供电,或者,
所述主给水隔离阀为汽液联动快速隔离阀。
6.根据权利要求3所述的核电厂二回路给水系统,其特征在于,所述主路调节阀、所述旁路调节阀、所述主给水隔离阀、以及所述辅助给水控制阀均为核安全级阀门。
7.根据权利要求3所述的核电厂二回路给水系统,其特征在于,所述主给水隔离阀包括主路隔离阀和旁路隔离阀,
所述主路隔离阀与所述旁路隔离阀并列设置,且主路隔离阀设于所述主路给水管上,旁路隔离阀设于所述旁路给水管上。
8.根据权利要求1-7任一项所述的核电厂二回路给水系统,其特征在于,还包括断路器,
所述断路器设于核电厂中的抗震厂房内,并与所述主给水泵电连接,用于控制主给水泵的启闭。
9.根据权利要求1-7任一项所述的核电厂二回路给水系统,其特征在于,还包括启动给水小流量管线,
所述主给水泵的数量为三台以上,各台主给水泵并列设置,并分别与主路给水管相连,所述启动给水小流量管线与其中一台主给水泵相连,启动给水小流量管线上设有第二控制阀,所述第二控制阀在核电厂启停阶段开启,以使与启动给水小流量管线相连的主给水泵作为启动给水泵使用。
10.根据权利要求1-7任一项所述的核电厂二回路给水系统,其特征在于,所述蒸汽发生器的数量为两台以上,所述主给水流量管线和所述应急给水流量管线的数量为与所述蒸汽发生器数量相同的多条,各台蒸汽发生器分别通过一条主给水流量管线与所述主给水泵相连,多条应急给水流量管线分别与一台蒸汽发生器相连。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202121764459.0U CN215908875U (zh) | 2021-07-30 | 2021-07-30 | 一种核电厂二回路给水系统 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202121764459.0U CN215908875U (zh) | 2021-07-30 | 2021-07-30 | 一种核电厂二回路给水系统 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN215908875U true CN215908875U (zh) | 2022-02-25 |
Family
ID=80290310
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN202121764459.0U Active CN215908875U (zh) | 2021-07-30 | 2021-07-30 | 一种核电厂二回路给水系统 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN215908875U (zh) |
-
2021
- 2021-07-30 CN CN202121764459.0U patent/CN215908875U/zh active Active
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US20020101951A1 (en) | Boiling water reactor nuclear power plant | |
CN111081399B (zh) | 核电厂应急堆芯冷却系统 | |
CN101800085B (zh) | 核电站单堆使用的执行安全功能的辅助给水系统 | |
US20120281802A1 (en) | Emergency system | |
US5085825A (en) | Standby safety injection system for nuclear reactor plants | |
EP2192594B1 (en) | Drive system for safety valve | |
JP2008185572A (ja) | 原子炉等代替冷却設備 | |
CN113860415B (zh) | 核电厂应急给水箱除氧方法、给水系统及催化除氧装置 | |
US4654190A (en) | Emergency feedwater system for steam generators of a nuclear power plant | |
EP2515309A1 (en) | Transient alleviation system of reactor | |
CN105427911A (zh) | 压水堆核电厂厂用电源切换试验的控制方法及控制系统 | |
US20110249784A1 (en) | Driving system of relief safety valve | |
CN102966578A (zh) | 核电站泵组压力控制方法及装置 | |
CN215908875U (zh) | 一种核电厂二回路给水系统 | |
CN109801722B (zh) | 核电厂seu系统板式换热器的换热试验方法及系统 | |
CN114459013B (zh) | 高温气冷堆蒸汽发生器的保护系统及方法 | |
CN113571211B (zh) | 反应堆超压保护系统及方法、核电系统及其一回路系统 | |
CN114440206B (zh) | 一种高温气冷堆蒸汽发生器反向承压防护系统 | |
CN209591543U (zh) | 一种乏燃料水池冷却系统 | |
CN210245082U (zh) | 一种核电站的超压保护系统和核电站 | |
KR100448876B1 (ko) | 원자력발전소의 비상급수 시스템 | |
CN111524617A (zh) | 一种核电站二次侧应急给水系统和核电站 | |
CN214377692U (zh) | 一种带有储气装置的非能动安全壳冷却系统 | |
KR100436979B1 (ko) | 원자력발전소의 기기냉각 장치 | |
CN116313174A (zh) | 一种压水堆核电厂余热排出系统及方法 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |