CN111508626A - 一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂*** - Google Patents

一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂*** Download PDF

Info

Publication number
CN111508626A
CN111508626A CN202010349273.2A CN202010349273A CN111508626A CN 111508626 A CN111508626 A CN 111508626A CN 202010349273 A CN202010349273 A CN 202010349273A CN 111508626 A CN111508626 A CN 111508626A
Authority
CN
China
Prior art keywords
reactor
reactor coolant
heat transfer
loop
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.)
Pending
Application number
CN202010349273.2A
Other languages
English (en)
Inventor
赵禹
任云
崔怀明
胡幼明
刘向红
赖建永
苏荣福
余小权
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.)
Nuclear Power Institute of China
Original Assignee
Nuclear Power Institute of China
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 Nuclear Power Institute of China filed Critical Nuclear Power Institute of China
Priority to CN202010349273.2A priority Critical patent/CN111508626A/zh
Publication of CN111508626A publication Critical patent/CN111508626A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/14—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
    • 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
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***，包括三个联到反应堆压力容器的传热环路；每个传热环路包括一台蒸汽发生器和两台反应堆冷却剂主泵，每个传热环路中的两台反应堆冷却剂主泵的吸入口与对应传热环路中的蒸汽发生器的一次侧出口水室相连、且两台反应堆冷却剂主泵的排出口与反应堆压力容器(000BA)的冷段回水接口相连，每个传热环路中的蒸汽发生器的一次侧入口水室与反应堆压力容器(000BA)的热段排水接口相连。本发明中的每个传热环路中其包括一台蒸汽发生器和两台反应堆冷却剂主泵，因此构建的1个环路一出两进，总共是三出六进。相对于四环路对应四个系列的安全***，可以明显的降低核电机组的造价，提高经济性。

Description

一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***
技术领域
本发明涉及超大型压水堆方向的反应堆冷却剂***的设计，具体为一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***。
背景技术
目前国际上超大型压水堆核电机组(如法国的EPR、N4核电机组)反应堆冷却剂***普遍采用四条冷却剂环路设计。每条冷却剂环路上设置一台蒸汽发生器、一台反应堆冷却剂泵，反应堆压力容器设计为“四出四进”。
我国在役和在建的核电厂以百万千瓦和六十万千瓦为主，反应堆冷却剂环路数多为三环路和两环路。每条冷却剂上设置一台蒸汽发生器、一台反应堆冷却剂泵，反应堆压力容器设计为“三出三进”或者“两出两进”。
在设计反应堆冷却剂***时，需要考虑蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、反应堆压力容器之间的协同关系，例如振动、功率等各类相互之间的复杂匹配因素。当我们设计提升蒸汽发生器、反应堆压力容器至超大型压水堆核电机组时，面临需要重新设计对应匹配参数的反应堆冷却剂泵；因此，对于新反应堆冷却剂泵设计、制造、生产成本非常高，使得整个超大型压水堆的设计、制造、生产成本过高。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是：采用新的环路设计来适应超大型压水堆核电机组，从而降低设计、制造、生产成本。
本发明通过下述技术方案实现：
一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***，包括三个联到反应堆压力容器(000BA)的传热环路；
每个传热环路包括一台蒸汽发生器和两台反应堆冷却剂主泵，每个传热环路中的两台反应堆冷却剂主泵的吸入口与对应传热环路中的蒸汽发生器的一次侧出口水室相连、且两台反应堆冷却剂主泵的排出口与反应堆压力容器(000BA)的冷段回水接口相连，每个传热环路中的蒸汽发生器的一次侧入口水室与反应堆压力容器(000BA)的热段排水接口相连。
在本发明中，其采用三个传热环路来适应超大型压水堆核电机组，相比现有的四环路设计思想的超大型压水堆核电机组，本发明构建的三环路的***，其***更加简洁；生产、制造成本较低。但是，单纯的设计单进单出的三环路又不能满足功率的匹配要求，因此，本发明中的每个传热环路中其包括一台蒸汽发生器和两台反应堆冷却剂主泵，因此构建的1个环路一出两进，总共是三出六进。所述三出六进的三个环路的反应堆冷却剂***设置，可以采用三个系列的安全***与之相匹配，相对于四环路对应四个系列的安全***，可以明显的降低核电机组的造价，提高经济性。
进一步的技术方案：由于每条传热环路设置两台反应堆冷却剂主泵，因此，也就意味着存在两个冷段，因此，对于本发明的超大型压水堆核电机组，反应堆冷却剂主泵容量不必太大，完全可以利用目前百万千瓦组级核电机组成熟主泵的设计和制造技术；因此，优选的每个传热环路中所述的两台反应堆冷却剂主泵采用百万千瓦组级核电机组成熟主泵。
进一步的技术方案：为了更有利于反应堆安全，反应堆压力容器(000BA)对应于三个传热环路的六个冷段回水接口处于同一水位面B，反应堆压力容器(000BA)对应于三个传热环路的三个热段排水接口处于同一水位面A，其中水位面A高于水位面B。
进一步的技术方案：还包括反应堆冷却剂***辅助***，反应堆冷却剂***辅助***包括安全注入***(AQZR)和余热排出***(YRPC)，反应堆压力容器(000BA)还设置有三个直接安注接管，三个直接安注接管与反应堆冷却剂***辅助***相连。
进一步的技术方案：为了避免反应堆冷却剂主泵运行入口时流场的不稳定影响反应堆冷却剂主泵性能，也为了避免反应堆冷却剂主泵运行中的振动对蒸汽发生器结构造成影响，使得采用现有百万千瓦组级核电机组成熟主泵进行匹配，因此需要将反应堆冷却剂主泵与蒸汽发生器进行隔离设置，此时我们设计了过渡段管道，同时结合冷段管道、热段管道，进一步的***设计是：每个传热环路还包括两根过渡段管道、两根冷段管道、一根热段管道，其中，过渡段管道为反应堆冷却剂主泵的吸入口与蒸汽发生器的一次侧出口水室相连的管道，冷段管道为反应堆冷却剂主泵的排出口与反应堆压力容器(000BA)的冷段回水接口相连的管道，热段管道为蒸汽发生器的一次侧入口水室与反应堆压力容器(000BA)的热段排水接口相连的管道。
优选的进一步技术方案：还包括反应堆冷却剂***辅助***，反应堆冷却剂***辅助***包括安全注入***(AQZR)和余热排出***(YRPC)，三个传热环路所对应的三段热段管道与反应堆冷却剂***辅助***相连。
优选的进一步技术方案：还包括稳压器(001BA)，所述稳压器(001BA)的波动管线接到任意一条传热环路的热段管道。
优选的进一步技术方案：所述稳压器(001BA)的喷雾水管线接到任意一条传热环路的任意一条或所有冷段管道。
优选的进一步技术方案：所述稳压器(001BA)的喷雾水管线接到任意两条传热环路的任意一条或所有冷段管道。
优选的进一步技术方案：还包括化学与容积控制***(HXYRJ)，所述化学与容积控制***(HXYRJ)接到传热环路的过渡段管道或/和冷段管道。
本发明是适用于超大型压水堆核电机组的反应堆冷却剂***设计。反应堆冷却剂***设置三条冷却剂环路，每条冷却剂环路上设置一台蒸汽发生器、两台反应堆冷却剂泵。反应堆压力容器设计为“三出六进”、采用多段管道隔离主要设施形成接管形式，即：三个环路的热段出口接管以及三个直接安注接管设置在同一水位面，六个冷段入口接管设置在同一水平面，蒸汽发生器采用一次侧为“一进二出”的接管形式。
本发明可以达到以下效果：
1)由于每条环路设置两个冷段和两台主泵，对于超大型压水堆核电机组，主泵容量不必太大，可以利用目前百万千瓦组级核电机组成熟主泵的设计和制造技术，无需独立设计匹配于超大型压水堆核电机组的主泵，简约了设计成本、制造成本。
2)三个环路的反应堆冷却剂***设置，可以采用三个系列的安全***与之相匹配，相对于四环路对应四个系列的安全***，可以明显的降低核电机组的造价，提高经济性。
3)安全注入***通过直接安注接管向反应堆压力容器注入，取消了冷段上的安注接口，简化了***设计。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
图1为***架构示意图。
图中的附图标记为：000BA-反应堆压力容器，001GV-第一蒸汽发生器，002GV-第二蒸汽发生器，003GV-第三蒸汽发生器，01AP-第一A路主泵，01BP-第一B路主泵，02AP-第二A路主泵，02BP-第二B路主泵，03AP-第三A路主泵，03BP-第三B路主泵，001BA-稳压器，AQZR-安全注入***，YRPC-余热排出***，HXYRJ-化学与容积控制***。
具体实施方式
在对本发明的任意实施例进行详细的描述之前，应该理解本发明的应用不局限于下面的说明或附图中所示的结构的细节。本发明可采用其它的实施例，并且可以以各种方式被实施或被执行。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性改进前提下所获得的所有其它实施例，均属于本发明保护的范围。
实施例1
如图1所示：
一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***，包括三个联到反应堆压力容器(000BA)的传热环路；在图1中，三个传热环路包括第一传热环路、第二传热环路、第三传热环路三；
每个传热环路包括一台蒸汽发生器和两台反应堆冷却剂主泵，每个传热环路中的两台反应堆冷却剂主泵的吸入口与对应传热环路中的蒸汽发生器的一次侧出口水室相连、且两台反应堆冷却剂主泵的排出口与反应堆压力容器000BA的冷段回水接口相连，每个传热环路中的蒸汽发生器的一次侧入口水室与反应堆压力容器000BA的热段排水接口相连。
在图1中，第一传热环路包括第一蒸汽发生器001GV、第一A路主泵01AP、第一B路主泵01BP，第二传热环路包括第二蒸汽发生器002GV、第二A路主泵02AP、第二B路主泵02BP，第三传热环路包括第三蒸汽发生器003GV、第三A路主泵03AP、第三B路主泵03BP。
在本实施例中，其采用上述三个传热环路来适应超大型压水堆核电机组，相比现有的四环路设计思想的超大型压水堆核电机组，本发明构建的三环路的***，其***更加简洁；生产、制造成本较低。但是，单纯的设计单进单出的三环路又不能满足功率的匹配要求，因此，本实施例中的每个传热环路中其包括一台蒸汽发生器和两台反应堆冷却剂主泵，因此构建的1个环路一出两进，总共是三出六进。所述三出六进的三个环路的反应堆冷却剂***设置，可以采用三个系列的安全***与之相匹配，相对于四环路对应四个系列的安全***，可以明显的降低核电机组的造价，提高经济性。
实施例2
在上述实施例的基础上，优选的，进一步的实施结构为：由于每条传热环路设置两台反应堆冷却剂主泵，因此，也就意味着存在两个冷段，因此，对于本发明的超大型压水堆核电机组，反应堆冷却剂主泵容量不必太大，完全可以利用目前百万千瓦组级核电机组成熟主泵的设计和制造技术；因此，优选的每个传热环路中所述的两台反应堆冷却剂主泵采用百万千瓦组级核电机组成熟主泵。
实施例3
在上述实施例的基础上，优选的，进一步的实施结构为：为了更有利于反应堆安全，反应堆压力容器000BA对应于三个传热环路的六个冷段回水接口处于同一水位面B，反应堆压力容器000BA对应于三个传热环路的三个热段排水接口处于同一水位面A，其中水位面A高于水位面B。
实施例4
在上述实施例的基础上，优选的，进一步的实施结构为：还包括反应堆冷却剂***辅助***，反应堆冷却剂***辅助***包括安全注入***AQZR和余热排出***YRPC，反应堆压力容器000BA还设置有三个直接安注接管，三个直接安注接管与反应堆冷却剂***辅助***相连。
实施例5
在上述实施例的基础上，优选的，进一步的实施结构为：为了避免反应堆冷却剂主泵运行入口时流场的不稳定影响反应堆冷却剂主泵性能，也为了避免反应堆冷却剂主泵运行中的振动对蒸汽发生器结构造成影响，使得采用现有百万千瓦组级核电机组成熟主泵进行匹配，因此需要将反应堆冷却剂主泵与蒸汽发生器进行隔离设置，此时我们设计了过渡段管道，同时结合冷段管道、热段管道，进一步的***设计是：每个传热环路还包括两根过渡段管道、两根冷段管道、一根热段管道，其中，过渡段管道为反应堆冷却剂主泵的吸入口与蒸汽发生器的一次侧出口水室相连的管道，冷段管道为反应堆冷却剂主泵的排出口与反应堆压力容器000BA的冷段回水接口相连的管道，热段管道为蒸汽发生器的一次侧入口水室与反应堆压力容器000BA的热段排水接口相连的管道。
所述成熟主泵为现有的立式轴封型下进入测出式主泵。
优选的进一步技术方案：还包括反应堆冷却剂***辅助***，反应堆冷却剂***辅助***包括安全注入***AQZR和余热排出***YRPC，三个传热环路所对应的三段热段管道与反应堆冷却剂***辅助***相连。
优选的进一步技术方案：还包括稳压器001BA，所述稳压器001BA的波动管线接到任意一条传热环路的热段管道。
优选的进一步技术方案：所述稳压器001BA的喷雾水管线接到任意一条传热环路的任意一条或所有冷段管道。
优选的进一步技术方案：所述稳压器001BA的喷雾水管线接到任意两条传热环路的任意一条或所有冷段管道。
优选的进一步技术方案：还包括化学与容积控制***HXYRJ，所述化学与容积控制***HXYRJ接到传热环路的过渡段管道或/和冷段管道。
上述实施例中所得到的超大型压水堆核电机组的三环路反应堆冷却剂***(如附图1所示)，设置由联到反应堆压力容器的三个传热环路。每一个传热环路包括一台蒸汽发生器和两台反应堆冷却剂主泵。两台反应堆冷却剂主泵的吸入口与一台蒸汽发生器的一次侧出口水室相连，两台反应堆冷却剂主泵的出口与反应堆压力容器相连。1个三环路反应堆冷却剂***包含一台反应堆压力容器、三台蒸汽发生器、六台反应堆冷却剂主泵，构成三出六进结构。反应堆压力容器与蒸汽发生器之间的管道称为热段，蒸汽发生器与主泵之间的管道称为过渡段，主泵与反应堆压力容器之间的管道称为冷段，因此构成接管形式。
上述三条传热环路中的反应堆冷却剂，将反应堆产生的热量带出，经过蒸汽发生器将热量传递给二回路，使二回路的水转变为蒸汽推动汽轮机做功，从而得到电能。
反应堆冷却剂***设置一台稳压器与其中一条环路热段相连。机组运行时，稳压器内部维持水和蒸汽在饱和状态下的平衡，调节由于负荷瞬态引起的正、负波动。对于每一条主冷却剂环路，在机组运行时，通过反应堆冷却剂泵使加压水通过反应堆压力容器和冷却剂环路循环。作为冷却剂、慢化剂和硼酸溶剂的水，在通过堆芯时被加热，然后流入蒸汽发生器，将热量传递给二回路***，返回到反应堆冷却剂泵重复循环。具体可以将稳压器设计为图1所示结构，稳压器的波动管线接到其中第一传热环路的第一蒸汽发生器001GV的对应热段上。稳压器的喷雾水管线的喷雾水来自其中第一传热环路和第二传热环路的冷段的冷却剂，并通过喷雾管接到稳压器的上封头。喷雾***通过喷雾阀提供一小股连续流量，电加热器安装在稳压器的下封头处。反应堆冷却剂***三环路设计方案中，除了主***环路设计方案外，还考虑设置有稳压器超压保护子***、快速卸压子***和堆顶排气子***。此外，反应堆冷却剂***辅助***的接口主要考虑了余热排出***和安全注入***。具体的，余热排出***管线中，入口管线与三个环路热段相连，返回管线与三个直接安注管线(DVI)相连；安全注入***的安注泵的热段安注管线与三个环路的热段相连；在反应堆压力容器上设置三个直接安注接管，用于安注泵的注入和安注箱的注入。
对于每一条主冷却剂环路，在机组运行时，通过反应堆冷却剂泵使加压水通过反应堆压力容器和冷却剂环路循环。作为冷却剂、慢化剂和硼酸溶剂的水，在通过堆芯时被加热，然后流入蒸汽发生器，将热量传递给二回路***，返回到反应堆冷却剂泵重复循环。
具体的稳压器超压保护子***：稳压器超压保护子***由三个或多个安全阀组组成，每个阀门装在与稳压器汽相空间相连的支管上，通过这安全阀向稳压器卸压箱排放。安全阀泄漏由安装在稳压器卸压排放管线上的温度测量进行探测，测量信号送到控制室。
具体的快速卸压子***：反应堆冷却剂***设置快速卸压子***，通过快速卸压能够有效降低严重事故下高压熔堆带来的风险。快速卸压子***与稳压器顶部相连，共包括两个快速卸压系列，每个系列由一台电动闸阀和一台电动截止阀组成。快速卸压阀排放管接入稳压器安全阀排放管，通往卸压箱。在严重事故工况下，快速卸压***排放的汽水混合物通过卸压箱，最终排放到安全壳厂房内。
具体的堆顶排气子***：反应堆冷却剂***设置堆顶排气子***，通过不凝气体的排放能够有效消除事故过程中或事故后大量积聚在压力容器顶部的非凝结性气体，从而保证机组的安全。堆顶排气子***与压力容器顶部相连，包含正常排气子***和事故排气子***两部分，作为严重事故对策的是事故排气子***。事故排气子***由两个系列组成，事故工况下将压力容器顶部的非凝结性气体排放至卸压箱，并通过卸压箱最终排放到安全壳厂房内。
此外反应堆冷却剂***与余热排出***、化学与容积控制***、安全注入***等辅助***有接口。
具体的余热排出***：余热排出***的主要功能是在电厂停堆期间，在经蒸汽发生器初步冷却和降压后，排出堆芯剩余衰变热量。冷停堆期间，维持反应堆冷却剂***的冷停堆温度，并维持冷却剂通过堆芯的强制循环。余热排出***管线，入口管线与三个环路热段相连；返回管线与三个DVI管线相连。
具体的安全注入***：安全注入***的主要功能是在在失水事故情况下，通过向堆芯注入冷却水，能防止燃料包壳熔化，并保持堆芯的几何形状和完整性。在主蒸汽管道破裂事故下，通过向反应堆冷却剂***快速注入浓硼溶液，以补偿由于不可控的产生蒸汽致使反应堆冷却剂过冷而引起的容积和反应性的增加，从而使反应堆迅速安全停堆，并防止反应堆重返临界。安注***安注泵的热段安注管线与三个环路的热段相连；在RPV上设置三个直接安全接管，用于安注泵的注入和安注箱的注入。
经过综合评估，该设计方案在满足超大堆***功能的前提下，可较大幅度提高工程的经济性。
以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (10)

1.一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***，其特征在于：包括三个联到反应堆压力容器(000BA)的传热环路；
每个传热环路包括一台蒸汽发生器和两台反应堆冷却剂主泵，每个传热环路中的两台反应堆冷却剂主泵的吸入口与对应传热环路中的蒸汽发生器的一次侧出口水室相连、且两台反应堆冷却剂主泵的排出口与反应堆压力容器(000BA)的冷段回水接口相连，每个传热环路中的蒸汽发生器的一次侧入口水室与反应堆压力容器(000BA)的热段排水接口相连。
2.根据权利要求1所述的一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***，其特征在于，每个传热环路中所述的两台反应堆冷却剂主泵采用百万千瓦组级核电机组成熟主泵。
3.根据权利要求1所述的一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***，其特征在于，反应堆压力容器(000BA)对应于三个传热环路的六个冷段回水接口处于同一水位面B，反应堆压力容器(000BA)对应于三个传热环路的三个热段排水接口处于同一水位面A，其中水位面A高于水位面B。
4.根据权利要求1所述的一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***，其特征在于，还包括反应堆冷却剂***辅助***，反应堆冷却剂***辅助***包括安全注入***(AQZR)和余热排出***(YRPC)，反应堆压力容器(000BA)还设置有三个直接安注接管，三个直接安注接管与反应堆冷却剂***辅助***相连。
5.根据权利要求1-4中任意一项所述的一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***，其特征在于，每个传热环路还包括两根过渡段管道、两根冷段管道、一根热段管道，其中，过渡段管道为反应堆冷却剂主泵的吸入口与蒸汽发生器的一次侧出口水室相连的管道，冷段管道为反应堆冷却剂主泵的排出口与反应堆压力容器(000BA)的冷段回水接口相连的管道，热段管道为蒸汽发生器的一次侧入口水室与反应堆压力容器(000BA)的热段排水接口相连的管道。
6.根据权利要求5所述的一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***，其特征在于，还包括反应堆冷却剂***辅助***，反应堆冷却剂***辅助***包括安全注入***(AQZR)和余热排出***(YRPC)，三个传热环路所对应的三段热段管道与反应堆冷却剂***辅助***相连。
7.根据权利要求5所述的一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***，其特征在于，还包括稳压器(001BA)，所述稳压器(001BA)的波动管线接到任意一条传热环路的热段管道。
8.根据权利要求7所述的一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***，其特征在于，所述稳压器(001BA)的喷雾水管线接到任意一条传热环路的任意一条或所有冷段管道。
9.根据权利要求7所述的一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***，其特征在于，所述稳压器(001BA)的喷雾水管线接到任意两条传热环路的任意一条或所有冷段管道。
10.根据权利要求5所述的一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***，其特征在于，还包括化学与容积控制***(HXYRJ)，所述化学与容积控制***(HXYRJ)接到传热环路的过渡段管道或/和冷段管道。
CN202010349273.2A 2020-04-28 2020-04-28 一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂*** Pending CN111508626A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202010349273.2A CN111508626A (zh) 2020-04-28 2020-04-28 一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202010349273.2A CN111508626A (zh) 2020-04-28 2020-04-28 一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN111508626A true CN111508626A (zh) 2020-08-07

Family

ID=71869478

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202010349273.2A Pending CN111508626A (zh) 2020-04-28 2020-04-28 一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN111508626A (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112185594A (zh) * 2020-09-30 2021-01-05 中国核动力研究设计院 适用于先进压水堆核电站反应堆的冷却剂环路布置结构

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0418701A1 (en) * 1989-09-19 1991-03-27 Mitsubishi Jukogyo Kabushiki Kaisha Reactor core decay heat removing system in a pressurized water reactor
CN101620892A (zh) * 2009-07-30 2010-01-06 华北电力大学 一种大功率压水堆核电站一回路***结构设计
CN102169736A (zh) * 2011-01-19 2011-08-31 中国核工业第五建设有限公司 一种核电站冷却剂***主管道的安装方法
CN103903659A (zh) * 2014-03-28 2014-07-02 哈尔滨工程大学 浮动核电站非能动余热排出***
CN105913889A (zh) * 2016-07-05 2016-08-31 上海核工程研究设计院 一种三环路核能***
CN106098115A (zh) * 2016-08-11 2016-11-09 上海核工程研究设计院 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置
CN210403221U (zh) * 2019-07-17 2020-04-24 中广核研究院有限公司 一种反应堆注水和排热装置

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0418701A1 (en) * 1989-09-19 1991-03-27 Mitsubishi Jukogyo Kabushiki Kaisha Reactor core decay heat removing system in a pressurized water reactor
CN101620892A (zh) * 2009-07-30 2010-01-06 华北电力大学 一种大功率压水堆核电站一回路***结构设计
CN102169736A (zh) * 2011-01-19 2011-08-31 中国核工业第五建设有限公司 一种核电站冷却剂***主管道的安装方法
CN103903659A (zh) * 2014-03-28 2014-07-02 哈尔滨工程大学 浮动核电站非能动余热排出***
CN105913889A (zh) * 2016-07-05 2016-08-31 上海核工程研究设计院 一种三环路核能***
CN106098115A (zh) * 2016-08-11 2016-11-09 上海核工程研究设计院 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置
CN210403221U (zh) * 2019-07-17 2020-04-24 中广核研究院有限公司 一种反应堆注水和排热装置

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
中国科学技术协会: "《核科学技术学科发展报告 2014-2015版》", 29 February 2016, 中国科学技术出版社 *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112185594A (zh) * 2020-09-30 2021-01-05 中国核动力研究设计院 适用于先进压水堆核电站反应堆的冷却剂环路布置结构

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN203931515U (zh) 基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应***及其核电站
US9111652B2 (en) High-temperature gas-cooled reactor steam generating system and method
CN103985422A (zh) 基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应***及其核电站
CN101620892B (zh) 一种大功率压水堆核电站一回路***结构设计
US11894151B2 (en) Integrated reactor system having passive removal of residual heat
MX2013003220A (es) Sistemas y metodos de seguridad de reactor de baja presion.
CN101154472A (zh) 一体化低温核供热堆
EP3101658A1 (en) Reactor system with a lead-cooled fast reactor
WO2016078285A1 (zh) 二次侧非能动佘热导出***
CN109767852B (zh) 一种用于反应堆紧急停堆的二回路安全***及其工作方法
CN113808764B (zh) 安全壳内堆芯余热导出方法和***
US10927697B2 (en) Turbogenerator set
CN114121313B (zh) 一种紧凑式反应堆的非能动安全***
CN113990535B (zh) 一种一体化熔盐堆换热器及其非能动余热排出***
CN111508626A (zh) 一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂***
CN110534214A (zh) 一种非能动核电厂蒸汽发生器二次侧紧急注水***及核电站
CN102820067A (zh) 一种用于超临界水堆余热排出的自然循环换热器
CN203397713U (zh) 含不可凝气体收集装置的二次侧余热排出***
KR101224024B1 (ko) 피동보조 급수계통 및 재장전 수조탱크를 이용한 경수로의 피동 격납용기 냉각계통
Kataoka et al. Conceptual design and thermal-hydraulic characteristics of natural circulation boiling water reactors
CN214624452U (zh) 一种基于双层管道技术的新型反应堆
CN215450911U (zh) 一种小型反应堆的增强型非能动安全壳空冷***
CN214476433U (zh) 一种承担正常余热排出功能的安全注入***
Matzie et al. Design of the safe integral reactor
WO2022233141A1 (zh) 核电厂非能动专设安全***及供水***

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
RJ01 Rejection of invention patent application after publication

Application publication date: 20200807

RJ01 Rejection of invention patent application after publication