CN113488214B - 一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法 - Google Patents
一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN113488214B CN113488214B CN202110830446.7A CN202110830446A CN113488214B CN 113488214 B CN113488214 B CN 113488214B CN 202110830446 A CN202110830446 A CN 202110830446A CN 113488214 B CN113488214 B CN 113488214B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- main system
- pressure
- cooling
- water level
- end socket
- 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
- 238000001816 cooling Methods 0.000 title claims abstract description 72
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 56
- 239000003381 stabilizer Substances 0.000 claims description 36
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 claims description 8
- 238000005507 spraying Methods 0.000 claims description 5
- 238000004781 supercooling Methods 0.000 claims description 4
- 239000002918 waste heat Substances 0.000 abstract description 7
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 abstract description 5
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 abstract description 5
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 abstract description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 6
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 5
- 230000008569 process Effects 0.000 description 4
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 3
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 3
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 3
- 239000002904 solvent Substances 0.000 description 3
- 239000007921 spray Substances 0.000 description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 3
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 3
- 238000013461 design Methods 0.000 description 2
- 238000007599 discharging Methods 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 2
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 2
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 1
- 230000017525 heat dissipation Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 1
- 230000001960 triggered effect Effects 0.000 description 1
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
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
为解决现有技术中上封头出现闪蒸产汽现象导致反应堆无法排出余热危及反应堆安全的问题，本发明实施例提供一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法包括：控制主***降温降压；检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器上封头无水位，则控制主***升压；若压力容器的上封头有水位，则继续冷却；检查是否符合热段温度小于177℃且主***压力小于2.7MPa；若是，则冷却主***至冷停堆；若否，则控制主***继续降温降压；检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器上封头无水位，则控制压力容器升压至上封头有水位，冷却主***至冷停堆；冷却主***死区；检查***温度是否小于90℃，若是，则主***完全卸压；若否，则冷却主***至冷停堆。
Description
技术领域
本发明涉及一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法。
背景技术
华龙一号(HPR1000)是我国具备完整自主知识产权的先进百万千瓦级压水堆核电型号，吸收我国三十年来的核电设计、建设、运营经验和国际先进的核电设计特点，采用能动与非能动安全技术，其技术指标和安全指标达到了国际三代核电技术的先进水平。
华龙一号核电厂发生非失水事故并触发反应堆紧急停堆后，操作员将根据应急事故规程控制和缓解事故后果，假若无法在核电厂热停堆状态下修复事故，则需要将反应堆冷却至冷停堆状态，从而进行故障处理。在事故处理过程中，假若反应堆冷却剂泵不可用，反应堆一回路***将处于自然循环运行状态。
在反应堆压力容器上封头区域存在流动死区，事故过程中反应堆一回路***降温降压，上封头死区的降温速率低于一回路***降温速率。由于上封头死区冷却能力不足，在反应堆一回路***降压过程中，上封头流体温度将达到饱和温度，从而出现闪蒸产汽现象。假若蒸汽产量较大，导致压力容器内液位低于热管段上表面，蒸汽将进入一回路***热管段，进而流入蒸汽发生器的传热管，在蒸汽发生器传热管顶部聚集，造成自然循环流动终止，无法排出反应堆堆芯余热，危及反应堆安全。
发明内容
为解决现有技术中存在的上封头出现闪蒸产汽现象导致反应堆无法排出余热危及反应堆安全的技术问题，本发明实施例提供一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法。
本发明实施例通过下述技术方案实现：
一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法，包括：
控制主***进行降温降压；
检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器的上封头无水位，则控制主***升压；若压力容器的上封头有水位，则
检查是否符合热段温度小于177℃且主***压力小于2.7MPa；若是，则冷却主***至冷停堆；若否，则控制主***进行降温降压；
检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器的上封头无水位，则控制压力容器升压至上封头有水位，冷却主***至冷停堆；
冷却主***死区；
检查***温度是否小于90℃，若是，则主***完全卸压；若否，则冷却主***至冷停堆。
进一步的，所述方法还包括：降温降压之前控制稳压器水位以使所述稳压器用以容纳主***产生的气泡。
进一步的，控制稳压器水位以使所述稳压器用以容纳主***产生的气泡，包括：控制稳压器水位在量程的12％-22％。
进一步的，控制主***进行降温降压，包括：维持主***冷段降温速率小于56℃/h,维持压力容器中堆芯出口过冷度大于20℃。
进一步的，控制主***进行降温降压，还包括：利用辅助喷淋或稳压器安全阀进行降压。
进一步的，控制主***进行降温降压，还包括：控制稳压器水位在量程的12％-86％。
进一步的，冷却主***至冷停堆，包括：利用余排***冷却反应堆主***。
进一步的，冷却主***死区，包括：用控制棒驱动机构的冷却风机冷却压力容器上封头，通过蒸汽排放冷却蒸汽发生器U型管区域。
本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
本发明实施例的一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法，通过控制上封头水位防止在主***降温降压过程中，上封头中的水汽进入热段；并通过相应的处理方式，实现了主***的降温降压过程；从而，防止了上封头中的热气进入蒸汽发生器中阻碍蒸汽发生器循环冷却。
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为压力容器冷却***示意图。
图2为核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法流程示意图。
附图中标记及对应的零部件名称：
1-压力容器；2-控制棒驱动机构；3-稳压器；4-蒸汽发生器；5-主泵；6-稳压器安全阀；7-卸压箱；8-辅助喷淋***来水；9-喷淋阀；10-余热排出泵；11-余热排出热交换器；12-给水通道；13-蒸汽通道；14-化学和溶剂控制***；15-冷段；16-过渡段；17-安注箱；18-热段；19-上封头；20-死区；21-热气区。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
本发明实施例中的单点温度表示单点温度±2℃；单点压力表示单点压力±0.2Mpa。
实施例
参考图1所示的，压力容器冷却***，包括压力容器1、控制棒驱动机构2、稳压器3、蒸汽发生器4、主泵5、稳压器安全阀6、卸压箱7、辅助喷淋8、喷淋阀9、余热排出泵10、余热排出热交换器11、化学和溶剂控制***14和安注箱17。
主***包括压力容器1、控制棒驱动机构2、稳压器3和蒸汽发生器4；压力容器1通过热段18分别与稳压器3连通；压力容器通过热段与蒸汽发生器4连通；蒸汽发生器通过过渡段16连接主泵5后与冷段15连通；冷段回到压力容器中。
热段18上还连有安注箱17。
主***压力指的是压力容器1、控制棒驱动机构2、稳压器3、蒸汽发生器4和主泵5以及热段、过渡段和冷段组成的***的内部压力。
余排***包括余热排出泵10和余热排出热交换器11，热段18依次通过余热排出泵、余热排出热交换器11与冷段15连通。
稳压器3通过稳压器安全阀6与卸压箱7连通。
其中，热段，冷段和过渡段均为管道。
冷段15还通过喷淋阀9与稳压器3中的热气区21连通；热气区21还通过辅助喷淋***来水8辅助喷淋。
压力容器1的上部具有上封头19，即死区20部分。化学和溶剂控制***用于向压力容器和稳压器3内部输送硼化液对压力容器和稳压器降温。
蒸汽发生器4通过其U型管对主***进行降温，蒸汽发生器通过蒸汽通道13排出蒸汽；蒸汽发生器通过给水通道12向蒸汽发生器注入水。
当需要对整个***冷却时，上封头内存在蒸汽引发闪蒸容易引发安全事故。
具体地，当上封头19内存在蒸汽引发闪蒸时，若压力容器内的液面低于热段18，则上封头中的热气会沿着热段进入蒸汽发生器4中，并在蒸汽发生器4的上部聚集，从而使蒸汽发生器上部的气压增大；而蒸汽发生器上部的气压增大，影响了蒸汽发生器内U型管区域的循环，甚至导致无法通过蒸汽发生器的U型管对压力容器1进气散热，从而导致安全事故。
为了应对该事故的发生，当上封头有汽时，发明人整体以防止上封头中的热气进入蒸汽发生器为构思，给出如下应对方法。
参考图2所示的，一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法，包括：
控制主***进行降温降压；
检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器的上封头无水位，则控制主***升压；若压力容器的上封头有水位，则
检查是否符合热段温度小于177℃且主***压力小于2.7MPa；若是，则冷却主***至冷停堆；若否，则控制主***进行降温降压；
检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器的上封头无水位，则控制压力容器升压至上封头有水位，冷却主***至冷停堆；
冷却主***死区；
检查***温度是否小于90℃，若是，则主***完全卸压；若否，则冷却主***至冷停堆。
进一步的，所述方法还包括：控制稳压器水位以使所述稳压器用以容纳主***产生的气泡。
进一步的，控制稳压器水位以使所述稳压器用以容纳主***产生的气泡，包括：控制稳压器水位在量程的12％-22％。
进一步的，控制主***进行降温降压，包括：维持主***冷段降温速率小于56℃/h,维持压力容器中堆芯出口过冷度大于20℃。
进一步的，控制主***进行降温降压，还包括：利用辅助喷淋或稳压器安全阀进行降压。
进一步的，控制主***进行降温降压，还包括：控制稳压器水位在量程的12％-86％。
进一步的，冷却主***至冷停堆，包括：利用余排***冷却反应堆主***。
进一步的，冷却主***死区，包括：用控制棒驱动机构的冷却风机冷却压力容器上封头，通过蒸汽排放冷却蒸汽发生器U型管区域。
具体操作时，可采用如下步骤：
步骤1：建立可容纳汽泡生成的稳压器水位。检查稳压器水位在12％至22％量程之间，可按需要调节上充下泄流量；稳压器水位控制切至“手动”。
步骤2：主***降温降压。维持主***冷段降温速率小于56℃/h,维持堆芯出口过冷度大于20℃；利用辅助喷淋或稳压器安全阀进行降压。
步骤3：控制稳压器水位在12％至86％量程之间。
步骤4：检查压力容器水位指示***指示上封头有水位。若压力容器上封头无水位，则使主***升压以使压力容器水位指示***指示上封头有水位，并返回至步骤2。
步骤5：若热段温度小于177℃且主***压力小于2.7MPa，投入反应堆余排***，利用余排***冷却反应堆主***，否则返回步骤2。
步骤6:冷却主***至冷停堆。
步骤7：冷却主***死区。用控制棒驱动机构冷却风机冷却压力容器上封头，通过蒸汽排放冷却所有蒸汽发生器U型管区域。检查压力容器水位指示***指示上封头有水位，若无水位则控制主***升压并返回步骤6。
步骤8：确定主***是否需要完全卸压。整个主***温度小于90℃，主***需要完全卸压；若整个主***温度大于等于90℃，返回步骤6。
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 (8)
1.一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法，其特征在于，包括：
控制主***进行降温降压；
检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器的上封头无水位，则控制主***升压以使压力容器上封头有水位；若压力容器的上封头有水位，则
检查是否符合热段温度小于177℃且主***压力小于2.7MPa；若是，则冷却主***至冷停堆；若否，则控制主***进行降温降压；
检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器的上封头无水位，则控制压力容器升压至上封头有水位，冷却主***至冷停堆；
冷却主***死区；
检查***温度是否小于90℃，若是，则主***完全卸压；若否，则冷却主***至冷停堆。
2.如权利要求1所述核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法，其特征在于，控制主***进行降温降压还包括：降温降压之前控制稳压器水位以使所述稳压器用以容纳主***产生的气泡。
3.如权利要求2所述核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法，其特征在于，控制稳压器水位以使所述稳压器用以容纳主***产生的气泡，包括：控制稳压器水位在量程的12％-22％。
4.如权利要求1所述核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法，其特征在于，控制主***进行降温降压，包括：维持主***冷段降温速率小于56℃/h,维持压力容器中堆芯出口过冷度大于20℃。
5.如权利要求1所述核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法，其特征在于：控制主***进行降温降压，还包括：利用辅助喷淋或稳压器安全阀进行降压。
6.如权利要求1所述核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法，其特征在于：控制主***进行降温降压，还包括：控制稳压器水位在量程的12％-86％。
7.如权利要求1所述核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法，其特征在于：冷却主***至冷停堆，包括：利用余排***冷却反应堆主***。
8.如权利要求1所述核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法，其特征在于：冷却主***死区，包括：用控制棒驱动机构的冷却风机冷却压力容器上封头，通过蒸汽排放冷却蒸汽发生器U型管区域。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202110830446.7A CN113488214B (zh) | 2021-07-22 | 2021-07-22 | 一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202110830446.7A CN113488214B (zh) | 2021-07-22 | 2021-07-22 | 一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN113488214A CN113488214A (zh) | 2021-10-08 |
| CN113488214B true CN113488214B (zh) | 2024-01-23 |
Family
ID=77941999
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN202110830446.7A Active CN113488214B (zh) | 2021-07-22 | 2021-07-22 | 一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN113488214B (zh) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB190824674A (en) * | 1908-11-17 | 1909-04-15 | Charles Reeves Mills | Improvements in Safety Valves. |
| WO2016011569A1 (zh) * | 2014-07-24 | 2016-01-28 | 哈尔滨工程大学 | 安全壳冷却***及安全壳与反应堆压力容器联合冷却*** |
| CN111540487A (zh) * | 2020-04-30 | 2020-08-14 | 中国核动力研究设计院 | 一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法 |
| CN111753394A (zh) * | 2020-05-20 | 2020-10-09 | 中国核电工程有限公司 | 先进压水堆核电厂一回路快速冷却功能调试的设计方法 |
| CN111755139A (zh) * | 2020-04-20 | 2020-10-09 | 中国核电工程有限公司 | 一种事故工况下压力容器堆顶排气控制策略的设计方法 |
-
2021
- 2021-07-22 CN CN202110830446.7A patent/CN113488214B/zh active Active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB190824674A (en) * | 1908-11-17 | 1909-04-15 | Charles Reeves Mills | Improvements in Safety Valves. |
| WO2016011569A1 (zh) * | 2014-07-24 | 2016-01-28 | 哈尔滨工程大学 | 安全壳冷却***及安全壳与反应堆压力容器联合冷却*** |
| CN111755139A (zh) * | 2020-04-20 | 2020-10-09 | 中国核电工程有限公司 | 一种事故工况下压力容器堆顶排气控制策略的设计方法 |
| CN111540487A (zh) * | 2020-04-30 | 2020-08-14 | 中国核动力研究设计院 | 一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法 |
| CN111753394A (zh) * | 2020-05-20 | 2020-10-09 | 中国核电工程有限公司 | 先进压水堆核电厂一回路快速冷却功能调试的设计方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN113488214A (zh) | 2021-10-08 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR101242746B1 (ko) | 원자력 발전소의 격납건물 외부 통합피동안전계통 시스템 | |
| EP2122636B1 (en) | Nuclear power plant using nanoparticles in emergency systems and related method | |
| US20180350472A1 (en) | Passive safe cooling system | |
| US20080219395A1 (en) | Nuclear power plant using nanoparticles in emergency situations and related method | |
| CA2937668C (en) | Reactor system with a lead-cooled fast reactor | |
| CN111540487B (zh) | 一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法 | |
| CN111540483B (zh) | 一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法 | |
| CN105551534A (zh) | 一种反应堆冷却剂化容控制***及控制方法 | |
| US8160197B2 (en) | Nuclear power plant using nanoparticies in closed circuits of emergency systems and related method | |
| WO2014048292A1 (zh) | 一种能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置 | |
| KR101594440B1 (ko) | 정지냉각계통 및 이를 구비하는 원전 | |
| JP7161065B2 (ja) | 原子力発電所の受動的パルス冷却方法及びシステム | |
| GB2593389A (en) | Integrated passive reactor system | |
| CN110097982A (zh) | 一种核电厂安全注入及余热排出*** | |
| CN104979024A (zh) | 浮动核电站非能动降压注水冷却***及其运行方法 | |
| CN113488214B (zh) | 一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法 | |
| KR102214119B1 (ko) | 원자로냉각재 재순환 시스템 | |
| JP5315167B2 (ja) | 沸騰水型原子力プラント及び原子炉圧力容器の耐圧漏洩試験方法 | |
| CN113744902B (zh) | 一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法 | |
| JP2012230059A (ja) | 原子炉の除熱システム | |
| CN209000555U (zh) | 一种用于小型堆的冷却剂加氢*** | |
| CN209843262U (zh) | 一种核电厂核燃料余热导出*** | |
| CN219875508U (zh) | 一种稳压***及冷却循环稳压*** | |
| JP2013113653A (ja) | 加圧水型原子炉及び炉心崩壊熱除去方法 | |
| CN206541631U (zh) | 一种应急给水*** |
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 | ||
| GR01 | Patent grant | ||
| GR01 | Patent grant |