CN201946323U - 一种用于核电站的应急给水*** - Google Patents

一种用于核电站的应急给水*** Download PDF

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Abstract

本实用新型涉及一种用于核电站的应急给水***，连接于核电站蒸汽发生器的主蒸汽管线和主给水管线之间。该应急给水***包括设置在核电站安全壳外的敞口冷凝水箱、以及设置在冷凝水箱内的冷凝换热器。在事故工况下，蒸汽发生器的主蒸汽管道内的蒸汽进入冷凝换热器内冷凝，冷凝水箱内的水被冷凝换热器不断加热，蒸发的水蒸气进入大气，冷凝水箱内的水量持续减少，直至冷凝换热器露出水面，此时，利用空气对冷凝换热器进行冷却，进而形成有效的空气冷却循环，从而通过蒸汽发生器将堆芯热量导出到安全壳外的最终热阱（大气）中，实现了在事故工况下的核电站蒸汽发生器补水和余热排出的功能，提高了核电站的可靠性、安全性和经济性。

Description

一种用于核电站的应急给水***
技术领域
本实用新型涉及核电站的安全***，更具体地说，涉及一种用于核电站事故工况下的蒸汽发生器补水和余热排出的应急给水***。
背景技术
随着技术的成熟核电站的安全性的不断提高，核电站的建设逐渐的成为国家发展的重要能源保障。
目前的核电站中，核反应堆的结构是：在安全壳中形成反应堆堆腔，在堆腔中设置压力容器。压力容器连接有冷管段和热管段，蒸汽发生器连接在热管段和冷管段之间，通过冷管段注入冷却剂，对压力容器（反应堆堆芯）进行常规的冷却，然后通过热管段排出。
为了实现压水堆在事故工况下的蒸汽发生器补水和余热排出功能，中国核动力研究设计院设计了二次侧非能动余热排出***：通过在主蒸汽管线和给水管线之间并联连接了一个应急给水箱和一个空冷塔，来分阶段为蒸汽发生器进行补税和余热排出。该***由于设置了独立的应急给水箱和空冷塔，必然增加了***的复杂性，增加了核电站建设和运行维护成本；而且在运行时需要通过复杂的控制，也降低了运行的可靠性。
实用新型内容
本实用新型要解决的技术问题在于，提供一种结构简单、可有效实现在事故工况下的核电站蒸汽发生器补水和余热排出的应急给水***。
本实用新型解决其技术问题所采用的技术方案是：提供一种用于核电站的应急给水***，连接于核电站蒸汽发生器的主蒸汽管线和主给水管线之间，该应急给水***包括设置在核电站安全壳外的敞口冷凝水箱、以及设置在所述冷凝水箱内的冷凝换热器；所述冷凝换热器内的冷凝水的液位高度高于所述蒸汽发生器的二次侧；
所述冷凝换热器的管侧入口通过进口管道与所述主蒸汽管线连接，并且在所述进口管道上设置进口控制阀门；
所述冷凝换热器的管侧出口通过出口管道与所述主给水管线连接，并且在所述出口管道上设置出口控制阀门。
在本实用新型的应急给水***中，所述冷凝换热器倾斜安装在所述冷凝水箱的底部。
在本实用新型的应急给水***中，所述冷凝水箱设置有下部相通的空气导流隔板；所述空气导流隔板的顶部伸出所述冷凝水箱的开口侧。
在本实用新型的应急给水***中，所述冷凝水箱设置在所述核电站安全壳外的高位。
在本实用新型的应急给水***中，所述进口管道与所述主蒸汽管线的接口位置位于所述主蒸汽管线的主蒸汽隔离阀上游；
所述出口管道与所述主给水管线的接口位置位于所述主给水管线的主给水隔离阀下游。
在本实用新型的应急给水***中，所述进口控制阀门包括常开的隔离阀；
所述出口控制阀门包括串联的常闭隔离阀、以及防止所述主给水管线倒流入所述冷凝换热器的逆止阀。
实施本实用新型具有以下有益效果：在事故工况下，蒸汽发生器的主蒸汽管道内的蒸汽进入冷凝换热器内冷凝，冷凝水箱内的水被冷凝换热器不断加热，蒸发的水蒸气进入大气，冷凝水箱内的水量持续减少，直至冷凝换热器露出水面，此时，利用空气对冷凝换热器进行冷却，进而形成有效的空气冷却循环，从而通过蒸汽发生器将堆芯热量导出到安全壳外的最终热阱（大气）中，实现了在事故工况下的核电站蒸汽发生器补水和余热排出的功能，提高了核电站的可靠性、安全性和经济性。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本实用新型作进一步说明，附图中：
图1是本实用新型的应急给水***的一个实施例的示意图。
具体实施方式
如图1所示，是本实用新型的应急给水***的一个实施例，可应用于核电站的事故应急处理。该核电站的核反应堆结构是：在安全壳内形成反应堆堆腔，在堆腔中设置压力容器11。压力容器11连接有冷管段12和热管段13，蒸汽发生器14连接在热管段13和冷管段12之间，通过冷管段12注入冷却剂，对压力容器11（反应堆堆芯）进行常规的冷却，然后通过热管段13排出；当然，在热管段13和冷管段12上还分别设有稳压器15和主泵16等设备。该蒸汽发生器14连接有主蒸汽管线17和主给水管线18，而应急给水***连接于该主蒸汽管线17和主给水管线18之间，作为应急安全设备使用。可以理解的，可以根据核电站设计采用的蒸汽发生器14数目，配置相对应数目的一系列上述应急给水***。
如图所示，该应急给水***包括敞口冷凝水箱21以及冷凝换热器22。该冷凝换热器22的管侧入口通过进口管道23与主蒸汽管线17连接，并且在进口管道23上设置进口控制阀门231；冷凝换热器22的管侧出口通过出口管道24与主给水管线18连接，并且在出口管道24上设置出口控制阀门。利用该应急给水***通过蒸汽发生器14将堆芯热量导出到安全壳外的最终热阱（大气）中，实现了在事故工况下的核电站蒸汽发生器14补水和余热排出的功能。
在本实施例中，该敞口冷凝水箱21放置在核电站安全壳外，直接与大气相通。该冷凝水箱21可以为圆柱形水箱、方形水箱或其它形状的水箱；可以放置在安全壳外的安全厂房顶部、或者安全壳外的其他高位，实现了安全***实体隔离要求。
进一步的，为了增加空气对流能力，在冷凝水箱21内设置有下部相通的空气导流隔板25。该空气导流隔板25的顶部伸出冷凝水箱21的开口侧，从而在冷凝水箱21的水蒸干后，起到空气烟囱的导流作用，以增强空气对流能力，提高换热效率。当然，空气导流隔板25的高度、数量可以根据实际要求进行设计修改。
该冷凝换热器22设置在冷凝水箱21内，与冷凝水箱21内的水、空气进行热交换，从而将蒸汽发生器14的热量导出。在本实施例中，该冷凝换热器22倾斜安装在冷凝水箱21的底部，可以更加有效利用冷凝水箱21内的水，并且可以在不增加冷凝水箱21高度的情况下，有效增大了冷凝换热器22的换热面积，减弱或避免***启动时可能产生的汽锤和流动不稳定的现象。
该冷凝换热器22的管侧入口通过进口管道23与主蒸汽管线17连接，并在进口管道23上设置进口控制阀门231；管侧出口通过出口管道24与主给水管线18连接，并且在出口管道24上设置出口控制阀门。在本实施例中，进口管道23与主蒸汽管线17的接口位置位于主蒸汽管线17的主蒸汽隔离阀上游；出口管道24与主给水管线18的接口位置位于主给水管线18的主给水隔离阀下游。
在本实施例中，进口管道23上的进口控制阀门231包括一个常开的隔离阀，以保持冷凝换热器22及其管道内压力与主蒸汽管道平衡。出口管道24的出口控制阀门包括串联的常闭隔离阀241、以及逆止阀242。该常闭隔离阀241作为整个***的启动开关，处于常闭状态，断开自然循环路径。逆止阀242起到防止主给水管线18倒流入冷凝换热器22的作用。
当核电站的反应堆正常运行时，进口管道23上的进口控制阀门231保持常开，以保持冷凝换热器22及其管道内压力与主蒸汽管线17平衡，而冷凝换热器22的出口管道24上的出口控制阀门关闭，隔断自然循环路径。
当需要启动动作时，冷凝换热器22的出口控制阀门打开，冷凝换热器22内及其相关管道内的冷凝水由于液位差而流入蒸汽发生器14二次侧，同时主蒸汽管道内的蒸汽进入冷凝换热器22内冷凝，冷凝水继续流入蒸汽发生器14二次侧，从而驱动该***持续运行。
冷凝水箱21内的水被冷凝换热器22不断加热，温度持续升高，直至沸腾，蒸发的水蒸气进入大气。随着***持续运行，冷凝水箱21内的水量持续减少，直至位于冷凝水箱21底部的倾斜冷凝换热器22露出水面。
此后，***运行进入第二阶段，即空气冷却阶段。由于冷凝水箱21中心空气导流板内的空气被冷凝换热器22加热上升，空气导流板外侧的空气由导流板底部流入，进而形成有效的空气冷却循环。
该应急给水***实现了事故工况下蒸汽发生器14二次侧水和蒸汽的循环利用，在一回路含放射性物质冷却剂向蒸汽发生器14二次侧泄漏时，如在蒸汽发生器14传热管破裂等事故情况下，可以有效避免含放射性物质的水或蒸汽排向环境；还可以替代当前国内外众多压水堆核电站复杂的安全级辅助给水***，减小对应急柴油机容量和启动等要求，降低核电站建设和运行维护成本。
进一步的，该应急给水***取消了传统压水堆核电站的安全级辅助给水***，仅保留非安全级启动停止给水***。不用动力驱动，只依靠自然循环，实现蒸汽的冷凝并回流蒸汽发生器14二次侧，实现应急给水功能，不存在驱动机构失效而影响***功能的问题，大大提高了***可靠性，提高了核电厂安全性；
通过蒸汽发生器14将堆芯热量导出到安全壳外的最终热阱（大气）中，而且可以通过调节阀门开度，控制反应堆一回路***降温降压速率，实现对反应堆可控的降温降压功能；
设计保证事故情况下，冷凝水箱21水容量足以将反应堆一回路***带入余热导出***投入条件范围内；且冷凝水箱21蒸干后，可以通过空气自然对流继续实现通过蒸汽发生器14导出堆芯余热，提高了事故后长期冷却的可靠性。

Claims (6)

1.一种用于核电站的应急给水***，连接于核电站蒸汽发生器的主蒸汽管线和主给水管线之间，其特征在于，该应急给水***包括设置在核电站安全壳外的敞口冷凝水箱、以及设置在所述冷凝水箱内的冷凝换热器；所述冷凝换热器内的冷凝水的液位高度高于所述蒸汽发生器的二次侧；
所述冷凝换热器的管侧入口通过进口管道与所述主蒸汽管线连接，并且在所述进口管道上设置进口控制阀门；
所述冷凝换热器的管侧出口通过出口管道与所述主给水管线连接，并且在所述出口管道上设置出口控制阀门。
2.根据权利要求1所述的应急给水***，其特征在于，所述冷凝换热器倾斜安装在所述冷凝水箱的底部。
3.根据权利要求1所述的应急给水***，其特征在于，所述冷凝水箱设置有下部相通的空气导流隔板；所述空气导流隔板的顶部伸出所述冷凝水箱的开口侧。
4.根据权利要求1所述的应急给水***，其特征在于，所述冷凝水箱设置在所述核电站安全壳外的高位。
5.根据权利要求1所述的应急给水***，其特征在于，所述进口管道与所述主蒸汽管线的接口位置位于所述主蒸汽管线的主蒸汽隔离阀上游；
所述出口管道与所述主给水管线的接口位置位于所述主给水管线的主给水隔离阀下游。
6.根据权利要求1至5任一项所述的应急给水***，其特征在于，所述进口控制阀门包括常开的隔离阀；
所述出口控制阀门包括串联的常闭隔离阀、以及防止所述主给水管线倒流入所述冷凝换热器的逆止阀。
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Cited By (29)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102522127A (zh) * 2011-12-23 2012-06-27 中国核电工程有限公司 非能动安全壳热量导出***
CN103000234A (zh) * 2011-09-08 2013-03-27 韩电原子力燃料株式会社 核电站的被动式辅助冷凝装置
CN103187110A (zh) * 2012-01-03 2013-07-03 陈光焕 核能蒸汽自压加水棒
CN103247356A (zh) * 2012-02-07 2013-08-14 韩国原子力研究院 原子能发电站的水喷射余热排除***
CN103295657A (zh) * 2012-02-29 2013-09-11 上海核工程研究设计院 核反应堆余热排出***
CN103295655A (zh) * 2012-02-29 2013-09-11 上海核工程研究设计院 水淹和风冷相结合的非能动安全壳冷却***和方法
CN103295656A (zh) * 2012-02-29 2013-09-11 上海核工程研究设计院 用于核反应堆的多样化专设安全***
CN103325427A (zh) * 2012-03-19 2013-09-25 中科华核电技术研究院有限公司 一种非能动安全壳冷却***及方法
CN103413581A (zh) * 2013-07-31 2013-11-27 中科华核电技术研究院有限公司 非能动安全壳冷却***
CN103456375A (zh) * 2013-07-31 2013-12-18 中科华核电技术研究院有限公司 带有非能动流量控制装置的二次侧余热排出***
WO2014029306A1 (zh) * 2012-08-20 2014-02-27 中国核动力研究设计院 一种核电站蒸汽发生器二次侧非能动余热排出***
CN103871509A (zh) * 2012-12-14 2014-06-18 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂反应堆冷却剂***
CN104021823A (zh) * 2014-05-23 2014-09-03 中国核动力研究设计院 一种浮动式核电站的余热长期非能动导出***
CN104167230A (zh) * 2014-07-30 2014-11-26 中科华核电技术研究院有限公司 非能动混凝土安全壳冷却***
CN104167231A (zh) * 2014-07-30 2014-11-26 中科华核电技术研究院有限公司 混凝土安全壳非动能冷却***
CN104205238A (zh) * 2012-01-18 2014-12-10 原子能技术公司 用于排放压水核反应堆的残余能量的***
CN104205239A (zh) * 2012-01-18 2014-12-10 原子能技术公司 用于排除压水核反应堆的残余能量的***
CN104882169A (zh) * 2014-02-27 2015-09-02 韩国原子力研究院 水-空气组合式被动给水冷却装置和***
CN104979024A (zh) * 2015-05-20 2015-10-14 中国核动力研究设计院 浮动核电站非能动降压注水冷却***及其运行方法
CN105060378A (zh) * 2015-08-31 2015-11-18 上海核工程研究设计院 一种核能海水淡化***
WO2016078285A1 (zh) * 2014-11-19 2016-05-26 中科华核电技术研究院有限公司 二次侧非能动佘热导出***
CN106124076A (zh) * 2016-07-06 2016-11-16 中国核动力研究设计院 蒸汽发生器传热管倒流监测装置
CN107464590A (zh) * 2017-08-23 2017-12-12 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 船用压水堆二次侧非能动余热排出***
CN107799190A (zh) * 2017-11-14 2018-03-13 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 一种船用压水反应堆及其一次侧非动能余热排出***
CN107833642A (zh) * 2017-10-10 2018-03-23 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 换热器位于水箱外船用压水堆二次侧非能动余热排出***
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
CN112037944A (zh) * 2020-08-24 2020-12-04 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) 一种适用于海洋核动力平台的二回路热量导出***
WO2022198826A1 (zh) * 2021-03-26 2022-09-29 中广核工程有限公司 核电厂应急余热排出和补水***
CN117095840A (zh) * 2023-06-16 2023-11-21 哈尔滨工程大学 一种可自持的浮动核电站非能动余热排出***

Cited By (50)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103000234A (zh) * 2011-09-08 2013-03-27 韩电原子力燃料株式会社 核电站的被动式辅助冷凝装置
CN103000234B (zh) * 2011-09-08 2015-09-02 韩电原子力燃料株式会社 核电站的被动式辅助冷凝装置
CN102522127B (zh) * 2011-12-23 2014-07-30 中国核电工程有限公司 非能动安全壳热量导出***
CN102522127A (zh) * 2011-12-23 2012-06-27 中国核电工程有限公司 非能动安全壳热量导出***
CN103187110A (zh) * 2012-01-03 2013-07-03 陈光焕 核能蒸汽自压加水棒
CN103187110B (zh) * 2012-01-03 2015-11-25 陈光焕 核能蒸汽自压加水棒
CN104205239B (zh) * 2012-01-18 2017-05-10 原子能技术公司 用于排除压水核反应堆的残余能量的***
CN104205239A (zh) * 2012-01-18 2014-12-10 原子能技术公司 用于排除压水核反应堆的残余能量的***
CN104205238A (zh) * 2012-01-18 2014-12-10 原子能技术公司 用于排放压水核反应堆的残余能量的***
CN103247356A (zh) * 2012-02-07 2013-08-14 韩国原子力研究院 原子能发电站的水喷射余热排除***
CN103247356B (zh) * 2012-02-07 2016-03-16 韩国原子力研究院 原子能发电站的水喷射余热排除***
CN103295656A (zh) * 2012-02-29 2013-09-11 上海核工程研究设计院 用于核反应堆的多样化专设安全***
CN103295657A (zh) * 2012-02-29 2013-09-11 上海核工程研究设计院 核反应堆余热排出***
CN103295655A (zh) * 2012-02-29 2013-09-11 上海核工程研究设计院 水淹和风冷相结合的非能动安全壳冷却***和方法
CN103325427A (zh) * 2012-03-19 2013-09-25 中科华核电技术研究院有限公司 一种非能动安全壳冷却***及方法
CN103325427B (zh) * 2012-03-19 2016-06-01 中科华核电技术研究院有限公司 一种非能动安全壳冷却***及方法
GB2520455B (en) * 2012-08-20 2018-01-10 Nuclear Power Inst China A secondary-side passive residual heat discharge system for a nuclear power plant steam generator
GB2520455A (en) * 2012-08-20 2015-05-20 Nuclear Power Inst China Secondary-side passive residual heat discharge system for nuclear power plant steam generator
WO2014029306A1 (zh) * 2012-08-20 2014-02-27 中国核动力研究设计院 一种核电站蒸汽发生器二次侧非能动余热排出***
CN103871509A (zh) * 2012-12-14 2014-06-18 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂反应堆冷却剂***
CN103456375A (zh) * 2013-07-31 2013-12-18 中科华核电技术研究院有限公司 带有非能动流量控制装置的二次侧余热排出***
CN103413581A (zh) * 2013-07-31 2013-11-27 中科华核电技术研究院有限公司 非能动安全壳冷却***
CN103413581B (zh) * 2013-07-31 2016-03-23 中科华核电技术研究院有限公司 非能动安全壳冷却***
CN103456375B (zh) * 2013-07-31 2016-05-25 中广核研究院有限公司 带有非能动流量控制装置的二次侧余热排出***
CN104882169A (zh) * 2014-02-27 2015-09-02 韩国原子力研究院 水-空气组合式被动给水冷却装置和***
CN104882169B (zh) * 2014-02-27 2018-07-17 韩国原子力研究院 水-空气组合式被动给水冷却装置和***
CN104021823A (zh) * 2014-05-23 2014-09-03 中国核动力研究设计院 一种浮动式核电站的余热长期非能动导出***
WO2016015475A1 (zh) * 2014-07-30 2016-02-04 中科华核电技术研究院有限公司 混凝土安全壳非动能冷却***
CN104167231A (zh) * 2014-07-30 2014-11-26 中科华核电技术研究院有限公司 混凝土安全壳非动能冷却***
GB2531489A (en) * 2014-07-30 2016-04-20 China Nuclear Power Technology Res Inst Co Ltd Passive cooling system for concrete containment vessel
WO2016015474A1 (zh) * 2014-07-30 2016-02-04 中科华核电技术研究院有限公司 非能动混凝土安全壳冷却***
GB2531190B (en) * 2014-07-30 2021-06-16 China Nuclear Power Technology Res Inst Co Ltd Passive concrete containment cooling system
GB2531489B (en) * 2014-07-30 2020-09-02 China Nuclear Power Technology Res Inst Co Ltd Passive cooling system of concrete containment
GB2531190A (en) * 2014-07-30 2016-04-13 China Nuclear Power Technology Res Inst Co Ltd Passive concrete containment cooling system
CN104167230A (zh) * 2014-07-30 2014-11-26 中科华核电技术研究院有限公司 非能动混凝土安全壳冷却***
GB2535848A (en) * 2014-11-19 2016-08-31 China Nuclear Power Technology Res Inst Co Ltd Secondary side passive waste heat removal system
GB2535848B (en) * 2014-11-19 2020-05-06 China Nuclear Power Technology Res Inst Co Ltd Secondary side passive residual heat removal system
WO2016078285A1 (zh) * 2014-11-19 2016-05-26 中科华核电技术研究院有限公司 二次侧非能动佘热导出***
CN104979024A (zh) * 2015-05-20 2015-10-14 中国核动力研究设计院 浮动核电站非能动降压注水冷却***及其运行方法
CN105060378A (zh) * 2015-08-31 2015-11-18 上海核工程研究设计院 一种核能海水淡化***
CN106124076B (zh) * 2016-07-06 2017-03-08 中国核动力研究设计院 蒸汽发生器传热管倒流监测装置
CN106124076A (zh) * 2016-07-06 2016-11-16 中国核动力研究设计院 蒸汽发生器传热管倒流监测装置
CN107464590A (zh) * 2017-08-23 2017-12-12 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 船用压水堆二次侧非能动余热排出***
CN107833642A (zh) * 2017-10-10 2018-03-23 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 换热器位于水箱外船用压水堆二次侧非能动余热排出***
CN107799190A (zh) * 2017-11-14 2018-03-13 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 一种船用压水反应堆及其一次侧非动能余热排出***
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
CN112037944A (zh) * 2020-08-24 2020-12-04 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) 一种适用于海洋核动力平台的二回路热量导出***
WO2022198826A1 (zh) * 2021-03-26 2022-09-29 中广核工程有限公司 核电厂应急余热排出和补水***
CN117095840A (zh) * 2023-06-16 2023-11-21 哈尔滨工程大学 一种可自持的浮动核电站非能动余热排出***
CN117095840B (zh) * 2023-06-16 2024-05-10 哈尔滨工程大学 一种可自持的浮动核电站非能动余热排出***

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