阅读说明：本技术 一种蒸汽管道隔离阀常关的非能动余热排出系统及方法 () 是由 鲜麟 李峰 冉旭 杨帆 周科 张丹 邱志方 张玉龙 曹思民 李海颖 卢毅力 吴 于 2019-09-19 设计创作，主要内容包括：本发明公开了一种蒸汽管道隔离阀常关的非能动余热排出系统及方法,包括蒸汽管线、凝水管线、位于蒸汽管线上的蒸汽管道隔离阀、位于凝水管线上的凝水管道隔离阀,所述蒸汽管线与凝水管线之间设置换热器,还包括位于蒸汽管道隔离阀与换热器之间的水封,所述水封与蒸汽管道隔离阀之间设置恒压装置。本发明用以解决现有技术中非能动余热排出系统的蒸汽管道隔离阀需要常开,其内始终充满高温高压的蒸汽,不仅对管道布置要求极高,而且存在严重的蒸汽管道破裂隐患的问题,实现在非能动系统未投运时系统蒸汽管道与主蒸汽管道的有效隔离,降低管道布置的难度和蒸汽管道破裂事故的风险,使得非能动余热排出系统可以应用于改进型核电机组的目的。()

一种蒸汽管道隔离阀常关的非能动余热排出系统及方法

技术领域

本发明涉及核反应堆安全领域，具体涉及一种蒸汽管道隔离阀常关的非能动余热排出系统及方法。

背景技术

当核反应堆发生全厂断电且辅助给水丧失事故时，反应堆丧失了余热导出能力，需要借助非能动余热排出系统进行余热导出，常规的二次侧非能动余热排出系统运行策略，蒸汽管道隔离阀为常开，凝水管道隔离阀为常关，系统投运时凝水管道隔离阀自动打开。若采用常规的二次侧非能动余排系统的运行策略，应用于改进型核电机组，将具有如下无法克服的困难：改进型核电机组现有的系统、设备布置已经固化，最终的热阱水箱与蒸汽发生器之间距离较远，系统蒸汽管道较长、布置复杂且设置于安全壳厂房外，如果系统蒸汽管道中始终充满了高温高压的蒸汽，现场条件极难满足高能管道的布置要求，且由于二次侧蒸汽压力边界的外延，极大的增加了蒸汽管道破裂事故的风险。

发明内容

本发明的目的在于提供一种蒸汽管道隔离阀常关的非能动余热排出系统及方法，以解决现有技术中非能动余热排出系统的蒸汽管道隔离阀需要常开，其内始终充满高温高压的蒸汽，不仅对管道布置要求极高，而且存在严重的蒸汽管道破裂隐患的问题，实现在非能动系统未投运时系统蒸汽管道与主蒸汽管道的有效隔离，降低管道布置的难度和蒸汽管道破裂事故的风险，使得非能动余热排出系统可以应用于改进型核电机组的目的。

本发明通过下述技术方案实现：

一种蒸汽管道隔离阀常关的非能动余热排出系统，包括蒸汽管线、凝水管线、位于蒸汽管线上的蒸汽管道隔离阀、位于凝水管线上的凝水管道隔离阀，所述蒸汽管线与凝水管线之间设置换热器，还包括位于蒸汽管道隔离阀与换热器之间的水封，所述水封与蒸汽管道隔离阀之间设置恒压装置。

现有技术中非能动余热排出系统的蒸汽管道隔离阀需要常开，其内始终充满高温高压的蒸汽，不仅对管道布置要求极高，而且存在严重的蒸汽管道破裂隐患，因此这种蒸汽管道隔离阀常开式的非能动余热排出系统难以应用于改进型核电机组。为此，本发明提出一种蒸汽管道隔离阀常关的非能动余热排出系统，在蒸汽管道隔离阀与换热器之间设置水封结构，在正常工况下通过水封对蒸汽管线进行封堵，并在水封与蒸汽管道隔离阀之间设置恒压装置，所述恒压装置的作用是保证水封与蒸汽管道隔离阀之间始终充填低温低压的气体，即是在长段的蒸汽管线内充入不溶于水的、低温低压的气体，并通过水封自然封堵。该段气体的压力需小于水封的承载极限，确保该段气体不会冲开或破坏水封。此外，该段气体低温低压，使得在核电厂正常工况下，蒸汽管线内的气体温度与压力都较安全，不会造成安全隐患。本系统工作过程如下：在核电厂正常运行期间，通过恒压装置保持蒸汽管道隔离阀与水封之间的蒸汽管线内始终充填低温低压的气体，并保持蒸汽管道隔离阀常关；当发生辅助给水丧失事故时，高温高压的蒸汽进入蒸汽管线中，打开蒸汽管道隔离阀，排走充填的低温低压气体；打开凝水管道隔离阀，高温高压的蒸汽通过压力破坏或冲开水封进入换热器冷凝后，凝水经凝水管线排走或循环利用即可。本系统中设置恒压装置的原因是：对于改进型核电机组的现有设备而言，其换热器所处位置一般都会高于蒸汽发生器的位置，若不通过恒压装置使该段蒸汽管道内始终保持低温低压状态，其中的水蒸气冷凝后必然在重力作用下向蒸汽管道隔离阀处汇集，一旦发生辅助给水丧失事故时快速打开蒸汽管道隔离阀时，此处汇集的液态水在蒸汽管线内被高压气体所冲击，极易从内部对蒸汽管线造成破坏。因此，本申请中通过恒压装置为该段蒸汽管线内始终提供恒定气压，能够降低该段管线内的水蒸气凝结量，同时保持蒸汽管道内始终为低温低压状态。本系统不受现有机组的换热器与蒸汽发生器之间距离限制，无论该距离有多远、蒸汽管线有多长，由于在正常工况下可以保持蒸汽管道隔离阀的常关，因此蒸汽管内不会有高温高压的蒸汽存在，极大的降低了现场布置的难度，解决了现有技术中非能动余热排出系统的蒸汽管道隔离阀需要常开，其内始终充满高温高压的蒸汽，不仅对管道布置要求极高，而且存在严重的蒸汽管道破裂隐患的问题，实现了在非能动系统未投运时系统蒸汽管道与主蒸汽管道的有效隔离，降低管道布置的难度和蒸汽管道破裂事故的风险，使得非能动余热排出系统可以应用于改进型核电机组的目的。

进一步的，所述恒压装置为排放阀或低温蒸汽充注系统。当恒压装置为排放阀时，可以封闭排放阀与蒸汽管道隔离阀之间的蒸汽管线，并向其中通入安全的气体，从而保证恒压；需要使用蒸汽管线时，从排放阀排走通入的安全气体即可。当恒压装置为低温蒸汽充注系统时，可以间断性的或连续的向其中注入低温蒸汽，以维持管内压力在设定区间内恒定。

进一步的，所述排放阀靠近水封。当恒压装置为排放阀时，使其靠近水封，确保非能动余热排出系统工作时，在前期尽可能多的将通入的安全气体外排，避免其进入后续的管路和换热器中造成堵塞和干扰。

进一步的，所述换热器位于热阱水箱内。热阱水箱优选为具有较大容积的水池，与现场蒸汽发生器之间有一定高差，作为事故工况下的最终热阱。

进一步的，所述蒸汽管线与蒸汽发生器的蒸汽出口相连，所述凝水管线与蒸汽发生器给水入口相连。实现在非能动余热排出过程中，蒸汽发生器内水源的循环利用。其中，由于现场的换热器高度高于蒸汽发生器，换热器处不断冷凝出液态水，蒸汽发生器处又不断蒸发液态水，本申请中的换热器与蒸汽发生器能够建立自然循环、整个系统回路无需用泵提供动力即可实现堆芯余热经蒸汽发生器和非能动余热排出系统有效导出，提高反应堆在事故工况下的安全性。

一种蒸汽管道隔离阀常关的非能动余热排出方法，包括以下步骤：

(a)在核电厂正常运行期间，通过恒压装置保持蒸汽管道隔离阀与水封之间的蒸汽管线内始终充填低温低压的气体，并保持蒸汽管道隔离阀常关；

(b)当发生辅助给水丧失事故时，高温高压的蒸汽从蒸汽发生器的蒸汽出口进入蒸汽管线中，打开蒸汽管道隔离阀，排走充填的低温低压气体；

(c)打开凝水管道隔离阀，高温高压的蒸汽破坏水封进入换热器冷凝后，凝水经凝水管线进入蒸汽发生器给水入口。

当所述恒压装置为排放阀时：

保持始终充填低温低压气体的方法为：向蒸汽管道隔离阀与排放阀之间的蒸汽管线内注入低温低压的氮气，并保持蒸汽管道隔离阀与排放阀常关；

排走充填的低温低压气体的方法为：打开蒸汽管道隔离阀与排放阀，使密封在蒸汽管线内的低温低压的氮气从排放阀排出；待氮气排放完毕或蒸汽管线内的蒸汽压力升高至设定值时，关闭排放阀。

当所述恒压装置为低温蒸汽充注系统时：

保持始终充填低温低压气体的方法为：通过低温蒸汽充注系统持续向蒸汽管道隔离阀与水封之间的蒸汽管线内注入低温低压的蒸汽，并保持蒸汽管道隔离阀常关；

排走充填的低温低压气体的方法为：停止低温低压蒸汽的注入、隔离低温蒸汽充注系统，使剩余的低温低压蒸汽在高温高压的蒸汽驱动下直接进入下游管路。

所述换热器将热量交换至热阱水箱中。

在核电厂正常运行期间，凝水管道隔离阀也保持常关。当且仅当发生辅助给水丧失事故时，凝水管道隔离阀才打开。

本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：

1、本发明一种蒸汽管道隔离阀常关的非能动余热排出系统及方法，不受现有机组的换热器与蒸汽发生器之间距离限制，无论该距离有多远、蒸汽管线有多长，由于在正常工况下可以保持蒸汽管道隔离阀的常关，因此蒸汽管内不会有高温高压的蒸汽存在，极大的降低了现场布置的难度，解决了现有技术中非能动余热排出系统的蒸汽管道隔离阀需要常开，其内始终充满高温高压的蒸汽，不仅对管道布置要求极高，而且存在严重的蒸汽管道破裂隐患的问题，实现了在非能动系统未投运时系统蒸汽管道与主蒸汽管道的有效隔离，降低管道布置的难度和蒸汽管道破裂事故的风险，使得非能动余热排出系统可以应用于改进型核电机组的目的。

2、本发明一种蒸汽管道隔离阀常关的非能动余热排出系统及方法，配置简单、理论基础成熟，对核反应堆安全系统的开发有重要意义，可以对已建核电厂进行改进，提高核电厂在全厂断电且辅助给水丧失事故工况下的安全性。

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为本发明具体实施例1的系统示意图；

图2为本发明具体实施例2的系统示意图。

附图中标记及对应的零部件名称：

1-蒸汽管线，2-蒸汽管道隔离阀，3-排放阀，4-水封，5-换热器，6-凝水管道隔离阀，7-凝水管线，8-热阱水箱，9-低温蒸汽充注系统。

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。

实施例1：

如图1所示的一种蒸汽管道隔离阀常关的非能动余热排出系统，包括蒸汽管线1、凝水管线7、位于蒸汽管线1上的蒸汽管道隔离阀2、位于凝水管线7上的凝水管道隔离阀6，所述蒸汽管线1与凝水管线7之间设置换热器5，还包括位于蒸汽管道隔离阀2与换热器5之间的水封4，所述水封4与蒸汽管道隔离阀2之间设置恒压装置。本实施例中恒压装置为排放阀3，所述排放阀3靠近水封4。

图中位于左边的虚线框表示安全壳，位于右边的虚线框表示较长的蒸汽管线和凝水管线；且具有两个并联的蒸汽管道隔离阀2、两个并联的凝水管道隔离阀6。

优选的，所述换热器5位于热阱水箱8内。所述蒸汽管线1与蒸汽发生器的蒸汽出口相连，所述凝水管线7与蒸汽发生器给水入口相连。

本实施例包括如下关键设备：

蒸汽管道隔离阀2：反应堆正常运行时保持常关，事故工况下依靠自动信号打开。

排放阀3：反应堆正常运行时保持常关，低温低压的氮气密封在蒸汽管道隔离阀与水封之间，事故工况下排放阀3依靠自动信号打开。

换热器5：换热器浸泡在最终热阱水箱中，用于事故工况下导出余热。

凝水管道隔离阀6：反应堆正常运行时保持常关，事故工况下依靠自动信号打开。

热阱水箱8：具有较大容积的水池，与现场蒸汽发生器之间有一定高差，作为事故工况下的最终热阱。

本实施例的工作原理为：在核电厂正常运行期间，连接在主蒸汽管道和主给水或辅助给水管道之间的的非能动余热排出系统环路由常关的蒸汽管道隔离阀2和系统凝水管道隔离阀6隔离。非能动余排系统环路蒸汽管道水封前充满了低温低压的氮气，在靠近水封的位置设置了常关的排放阀3；非能动余排系统环路蒸汽管道水封后，从水封位置开始、包括换热器和凝水管线中都充满了常温常压的水；非能动余排系统换热器置于最终热阱水箱中。当发生全厂断电且辅助给水丧失事故时，系统蒸汽管道隔离阀2和排放阀依靠自动信号同时打开，管道中的氮气经主蒸汽推动由排放阀排出，延迟一定时间后，管道中的氮气已经排放完毕或管道中的蒸汽提高一定的压力，且未损失过量的蒸汽发生器二次侧水装量，此时氮气排放阀延迟关闭，凝水管道隔离阀6打开。

本实施例的具体工作方法为：

(a)在核电厂正常运行期间，向蒸汽管道隔离阀2与排放阀3之间的蒸汽管线1内注入低温低压的氮气，并保持蒸汽管道隔离阀2与排放阀3常关；

(b)当发生辅助给水丧失事故时，高温高压的蒸汽从蒸汽发生器的蒸汽出口进入蒸汽管线1中，打开蒸汽管道隔离阀2与排放阀3，使密封在蒸汽管线1内的低温低压的氮气从排放阀3排出；待氮气排放完毕或蒸汽管线1内的蒸汽压力升高至设定值时，关闭排放阀3；

(c)打开凝水管道隔离阀6，高温高压的蒸汽进入换热器5冷凝后，凝水经凝水管线7进入蒸汽发生器给水入口。其中换热器5将热量交换至热阱水箱8中。

实施例2：

如图1所示的一种蒸汽管道隔离阀常关的非能动余热排出系统，包括蒸汽管线1、凝水管线7、位于蒸汽管线1上的蒸汽管道隔离阀2、位于凝水管线7上的凝水管道隔离阀6，所述蒸汽管线1与凝水管线7之间设置换热器5，其特征在于，还包括位于蒸汽管道隔离阀2与换热器5之间的水封4，所述水封4与蒸汽管道隔离阀2之间设置恒压装置，所述换热器5位于热阱水箱8内。所述蒸汽管线1与蒸汽发生器的蒸汽出口相连，所述凝水管线7与蒸汽发生器给水入口相连。本实施例中，恒压装置为低温蒸汽充注系统9。

优选的，本实施例中的低温蒸汽充注系统包括两个与蒸汽管线1相连的阀门，两个阀门一进一出，即一个通入低温蒸汽、一个排出低温蒸汽，实现低温蒸汽的循环稳压，进一步降低低温蒸汽在蒸汽管线1内的凝结几率。

本实施例中的低温蒸汽充注系统可在反应堆正常运行时保持向管道中充注低温蒸汽，维持管道中充满低温低压的蒸汽。

本实施例的工作原理为：在核电厂正常运行期间，连接在主蒸汽管道和主给水或辅助给水管道之间的的非能动余热排出系统环路由常关的蒸汽管道隔离阀2和凝水管道隔离阀6隔离。非能动余排系统环路蒸汽管道水封前充满了低温低压的蒸汽，在蒸汽管线连接低温蒸汽充注系统；非能动余排系统环路蒸汽管道水封后，从水封位置开始、包括换热器和凝水管线中都充满了常温常压的水；非能动余排系统换热器置于最终热阱水箱中。当发生全厂断电且辅助给水丧失事故时，自动信号触发蒸汽充注系统隔离，延迟一段时间后，凝水管道隔离阀6打开。主蒸汽经系统蒸汽管道进入系统换热器冷凝，冷凝水经系统凝水管道进入蒸汽发生器给水管道，从而与蒸汽发生器之间建立自然循环，实现堆芯余热经蒸汽发生器和非能动余热排出系统有效导出，提高反应堆在事故工况下的安全性。

本实施例的具体工作方法为：

(I)在核电厂正常运行期间，通过低温蒸汽充注系统9持续向蒸汽管道隔离阀2与水封4之间的蒸汽管线1内注入低温低压的蒸汽，并保持蒸汽管道隔离阀2、凝水管道隔离阀6常关；

(II)当发生辅助给水丧失事故时，高温高压的蒸汽从蒸汽发生器的蒸汽出口进入蒸汽管线1中，低温蒸汽充注系统9可自动隔离，蒸汽管道隔离阀2打开，高温高压的主蒸汽由蒸汽发生器蒸汽管线出口进入系统蒸汽管道1，延迟一段时间后，蒸汽提高一定的压力，凝水管道隔离阀6打开，主蒸汽进入系统换热器5冷凝，凝水经凝水管道7进入蒸汽发生器给水管线。从而实现将堆芯余热经蒸汽发生器导出至最终热阱水箱8中。

综上所述，结合实施例1与实施例2可以看出，本申请的运行策略配置简单、理论基础成熟，同时也是国内首次在反应堆的安全系统设计中应用，对我国核反应堆安全系统的开发有重要意义，可以对已建核电厂进行改进，提高核电厂在全厂断电且辅助给水丧失事故工况下的安全性。有益效果主要有：(1)本申请可以在全厂断电且辅助给水丧失事故工况下投运非能动余排系统导出堆芯余热，提高了反应堆的安全性；(2)反应堆正常运行时，相比于传统的非能动余热排出系统运行策略，本申请下蒸汽管道中为低温低压氮气或蒸汽，为较远距离的蒸汽管道布置带来了极大的便利；事故工况下，管道中低温低压的氮气可以经由氮气排放阀自动排出，而低温蒸汽充注系统可隔离。

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。