阅读说明：本技术 一种新型核电站的安全运行系统及其运行方法 (Novel safe operation system of nuclear power station and operation method thereof ) 是由 夏栓 武心壮 黄若涛 张翔云 张立君 董世昕 吴昊 张程 高晓辉 于 2021-10-15 设计创作，主要内容包括：本发明涉及核电站稳压系统技术领域,具体公开了一种新型核电站的安全运行系统及其运行方法,包括中间热交换器、循环泵、高压氮气罐、稳压器、第一电动隔离阀和第二电动隔离阀；所述中间热交换器与稳压器氮气出口相连,用于在氮气进入系统前进行充分升温,中间热交换器的管侧用于流出高压高温氮气,中间热交换器的壳侧用于流入高压低温氮气；所述循环泵通过管线与中间热交换器相连；两组电动隔离阀与高压氮气罐组成稳压器旁路。本发明与传统核电站的稳压系统不同,采用氮气进行稳压,同时增设了中间热交换器、循环泵和高压氮气罐,取代了传统蒸汽稳压中的电加热器和喷雾系统,结构简单,维护方便。(The invention relates to the technical field of a pressure stabilizing system of a nuclear power station, and particularly discloses a novel safe operation system of the nuclear power station and an operation method thereof, wherein the system comprises an intermediate heat exchanger, a circulating pump, a high-pressure nitrogen tank, a pressure stabilizer, a first electric isolation valve and a second electric isolation valve; the intermediate heat exchanger is connected with a nitrogen outlet of the pressure stabilizer and used for fully heating nitrogen before entering the system, the pipe side of the intermediate heat exchanger is used for flowing out high-pressure high-temperature nitrogen, and the shell side of the intermediate heat exchanger is used for flowing in high-pressure low-temperature nitrogen; the circulating pump is connected with the intermediate heat exchanger through a pipeline; the two groups of electric isolation valves and the high-pressure nitrogen tank form a voltage stabilizer bypass. The invention is different from the pressure stabilizing system of the traditional nuclear power station, adopts nitrogen gas to stabilize pressure, is additionally provided with an intermediate heat exchanger, a circulating pump and a high-pressure nitrogen tank, replaces an electric heater and a spraying system in the traditional steam pressure stabilization, and has simple structure and convenient maintenance.)

一种新型核电站的安全运行系统及其运行方法

技术领域

本发明涉及核电站稳压系统技术领域，具体为一种新型核电站的安全运行系统及其运行方法。

背景技术

压水堆核动力装置中，一回路系统是个封闭的回路，通过蒸汽稳压器或气体稳压器控制由于反应堆冷却剂产生温度变化或容积波动时引起的压力波动。反应堆在启动停堆、稳态功率运行、正常功率变化及各种事故工况下，稳压器都能对反应堆冷却剂系统的压力起控制和保护作用，同时还兼具液位控制，协助启堆、停堆等功能。

现如今，蒸汽稳压器大量应用在各大商业压水堆核电站中，但其需要配置电加热器和稳压器喷雾系统，才能实现压力控制，在空间受限的一体化堆型和部分小而密的艇堆中存在布置空间过大、结构复杂、维护难度大等劣势。而现有的气体稳压器设计在具有结构简单、维护方便等优点同时，也存在热冲击产生材料损伤一系列问题。若能设计一种既具有稳压功能又大幅减少热冲击的气体稳压系统，将使核电站的系统简化，更加安全可靠。

发明内容

本发明的目的在于提供一种新型核电站的安全运行系统及其运行方法，以解决上述背景技术中提出的问题。

为实现上述目的，本发明提供如下技术方案：一种新型核电站的安全运行系统，包括中间热交换器、循环泵、高压氮气罐、稳压器、第一电动隔离阀和第二电动隔离阀；所述中间热交换器与稳压器氮气出口相连，用于在氮气进入系统前进行充分升温，中间热交换器的管侧用于流出高压高温氮气，中间热交换器的壳侧用于流入高压低温氮气；所述循环泵通过管线与中间热交换器相连；两组电动隔离阀与高压氮气罐组成稳压器旁路。

本发明还提供了上述一种新型核电站的安全运行系统及其运行方法，其特征在于：包括以下具体的步骤：

S1：当系统处于正常运行状态时，无需实现对系统的压力改变功能；

S2：当系统压力降低时，通过稳压器旁路实现系统压力升高功能，通过高压氮气罐向系统补充氮气，使压力恢复正常运行值；

S3：当系统压力升高时，通过稳压器旁路实现系统压力降低功能，通过高压氮气罐存储多余氮气，使压力恢复正常运行值。

作为本发明的一种优选方案，在步骤S1中：当系统处于正常运行状态时，系统内高压高温氮气经出口管线进入中间热交换器管侧换热后，进入循环泵增压，增压后的高压低温氮气进入中间热交换器壳侧升温后，重新经入口管线进入系统；该状态下进出口流量相同，系统压力无变化。

作为本发明的一种优选方案，在步骤S2中：当系统压力降低时，系统发出升压信号，第二电动隔离阀开启；系统内高压高温氮气经出口管线进入中间热交换器管侧换热后进入循环泵增压，增压后的高压低温氮气联同高压氮气罐中的存储氮气共同进入中间热交换器壳侧升温后，重新经入口管线进入系统；该状态下入口流量大于出口流量，系统压力升高；当压力升高到预定值，关闭第二电动隔离阀，维持系统正常运行状态。

作为本发明的一种优选方案，在步骤S3中：当系统压力升高时，系统发出降压信号，第一电动隔离阀开启；系统内高压高温氮气经出口管线进入中间热交换器管侧换热后分别进入循环泵增压、进入高压氮气罐存储，增压后的高压低温氮气进入中间热交换器壳侧升温后，重新经入口管线进入系统；该状态下入口流量小于出口流量，系统压力降低；当压力降低到预定值，关闭第一电动隔离阀，维持系统的正常运行状态。

与现有技术相比，本发明的有益效果是：

1、本发明提供的一种新型核电站的安全运行系统及其运行方法，本发明与传统核电站的稳压系统不同，采用氮气进行稳压，同时增设了中间热交换器、循环泵和高压氮气罐，取代了传统蒸汽稳压中的电加热器和喷雾系统，结构简单，维护方便。

2、本发明提供的一种新型核电站的安全运行系统及其运行方法，本发明中的中间热交换器的设计使得氮气在进入系统前得到充分升温，减少了热冲击对材料产生的损伤。

3、本发明提供的一种新型核电站的安全运行系统及其运行方法，本发明中增设的管道、阀门、循环泵、中间热交换器、高压氮气罐等相关设备均便于操作，便于制造，该新型核电站的氮气稳压系统不影响反应堆一、二回路正常功能的实现。

4、本发明提供的一种新型核电站的安全运行系统及其运行方法，本发明增设的管道和阀门能够满足阀门、管道的在役检查、维修和实验的需求。

附图说明

图1为本发明在正常运行状态下核电站氮气稳压系统流程简图；

图2为本发明在升压状态核电站氮气稳压系统流程简图；

图3为本发明在降压状态新型核电站氮气稳压系统流程简图。

图中：1、稳压器；2、中间热交换器；3、循环泵；4、高压氮气罐；5、第一电动隔离阀；6、第二电动隔离阀。

具体实施方式

下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。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劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。

在本发明的描述中，需要说明的是，术语“竖直”、“上”、“下”、“水平”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。

在本发明的描述中，还需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，术语“设置”、“安装”、“相连”、“连接”应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或一体地连接；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通。对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。

请参阅图1-3，本发明提供一种技术方案：一种新型核电站的安全运行系统，该安全运行系统主要由中间热交换器2、稳压器1、循环泵3、高压氮气罐4、第一电动隔离阀5和第二电动隔离阀6组成。中间热交换器2同稳压器1氮气出口相连，中间热交换器2的管侧为流出高压高温氮气，中间热交换器2的壳侧为流入高压低温氮气；循环泵3通过管线同中间热交换器2相连，将氮气加压后重新打入压力容器实现循环；

通过两组电动隔离阀与高压氮气罐4组成稳压器旁路，在需要进行压力调整时打开隔离阀进行调节。当系统压力降低时，通过高压氮气罐4向系统补充氮气，使压力恢复正常运行值；当系统压力升高时，通过高压氮气罐4存储多余氮气，使压力恢复正常运行值。中间热交换器2的设计使得氮气在进入系统前得到充分升温，减少了热冲击对材料产生的损伤。

下面分别以正常运行状态、升压状态和降压状态为例，对该新型核电站氮气稳压系统的运行方法作进一步说明。

如图1所示，在正常运行状态下的核电站的氮气稳压系统无需实现对系统的压力改变功能。系统内高压高温氮气经出口管线进入中间热交换器2管侧换热后进入循环泵3增压，增压后的高压低温氮气进入中间热交换器2壳侧升温后，重新经入口管线进入系统。该状态下进出口流量相同，系统压力无变化。

如图2所示，在升压状态下的核电站氮气稳压系统通过稳压器旁路实现系统压力升高功能。系统发出升压信号，第二电动隔离阀6开启。系统内高压高温氮气经出口管线进入中间热交换器2管侧换热后进入循环泵3增压，增压后的高压低温氮气联同高压氮气罐4中的存储氮气共同进入中间热交换器2壳侧升温后，重新经入口管线进入系统。该状态下入口流量大于出口流量，系统压力升高。当压力升高到预定值，关闭第二电动隔离阀6，维持图1的正常运行状态。

如图3所示，在降压状态下的新型核电站氮气稳压系统通过稳压器旁路实现系统压力降低功能。系统发出降压信号，第一电动隔离阀5开启。系统内高压高温氮气经出口管线进入中间热交换器2管侧换热后分别进入循环泵3增压、进入高压氮气罐4存储，增压后的高压低温氮气进入中间热交换器2壳侧升温后，重新经入口管线进入系统。该状态下入口流量小于出口流量，系统压力降低。当压力降低到预定值，关闭第一电动隔离阀5，维持图1的正常运行状态。

值得注意的是：整个装置通过控制器对其实现控制，由于控制器为常用设备，属于现有成熟技术，在此不再赘述其电性连接关系以及具体的电路结构。

尽管已经示出和描述了本发明的实施例，对于本领域的普通技术人员而言，可以理解在不脱离本发明的原理和精神的情况下可以对这些实施例进行多种变化、修改、替换和变型，本发明的范围由所附权利要求及其等同物限定。