一种核电站余热导出系统及控制方法

技术领域

本申请属于核电站工艺领域、运行控制技术领域，具体涉及一种核电站余热导出系统及控制方法。

背景技术

核电站余热导出系统是在机组冷却后期二回路无法继续冷却一回路时，接入该系统以导出一回路余热，控制一回路的冷却速率。

在余热导出系统运行前，操纵员必须手动将系统管线接入一回路来实现充水预热，一回路介质引入该系统、预热管线并最终排放至一回路疏水收集系统，根据系统接入流量大小，一回路压力会出现不同程度的下降。由于此时一回路主冷却剂泵仍在运行，操纵员必须立即手动控制一回路压力至规定范围，避免主冷却剂泵根据一回路压力低触发工艺保护停运。

发明内容

本申请的目的是提供一种核电站余热导出系统及控制方法，解决当手动接入余热导出系统进行充水预热时，可能导致一回路压力快速下降，触发主冷却剂泵工艺保护停运的问题，减少一回路压力波动，保证主冷却剂泵可靠运行。

实现本申请目的的技术方案：

本申请实施例提供的一种核电站余热导出系统，所述系统，包括：余热导出系统入口集管、系列一三通调节阀、系列二三通调节阀和疏水收集系统地坑；

一回路环路二过渡冷段经第三电动阀连接余热导出系统入口集管；一回路环路二热段经并联的主路电动阀和旁路电动阀连接余热导出系统入口集管；余热导出系统入口集管的两条支路分别经系列一入口电动阀和系列二入口电动阀连接系列一三通调节阀的第一端和系列二三通调节阀的第一端；系列一三通调节阀的第二端和系列二三通调节阀的第二端连接系列一冷却器和系列二冷却器；系列一冷却器和系列二冷却器的另一端分别连接系列一冷却水泵和系列二冷却水泵；系列一三通调节阀的第三端连接在系列一冷却器和系列一冷却水泵之间，系列二三通调节阀第三端连接在系列二冷却器和系列二冷却水泵之间；

系列一冷却水泵的另一端连接一回路环路一热段和一回路环路一冷段；系列二冷却水泵的另一端连接一回路环路三热段和一回路环路三冷段；

疏水收集系统地坑经疏水阀连接系列一冷却水泵的另一端和一回路环路一热段之间的管线。

可选的，所述系统，还包括：严重事故排氢管线；

严重事故排氢管线连接在一回路环路二热段和安全壳内楼层隔间之间。

可选的，所述系统，还包括：连接在一回路环路二热段的一回路压力表。

可选的，一回路环路一热段和一回路环路一冷段的出口分别经第一电动阀和第二电动阀连接系列一冷却水泵的另一端。

可选的，一回路环路三热段和一回路环路三冷段的出口分别经第四电动阀和第五电动阀连接系列二冷却水泵的另一端。

可选的，系列一冷却器连接有系列一冷却水入口管线和系列一冷却水出口管线。

可选的，系列二冷却器连接有系列二冷却水出口管线和系列二冷却水入口管线。

本申请实施例还提供了一种核电站余热导出控制方法，应用于上述实施例提供的任一项核电站余热导出系统；所述方法，包括：

打开旁路电动阀对余热导出系统入口集管进行充水；

打开主路电动阀直到一回路压力稳定；

打开系列一入口电动阀，并打开疏水阀将预热管线后的一回路介质排往疏水收集地坑；

当预热疏水温度达到目标温度后，自动关闭疏水阀。

本申请的有益技术效果在于：

1)本申请实施例提供的一种核电站余热导出系统及控制方法，通过入口集管分配一回路介质到各系列，减少了各系列入口与一回路之间接口数量，减少需要充水预热的管线总长，从而减少一回路介质总排放量，减小一回路的压力波动；该系统与一回路相连接管线上设置了小旁路管线，主路和旁路管线均设置有可以实现脉冲控制的电动阀，便于控制接入流量，减缓一回路压力下降；

2)本申请实施例提供的一种核电站余热导出系统及控制方法，与一回路相连主路和旁路管线电动阀设置压力逻辑，当一回路压力低于设定值1后将保护关闭，当一回路压力高于设定值2时允许打开，维持一回路压力在正常运行范围，减少操纵员手动干预的频度；

3)本申请实施例提供的一种核电站余热导出系统及控制方法，设置了多个系列，分为运行系列和备用系列，保证系统运行的灵活性和可靠性；

4)本申请实施例提供的一种核电站余热导出系统及控制方法，当一回路水位降至热段水平面以下时，通过切换系统出入口，实现从过渡冷段取水冷却堆芯；

5)本申请实施例提供的一种核电站余热导出系统及控制方法，设置有热交换器和旁路管线，并设置三通调节阀，通过调节流经热交换器的一回路介质流量来精准控制一回路温度；

6)本申请实施例提供的一种核电站余热导出系统及控制方法，设置独立的排氢管线，在发生堆芯融化叠加一回路主管道小破口的严重事故时，操纵员手动打开管线阀门，排放一回路内氢气至与主管道破口点位置不同的楼层隔间，确保安全壳内局部空间氢气浓度不会达到爆炸限值。

附图说明

图1为本申请实施例提供的一种核电站余热导出系统的结构示意图。

图中：

1-一回路环路一热段；2-一回路环路一冷段；3-第一电动阀；4-第二电动阀；5-系列一冷却水泵；6-系列一冷却器；7-系列一冷却水入口管线；8-系列一冷却水出口管线；9-系列一三通调节阀；

10-一回路环路二过渡冷段；11-第三电动阀；12-一回路环路二热段；13-主路电动阀；14-旁路电动阀；15-严重事故排氢管线；16-安全壳内楼层隔间；17-系列二三通调节阀；18-系列二冷却水出口管线；19-系列二冷却水入口管线；20-系列二冷却器；21-系列二冷却水泵；

22-第四电动阀；23-一回路环路三热段；24-一回路环路三冷段；25-第五电动阀；26-一回路压力表；27-系列一入口电动阀；28-系列二入口电动阀；

29-余热导出系统入口集管；30-疏水阀；31-疏水收集系统地坑。

具体实施方式

为了使本领域的技术人员更好地理解本申请，下面将结合本申请实施例中的附图对本申请实施例中的技术方案进行清楚-完整的描述。显而易见的，下面所述的实施例仅仅是本申请实施例中的一部分，而不是全部。基于本申请记载的实施例，本领域技术人员在不付出创造性劳动的情况下得到的其它所有实施例，均在本申请保护的范围内。

参见图1，该图为本申请实施例提供的一种核电站余热导出系统的结构示意图。

本申请实施例提供的一种核电站余热导出系统，包括：余热导出系统入口集管29、系列一三通调节阀9、系列二三通调节阀17和疏水收集系统地坑31；

一回路环路二过渡冷段10经第三电动阀11连接余热导出系统入口集管29；一回路环路二热段12经并联的主路电动阀13和旁路电动阀14连接余热导出系统入口集管29；余热导出系统入口集管29的两条支路分别经系列一入口电动阀27和系列二入口电动阀28连接系列一三通调节阀9的第一端和系列二三通调节阀17的第一端；系列一三通调节阀9的第二端和系列二三通调节阀17的第二端连接系列一冷却器6和系列二冷却器20；系列一冷却器6和系列二冷却器20的另一端分别连接系列一冷却水泵5和系列二冷却水泵21；系列一三通调节阀9的第三端连接在系列一冷却器6和系列一冷却水泵5之间，系列二三通调节阀17第三端连接在系列二冷却器20和系列二冷却水泵21之间；

系列一冷却水泵5的另一端连接一回路环路一热段1和一回路环路一冷段2；系列二冷却水泵21的另一端连接一回路环路三热段23和一回路环路三冷段24；

疏水收集系统地坑31经疏水阀30连接系列一冷却水泵5的另一端和一回路环路一热段1之间的管线。

可以理解的是，系列一冷却水泵5用于保证系统中一回路介质循环流动；系列一冷却器6，冷却一回路介质，将一回路热量传递给一回路设备冷却水系统。系列二冷却器10冷却一回路介质，将一回路热量传递给一回路设备冷却水系统；系列二冷却水泵21，用于保证系统中一回路介质循环流动。系列一三通调节阀9调节流经系列一冷却器6的一回路介质流量，系列二三通调节阀17调节流经系列二冷却器20的一回路介质流量。

在具体实施时，第三电动阀11、主路电动阀13、旁路电动阀14、系列一入口电动阀27和系列二入口电动阀28均可以实现脉冲控制。

在本申请实施例一些可能的实现方式中，所述系统，还包括：严重事故排氢管线15；

严重事故排氢管线15连接在一回路环路二热段12和安全壳内楼层隔间16之间。

在余热导出系统入口集管29前设置有独立严重事故排氢管线15，当发生堆芯融化叠加一回路主管道小破口的严重事故时，通过打开严重事故排氢管线15上电动阀，排放一回路内氢气至与主管道破口点位置不同的安全壳内楼层隔间16，确保安全壳内局部空间氢气浓度不会达到爆炸限值，确保严重事故时安全壳内部氢气安全。

作为一个示例，所述系统，还包括：连接在一回路环路二热段12的一回路压力表26，用于监测一回路压力。

在一个例子中，一回路环路一热段1和一回路环路一冷段2的出口分别经第一电动阀3和第二电动阀4连接系列一冷却水泵5的另一端。

在另一个例子中，一回路环路三热段23和一回路环路三冷段24的出口分别经第四电动阀22和第五电动阀25连接系列二冷却水泵21的另一端。

在一个例子中，系列一冷却器6连接有系列一冷却水入口管线7和系列一冷却水出口管线8。

在另一个例子中，系列二冷却器20连接有系列二冷却水出口管线18和系列二冷却水入口管线19。

本申请实施例提供的一种核电站余热导出系统分为运行和备用系列：以系列一运行、系列二备用的工况为例进行说明，当其从一回路环路二热段12取水时的冷却流程如下：

通过“一回路热段—余热导出系统—一回路冷段”的闭式循环将一回路的热量传递给一回路设备冷却水系统。来自一回路环路二热段12的一回路介质供应至余热导出系统入口集管29，然后经系列一三通调节阀9送至系列一冷却器6，来自一回路设备冷却水系统的冷却水将热量带走。通过自动控制系列一三通调节阀9的开度，调节流经系列一冷却器6和旁通系列一冷却器6的一回路介质流量，精确控制系列一冷却器6后的一回路介质温度，并由系列一冷却水泵5经第二电动阀4送回一回路环路一冷段2并进入堆芯，导出堆芯余热。当工作系列一故障时，备用系列二投入，保证堆芯余热导出。

本申请实施例提供的一种核电站余热导出系统当其从一回路环路二过渡冷段10取水时的冷却流程如下：

通过“一回路过渡冷段—余热导出系统—一回路热段”的闭式循环将一回路的热量传递给一回路设备冷却水系统，来自一回路环路二过渡冷段10的热水供应到系统入口集管29，然后经系列一三通调节阀9送至系列一冷却器6，来自一回路设备冷却水系统的冷却水将热量带走，通过自动控制系列一三通调节阀9的开度，调节流经系列一冷却器6和旁通系列一冷却6的一回路介质流量，精确控制系列一冷却器6)后的一回路介质温度，冷却后的水由系列一冷却水泵5经第一电动阀3送至一回路环路一热段1并进入堆芯，导出堆芯余热。当工作系列一故障时，备用系列二投入，保证堆芯余热导出。

本申请实施例提供的一种核电站余热导出系统只与部分一回路主管道相连，并设置入口集管，一回路介质经入口集管再到各系列入口，与一回路相连接管线设置小管径旁路管线，主路和旁路电动阀门为脉冲控制；与一回路连接管线主路和旁路电动阀设置压力逻辑，以维持一回路压力在规定范围；设置有多个系列，当运行系列故障后可以切换至备用系列运行；系统入口与一回路热段和过渡冷段(主冷却剂泵入口)相连，系统出口与一回路热段和冷段相连接；每个系列设置有热交换器和旁路管线，热交换器入口和旁路管线交汇处设置三通电动调节阀；统入口集管前设置独立的严重事故排氢管线，管线上电动阀在机组正常运行期间保持关闭。

基于上述实施例提供的核电站余热导出系统，本申请实施例还提供了一种核电站余热导出控制方法，应用于上述实施例提供的任一种核电站余热导出系统；所述方法，包括：

打开旁路电动阀14对余热导出系统入口集管29进行充水；

打开主路电动阀13直到一回路压力稳定；

打开系列一入口电动阀27，并打开疏水阀30将预热管线后的一回路介质排往疏水收集地坑31；

当预热疏水温度达到目标温度后，自动关闭疏水阀30。

作为一个示例，当一回路温度冷却至规定温度时，执行以下自动控制程序，自动接入、充水和预热余热导出系统：

步骤一：脉冲打开旁路电动阀14对余热导出系统入口集管29进行充水，充水时严密监视一回路压力表26，当一回路压力表26所测压力低于设定值1时，旁路电动阀14将保护关闭；当一回路压力表26所测压力高于设定值2时，旁路电动阀14允许打开；

步骤二：当一回路压力表26示数不变且旁路电动阀14全开后，脉冲打开主路电动阀13，充水时严密监视一回路压力表26，当一回路压力表26所测压力低于设定值1时，主路电动阀13将保护关闭；当一回路压力表26所测压力高于设定值2时，主路电动阀13允许打开；当一回路压力表26示数不变时，余热导出系统入口集管29及各系列自动接入结束；

步骤三：脉冲打开系列一入口电动阀27对系列一进行充水，打开疏水阀30将预热管线后的一回路介质排往疏水收集地坑31，预热充水时严密监视一回路压力表26，当一回路压力表26所测压力低于设定值1时，系列一入口电动阀27将自动关闭，当一回路压力表26所测压力高于设定值2时，系列一入口电动阀27将允许打开；

步骤四：当预热疏水温度达到目标温度后，自动关闭疏水阀30，系列一预热完成。其余系列同理。

上面结合附图和实施例对本申请作了详细说明，但是本申请并不限于上述实施例，在本领域普通技术人员所具备的知识范围内，还可以在不脱离本申请宗旨的前提下作出各种变化。本申请中未作详细描述的内容均可以采用现有技术。