一種核電站的正常餘熱排出系統的製作方法

2023-08-02 10:26:51 1

本實用新型涉及一種核電站的正常餘熱排出系統。

背景技術：

正常餘熱排除系統是核電站的重要輔助系統之一，是用於冷停堆時排出堆芯餘熱的系統，亦稱停堆冷卻系統。當反應堆冷卻劑系統壓力和溫度降低到允許值時，正常餘熱排出系統投入運行，將反應堆冷卻劑熱量通過熱交換器帶出，直到將反應堆冷卻劑溫度降低到允許反應堆壓力容器開蓋的溫度，在隨後的換料過程中，正常餘熱排出系統繼續對反應堆冷卻劑進行冷卻。通常的正常餘熱排除系統設置了正常餘熱排出泵、正常餘熱排出熱交換器和相關的管道和閥門。

技術實現要素：

本實用新型針對現有技術的不足，提出一種核電站的正常餘熱排出系統。

核電站的正常餘熱排出系統包括：

噴射泵,經配置以驅動反應堆冷卻劑實現餘熱排出；及

化容泵，經配置以作為噴射泵的驅動力；

其中所述噴射泵的進水來自反應堆冷卻劑管道熱段。

優選地，化容泵為高壓的化容泵。

優選地，所述噴射泵設置隔離閥。

優選地，所述系統的回水接入化容回流管線，借用所述化容回流管線注入反應堆冷卻劑系統。

與現有技術相比，本實用新型具有以下有益效果：

1、本實用新型提供的核電站的正常餘熱排出系統，取消了傳統核電站的正常餘熱排出泵，設置了噴射泵，當需要執行正常餘熱排出功能時，利用高壓的化容泵作為噴射泵的驅動力，將低壓的反應堆冷卻劑引入噴射泵混合後經正常餘熱排出熱交換器注入反應堆冷卻劑系統，實現正常餘熱排出功能。

2、本實用新型提供的核電站的正常餘熱排出系統，減少了能動設備，使系統簡化，同時使系統運行更加可靠。

附圖說明

圖1為本實用新型提供的核電站的正常餘熱排出系統流程簡圖。

其中，1—化容泵入口管線；2—化容泵；3—化容泵出口管線；4—化容泵出口隔離閥；5—噴射泵驅動管線隔離閥；6—噴射泵驅動管線；7—噴射泵；8—反應堆冷卻劑管道熱段；9—噴射泵進水管線；10—噴射泵進水隔離閥；11—噴射泵出水管線；12—正常餘熱排出熱交換器；13—設備冷卻水；14—噴射泵出口調節閥；15—噴射泵出口止回閥；16—化容回流管線。

具體實施方式

為使本實用新型的上述目的、特徵和優點能夠更加明顯易懂，下面結合附圖和具體實施方式對本實用新型作進一步詳細的說明。

如圖1所示，核電站的正常餘熱排出系統包括：噴射泵，經配置以驅動反應堆冷卻劑實現餘熱排出；及高壓的化容泵，經配置以作為噴射泵的驅動力。其中所述噴射泵的進水來自反應堆冷卻劑管道熱段。所述噴射泵設置隔離閥。所述系統的回水接入化容回流管線，借用所述化容回流管線注入反應堆冷卻劑系統。

核電站的正常餘熱排出系統主要包括噴射泵驅動管線、噴射泵進水管線和噴射泵出水管線。正常功率運行情況下，噴射泵驅動管線隔離閥5、噴射泵進水隔離閥10和噴射泵出口調節閥14關閉，由化容系統執行化學和容積控制功能。

當正常停堆時，達到正常餘熱排出系統允許投入的壓力和溫度時，化容泵出口隔離閥4關閉，同時打開噴射泵驅動管線隔離閥5、噴射泵進水隔離閥10和噴射泵出口調節閥14。化容泵2保持運行，高壓水經噴射泵驅動管線6進入噴射泵7，流體在噴射泵7中加速，將反應堆冷卻劑管道熱段8中的流體經噴射泵進水管線9吸入，混合後經正常餘熱排出熱交換器12降溫。降溫後的反應堆冷卻劑經過噴射泵出口調節閥14和噴射泵出口止回閥15進入化容回流管線16，並最終注入反應堆冷卻劑系統，實現餘熱排出的功能。

與現有技術相比，本實施例具有以下有益效果：

1、本實施例提供的核電站的正常餘熱排出系統，取消了傳統核電站的正常餘熱排出泵，設置了噴射泵，當需要執行正常餘熱排出功能時，利用高壓的化容泵作為噴射泵的驅動力，將低壓的反應堆冷卻劑引入噴射泵混合後經正常餘熱排出熱交換器注入反應堆冷卻劑系統，實現正常餘熱排出功能。

2、本實施例提供的核電站的正常餘熱排出系統，減少了能動設備，使系統簡化，同時使系統運行更加可靠。

本說明書中各個實施例採用遞進的方式描述，每個實施例重點說明的都是與其他實施例的不同之處，各個實施例之間相同相似部分互相參見即可。對於實施例公開的系統而言，由於與實施例公開的方法相對應，所以描述的比較簡單，相關之處參見方法部分說明即可。

本領域技術人員可以對每個特定的應用來使用不同方法來實現所描述的功能，但是這種實現不應認為超出本實用新型的範圍。

顯然，本領域的技術人員可以對實用新型進行各種改動和變型而不脫離本實用新型的精神和範圍。這樣，倘若本實用新型的這些修改和變型屬於本實用新型權利要求及其等同技術的範圍之內，則本實用新型也意圖包括這些改動和變型在內。