[发明专利]一种高温气冷堆核电站一回路热试后快速冷却系统及方法

说明书

本发明公开了一种高温气冷堆核电站一回路热试后快速冷却系统及方法，包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、氦‑水冷却器、气水分离器、氦气压缩机、辅助蒸汽管道、第一阀组、第二阀组、高压加热器、给水泵、第五阀组、汽水分离器、凝汽器、第四阀组、第三阀组及废液罐，该系统及方法能够克服自然冷却过程中热试速率不可控的问题，缩短冷却时间，同时蒸汽发生器二次侧能够参与热试，提前验证二回路系统的可靠性，同时能够利用热试过程对蒸汽发生器二次侧管路进行水汽吹扫，使二回路给水水质合格。

技术领域

本发明属于核电技术领域，涉及一种高温气冷堆核电站一回路热试后快速冷却系统及方法。

背景技术

高温气冷堆核电站一回路热试是利用主氦风机的运转功率将一回路热试区域加热到250℃并维持热平衡状态，验证一回路系统的热态功能是否与设计规定要求相一致。热试完成后通过氦净化系统中的事故除湿列对一回路进行冷却，由于该事故除湿列主要作用为除去一回路石墨和碳砖堆内构件吸附的水分，其对一回路冷却的效果不明显，一回路冷却主要通过堆芯向压力容器舱室外部空气的散热，该自然冷却方式存在冷却时间长，冷却速率不可控问题。

高温气冷堆一回路热试过程不同于压水堆核电站，热试过程中二回路系统隔离，无法验证二回路水汽系统和设备的可靠性；同时，蒸汽发生器二次侧不充水(充氮保护)，无法在热试过程中对蒸汽发生器二次侧进行水汽吹扫，根据以往的工程实践经验，二回路给水水质不合格将严重制约机组启动过程，有必要在热试期间完成二回路水汽系统的相关冲洗和验证试验。

发明内容

本发明的目的在于克服上述现有技术的缺点，提供了一种高温气冷堆核电站一回路热试后快速冷却系统及方法，该系统及方法能够克服自然冷却过程中热试速率不可控的问题，缩短冷却时间，同时蒸汽发生器二次侧能够参与热试，提前验证二回路系统的可靠性，同时能够利用热试过程对蒸汽发生器二次侧管路进行水汽吹扫，使二回路给水水质合格。

为达到上述目的，本发明所述的高温气冷堆核电站一回路热试后快速冷却系统包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、氦-水冷却器、气水分离器、氦气压缩机、辅助蒸汽管道、第一阀组、第二阀组、高压加热器、给水泵、第五阀组、汽水分离器、凝汽器、第四阀组、第三阀组及废液罐；

反应堆压力容器与蒸汽发生器的一次侧相连通，蒸汽发生器的一次侧出口依次经氦-水冷却器、气水分离器及氦气压缩机与蒸汽发生器的一次侧出口相连通；

辅助蒸汽管道的出口分为两路，其中一路与第一阀组的入口相连通，另一路经第二阀组与高压加热器的入口相连通，给水泵的出口与高压加热器的入口相连通，高压加热器的出口与第五阀组的入口相连通，第五阀组的出口与第一阀组的出口通过管道并管后与蒸汽发生器的二次侧入口相连通，蒸汽发生器的二次侧出口与汽水分离器的入口相连通，汽水分离器的顶部出口与凝汽器的入口相连通，汽水分离器的底部出口分为两路，其中一路经第四阀组与凝汽器的入口相连通，另一路经第三阀组与废液罐的入口相连通。

反应堆压力容器与蒸汽发生器的一次侧之间通过热气导管相连通。

蒸汽发生器的一次侧出口依次经第一截止阀、氦-水冷却器、气水分离器、氦气压缩机及第二截止阀与蒸汽发生器的一次侧出口相连通。

本发明所述的高温气冷堆核电站一回路热试后快速冷却方法包括以下步骤：

1)一回路热试完成后，反应堆压力容器和蒸汽发生器内的氦气温度为250℃，第一截止阀、第二截止阀、第一阀组、第二阀组、第五阀组、第三阀组、第四阀组均处于关闭状态，氦气压缩机停运，辅助蒸汽管道及给水泵处于备用状态；

2)打开第一截止阀及第二截止阀，启动氦气压缩机，驱动反应堆压力容器和蒸汽发生器内氦气的流动，以形成循环冷却回路；