核电厂设备冷却水系统公共用户的分列冷却架构

摘要

本发明提供了一种核电厂设备冷却水系统公共用户的分列冷却架构，其包括两个相互隔离和独立的冷却系列和多个待冷却的公共用户，所述公共用户包括至少一个冗余冷却用户和至少一个交叉冷却用户；冗余冷却用户设有两套分别由不同冷却系列冷却的换热设备；交叉冷却用户的换热设备则选择性地由第一冷却系列或第二冷却系列进行冷却。与现有技术相比，本发明利用两个相互隔离和独立的冷却系列彼此配合，对公共用户进行不同方式的冷却，不仅避免了对RRI系统公用环路的过分依赖，而且取消了系列间公共用户隔离阀，大大降低了RRI系统的失效概率；同时，还确保了单个冷却系列故障时，冗余冷却用户和交叉冷却用户能够得到持续充分的冷却。

说明书

技术领域

本发明涉及核电厂设备冷却水系统公共用户的冷却，更具体地说，本发明 涉及一种可靠性较高的核电厂设备冷却水系统公共用户分列冷却架构。

背景技术

设备冷却水系统（Component cooling water system，RRI系统）为核电厂核 岛各种热交换器（包括电机）提供冷却，并将热量经由SEC系统（Essential service  water system，重要厂用水系统）传递至最终热阱大海。RRI系统在核岛各热交 换器和海水之间形成屏障，以防止放射性流体不可控制地释放到海水中，避免 各个核岛热交换器由于使用海水冷却而产生腐蚀污垢等问题。

RRI系统通常由多个相同配置的独立系列组成，每个系列除为该系列单独配 置的安全级换热器（如安全壳喷淋系统EAS换热器、安全级冷冻水系统DEL） 提供冷却外，还需要为本机组的公共用户提供冷却。这些公共用户不属于核电 厂专设的安全系统，但也是核电厂正常运行所必须的系统；这些系统一旦得不 到RRI系统冷却，核电厂即无法正常运行，需要通过降功率的措施保证反应堆 安全。

目前，RRI系统对公共用户的冷却多采用公共母管的形式，即RRI系统的 两个或多个系列分别通过双重系列间隔离阀与公共用户供水母管相连：当一个 RRI系列在为公共用户供水时，另外一个RRI系列（或多个系列）则与公共用 户供水母管隔离；当不同系列切换运行时，需要通过开启/关闭对应系列的系列 间隔离阀来切换供水系列。

显然，上述RRI系统对公共用户的冷却过分依赖RRI系统公用环路的可靠 性，一旦公共环路母管段发生泄漏或者破口，将导致RRI系统的公共用户无法 得到充分冷却，严重时会直接导致RRI公共用户全部丧失。

另外，RRI系统由于系列间平衡运行时间的需要，会定期对安全系列进行切 换运行，而上述RRI系统进行安全系列切换时，还需要通过切换系列间隔离阀 才能完成公共用户冷却系列的切换。这种切换方式，往往会导致RRI系统系列 间短时串水，RRI系统的公共用户在系列间隔离阀动作过程中（约30～60秒） 难免存在短时冷却水流量低的情况，这可能导致部分公共用户短时不可用（如 APG系统会因短时冷却水流量低而引起保护动作）。而且，由于每一安全系列都 是通过双重系列间隔离阀与公共用户供水母管相连，因此安全系列切换过程需 要系列间隔离阀成组配合，四个隔离阀中的任何一个发生故障，都将导致安全 系列切换失败，进而使得公共用户冷却不正常，影响机组正常发电。

有鉴于此，确有必要提供一种可靠性较高的核电厂设备冷却水系统公共用 户分列冷却架构。

发明内容

本发明的目的在于：提供一种可靠性较高的核电厂设备冷却水系统公共用 户分列冷却架构，以解决现有技术中存在的问题。

为了实现上述目的，本发明提供了一种核电厂设备冷却水系统公共用户的 分列冷却架构，其包括两个相互隔离和独立的冷却系列和多个待冷却的公共用 户，所述公共用户包括至少一个冗余冷却用户和至少一个交叉冷却用户；每一 冗余冷却用户设有两套功能相同的换热设备，两套换热设备各自连接至不同的 冷却系列而由两个冷却系列分别冷却；每一交叉冷却用户仅设有一套换热设备， 但交叉冷却用户的换热设备通过不同的管线与两个冷却系列分别连接，选择性 地由第一冷却系列或第二冷却系列进行冷却。

作为本发明核电厂设备冷却水系统公共用户的分列冷却架构的一种改进， 所述两个冷却系列分别为第一冷却系列和第二冷却系列，第一冷却系列和第二 冷却系列都是常开冷却系列，在核电厂正常运行工况下，两个冷却系列同时开 启；每一个冷却系列都通过各自设置的公用用户母管与该冷却系列的所有公共 用户换热设备连接；两个冷却系列的公用用户母管彼此隔离，并分别设有公共 用户隔离阀。

作为本发明核电厂设备冷却水系统公共用户的分列冷却架构的一种改进， 所述每一交叉冷却用户的换热设备数量为一台或一台以上，其中任一换热设备 都选择性地由第一冷却系列或第二冷却系列进行冷却；同一交叉冷却用户的不 同换热设备由同一冷却系列进行冷却，或是由不同冷却系列分别进行冷却。

作为本发明核电厂设备冷却水系统公共用户的分列冷却架构的一种改进， 所述冗余冷却用户包括REA系统、DER系统、RCV系统和EVR系统。

作为本发明核电厂设备冷却水系统公共用户的分列冷却架构的一种改进， 所述REA系统的换热设备为两台REA泵电机，DER系统的换热设备为两台DER 冷却器，RCV系统的换热设备为两台RCV上充泵电机和两台RCV下泄热交换 器，EVR系统的换热设备为两台EVR冷却器；第一冷却系列对一台REA泵电 机、一台DER冷却器、一台RCV上充泵电机、一台RCV下泄热交换器和一台 EVR冷却器进行冷却，第二冷却系列对另一台REA泵电机、另一台DER冷却 器、另一台RCV上充泵电机、另一台RCV下泄热交换器和另一台EVR冷却器 进行冷却。

作为本发明核电厂设备冷却水系统公共用户的分列冷却架构的一种改进， 所述交叉冷却用户包括REN系统二回路和RCP系统。

作为本发明核电厂设备冷却水系统公共用户的分列冷却架构的一种改进， 所述REN系统二回路的换热设备为REN二回路取样冷却器，REN二回路取样 冷却器通过第一交叉供水管线与第一冷却系列连接的同时，还通过第二交叉供 水管线与第二冷却系列连接；第一交叉供水管线上设有第一交叉供水隔离阀， 第二交叉供水管线上设有第二交叉供水隔离阀，第一第二交叉供水隔离阀的开 闭状态可改变但保持彼此相反，使得REN二回路取样冷却器由且仅由两个冷却 系列中的一个进行冷却。

作为本发明核电厂设备冷却水系统公共用户的分列冷却架构的一种改进， 所述RCP系统的换热设备为三台RCP主泵电机及热屏，其中，一台RCP主泵 电机及热屏通过第三交叉供水管线连接至第一冷却系列，另外两台RCP主泵电 机及热屏连接则通过第四交叉供水管线连接至第二冷却系列，第三交叉供水管 线和第四交叉供水管线通过第五交叉供水管线连通；第三交叉供水管线上设有 第三交叉供水隔离阀，第四交叉供水管线上设有第四交叉供水隔离阀，第五交 叉供水管线上设有第五交叉供水隔离阀，第五交叉供水管线与第三第四交叉供 水管线的连接点位于第三第四交叉供水隔离阀与相应的RCP主泵电机及热屏之 间；所述第三第四交叉供水隔离阀为常开阀，仅在相应冷却系列发生故障时关 闭；所述第五交叉供水隔离阀为常闭阀，仅在任一冷却系列发生故障时开启。

作为本发明核电厂设备冷却水系统公共用户的分列冷却架构的一种改进， 所述公共用户还包括至少一个单独冷却用户，每一单独冷却用户设有一台或一 台以上换热设备，单独冷却用户的任一换热设备都仅与两个冷却系列中的一个 连接而由该冷却系列单独进行冷却；同一单独冷却用户的不同换热设备由同一 冷却系列进行冷却，或是由不同冷却系列分别进行冷却。

作为本发明核电厂设备冷却水系统公共用户的分列冷却架构的一种改进， 所述单独冷却用户包括RPE系统、REN系统一回路、APG系统和TEP系统， 其中，RPE系统的换热设备为RPE冷却器，REN系统一回路的换热设备为三台 REN一回路取样冷却器，APG系统的换热设备为APG换热器，TEP系统的换 热设备为TEP热交换器；第二冷却系列对RPE冷却器和一台REN一回路取样 冷却器进行冷却，第一冷却系列对APG换热器、TEP热交换器及另外两台REN 一回路取样冷却器进行冷却。

与现有技术相比，本发明核电厂设备冷却水系统公共用户的分列冷却架构 利用第一第二两个相互隔离和独立的冷却系列彼此配合，对公共用户进行不同 方式的冷却，不仅避免了对现有RRI系统公用环路的过分依赖，而且取消了系 列间公共用户隔离阀，大大降低了RRI系统的失效概率；同时，还确保了第一 或第二冷却系列故障时，重要安全级别较高的冗余冷却用户和交叉冷却用户能 够得到持续充分的冷却，间接提高了机组的可用率。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电厂设备冷却水系统公共用户 的分列冷却架构及其有益效果进行详细说明。

图1为本发明核电厂设备冷却水系统公共用户的分列冷却架构的第一冷却 系列及其用户的结构示意图。

图2为本发明核电厂设备冷却水系统公共用户的分列冷却架构的第二冷却 系列及其用户的结构示意图。

图3为本发明的REN二回路取样冷却器的交叉冷却结构示意图。

图4为本发明的RCP主泵电机及热屏的交叉冷却结构示意图。

具体实施方式

为了使本发明的目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附 图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书 中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。

本发明核电厂设备冷却水系统公共用户的分列冷却架构包括第一冷却系 列、第二冷却系列和多个待冷却公共用户。

第一冷却系列和第二冷却系列都是RRI系统的常开冷却系列，RRI系统还 包括一个备用的第三冷却系列。RRI系统的三个冷却系列分别由相互独立的SEC 系统为其提供冷却，其中，第一冷却系列和第二冷却系列的用户分别包括专用 用户和公用用户，第三冷却系列的用户则仅包括专用用户。在核电厂正常运行 工况下，第一、第二冷却系列同时开启，共同为专用用户和公用用户提供冷却 而保证机组的正常运行；第三冷却系列仅在特殊事故工况下，如第一或第二冷 却系列发生故障、机组停堆等，根据具体需要开启来为专用用户提供冷却，从 而与未发生故障的第一第二冷却系列配合，共同保证机组的安全。

请参阅图1，第一冷却系列包括两台设冷水泵10、两台RRI/SEC换热器12、 一台波动箱14以及连接上述设备的管线和阀门。

两台设冷水泵10并联，每台设冷水泵10所在的支线上设置一台RRI/SEC 换热器12，设冷水泵10与RRI/SEC换热器12的RRI侧连接而为其供水；两台 设冷水泵10的出口处连接有一条带隔离阀的小流量管线100。每台设冷水泵10 和每台RRI/SEC换热器12均具有100%的容量，因此任一台设冷水泵10和任一 台RRI/SEC换热器12配合使用即可满足第一冷却系列的热量导出需求。两台设 冷水泵10均为由10kV应急配电盘供电的电动泵。每台RRI/SEC换热器12的 RRI侧均设置有用于RRI温度调节的旁通管线120，旁通管线120上安装有电动 调节阀122。波动箱14布置在两台设冷水泵10共用的吸入管线102上。

第一冷却系列的用户包括专用用户16和公用用户18，两种用户为并联结构。 这些用户的换热设备都设置在两台RRI/SEC换热器12共用的出水管线124与设 冷水泵10的吸入管线102之间。

专用用户16的换热设备包括RIS RHR换热器160、RIS高压/低压安注泵电 机162、EHR换热器164（包括EHR电机及热交换器）、PTR换热器166（包括 PTR乏燃料水池热交换器及泵电机冷却器）和RRI泵电机168。上述专用用户 16的换热设备160-168彼此并联后，通过两端的第一冷却系列专用用户母管169 与RRI/SEC换热器出水管线124及设冷水泵吸入管线102连接而形成第一冷却 系列专用用户冷却回路。

公用用户18的换热设备也包括多个，这些换热设备彼此并联后，通过两端 的公用用户母管180与RRI/SEC换热器出水管线124及设冷水泵吸入管线102 连接而形成第一冷却系列公共用户冷却回路；两条公共用户母管180上都设有 公共用户隔离阀182，公共用户隔离阀182用于实现第一冷却系列公用用户冷却 回路的打开和关闭。

请参阅图2，第二冷却系列包括两台设冷水泵30、两台RRI/SEC换热器32、 一台波动箱34以及连接上述设备的管线和阀门。由于第二冷却系列与第一冷却 系列的整体结构相同，因此不再对其设备及管线的具体布置进行赘述。

第二冷却系列的用户包括专用用户36和公用用户38，两种用户为并联结构。 其中，专用用户36的换热设备及管线连接也与第一冷却系列相同，不再赘述。

公用用户38的换热设备也包括多个，这些换热设备彼此并联后，通过两端 的公用用户母管380与RRI/SEC换热器出水管线324及设冷水泵吸入管线302 连接而形成第二冷却系列公共用户冷却回路；两条公共用户母管380上都设有 公共用户隔离阀382，公共用户隔离阀382用于实现第二冷却系列公用用户冷却 回路的打开和关闭。

为了改善现有技术中存在的缺陷，本发明将待冷却公共用户按照重要安全 级别分为冗余冷却用户、交叉冷却用户和单独冷却用户三类。其中，冗余冷却 用户的重要安全级别最高，在任何情况都需要保证充分冷却，因此每一冗余冷 却用户设有两套功能相同的换热设备，两套换热设备各自连接至第一第二冷却 系列而由两个冷却系列分别冷却；交叉冷却用户为F1B级（重要安全级）用户， 在事故情况下需要保证可用，因此每一交叉冷却用户虽然仅设有一套换热设备， 但其换热设备却通过不同的管线与第一第二冷却系列分别连接，能够选择性地 由第一冷却系列或第二冷却系列进行冷却；单独冷却用户为F2级（次要安全级） 或非安全级用户，其仅需在正常运行期间使用，事故情况下可隔离，因此，每 一单独冷却用户也仅设有一套换热设备，而且该套换热设备仅与第一第二冷却 系列中的一个连接而由该冷却系列单独进行冷却。

当然，需要说明的是，任一交叉冷却用户的一套换热设备所包括的换热设 备数量都可能为一台或一台以上，这些换热设备中的任一台都选择性地由第一 冷却系列或第二冷却系列进行冷却；但是，同一交叉冷却用户的不同换热设备 可以由同一冷却系列进行冷却，也可以由不同冷却系列分别进行冷却。同理， 任一单独冷却用户的一套换热设备所包括的换热设备数量都可能为一台或一台 以上，这些换热设备中的任一台都仅与第一第二冷却系列中的一个连接而由该 冷却系列单独进行冷却；但是，同一单独冷却用户的不同换热设备可以由同一 冷却系列进行冷却，也可以由不同冷却系列分别进行冷却。

请同时参阅图1和图2，本发明的冗余冷却用户包括REA系统（Reactor boron  and water makeup system，反应堆硼和水补给系统）、DER系统（Operational chilled  water system，运行冷冻水系统）、RCV（Chemical and volume control system，化 学容积与控制系统系统）和EVR系统（Containment cooling ventilation system， 安全壳通风冷却系统）。具体地，REA系统的换热设备为两台REA泵电机400、 402，DER系统的换热设备为两台DER冷却器420、422，RCV系统的换热设备 为两台RCV上充泵电机440、442和两台RCV下泄热交换器444、446，EVR 系统的换热设备为两台EVR冷却器460、462。其中，REA泵电机400、DER 冷却器420、RCV上充泵电机440、RCV下泄热交换器444和EVR冷却器460 分别连接至第一冷却系列的公用用户母管180，由第一冷却系列进行冷却；REA 泵电机402、DER冷却器422、RCV上充泵电机442、RCV下泄热交换器446 和EVR冷却器462则分别连接至第二冷却系列的公用用户母管380，由第二冷 却系列进行冷却。EVR冷却器460、462和RCV下泄热交换器444、446的两端 都分别设有反应堆厂房安全隔离阀480，DER冷却器420、422和REA泵电机 400、402的两端则设有非安全级用户隔离阀482。

本发明的交叉冷却用户包括REN系统（Nuclear sampling system，核取样系 统）二回路和RCP系统（Reactor coolant system，反应堆冷却剂系统）。

请参阅图图1至图3，REN系统二回路的换热设备为REN二回路取样冷 却器500。REN二回路取样冷却器500通过第一交叉供水管线502与第一冷却 系列的公用用户母管180连接，通过第二交叉供水管线504与第二冷却系列的 公用用户母管380连接。第一交叉供水管线502上设有第一交叉供水隔离阀506， 第二交叉供水管线504上设有第二交叉供水隔离阀508。第一第二交叉供水隔离 阀506、508的开闭状态都可以改变但需要保持彼此相反，从而使得REN二回 路取样冷却器500由且仅由第一第二冷却系列中的一个进行冷却。例如，在核 电厂正常运行工况下，第一交叉供水隔离阀506开启，第二交叉供水隔离阀508 关闭，此时，REN二回路取样冷却器500仅由第一冷却系列供水冷却；当第一 冷却系列故障时，关闭第一交叉供水隔离阀506，并打开第二交叉供水隔离阀 508，使REN二回路取样冷却器500仅由第二冷却系列供水冷却。可见，本发 明通过第一第二交叉供水管线502、504和第一第二交叉供水隔离阀506、508 的设计，保证了交叉冷却用户REN系统二回路的REN二回路取样冷却器500 在任一冷却系列故障时都可用。

请参阅图1、图2和图4，RCP系统的换热设备为三台RCP主泵电机及热 屏520、522，其中，一台RCP主泵电机及热屏520通过第三交叉供水管线540 连接至第一冷却系列的公用用户母管180，另外两台RCP主泵电机及热屏522 通过第四交叉供水管线542连接至第二冷却系列的公用用户母管380。第三交叉 供水管线540和第四交叉供水管线542通过第五交叉供水管线544连通；第三 交叉供水管线540上还设有第三交叉供水隔离阀546，第四交叉供水管线542上 还设有第四交叉供水隔离阀548，第五交叉供水管线544上则设有第五交叉供水 隔离阀550，第五交叉供水管线544与第三第四交叉供水管线540、542的连接 点位于第三第四交叉供水隔离阀546、548与相应的RCP主泵电机及热屏520、 522之间。在核电厂正常运行工况下，第三第四交叉供水隔离阀546、548打开， 第五交叉供水隔离阀550关闭，使得RCP主泵电机及热屏520、522分别由第一 第二冷却系列各自供水冷却；当第一冷却系列故障时，关闭第三交叉供水隔离 阀546，并打开第五交叉供水隔离阀550，使RCP主泵电机及热屏520、522全 部由第二冷却系列供水冷却；同理，当第二冷却系列故障时，关闭第四交叉供 水隔离阀548，并打开第五交叉供水隔离阀550，使RCP主泵电机及热屏520、 522全部由第一冷却系列供水冷却。可见，本发明通过第五交叉供水管线544和 第五交叉供水隔离阀550的设计，保证了交叉冷却用户RCP系统的三台RCP主 泵电机及热屏520、522在任一冷却系列故障时都可用。

本发明的单独冷却用户包括RPE系统（Nuclear Island Vent and Drain system， 核岛排气和疏水系统）、REN系统一回路、APG系统（Steam generator blowdown  system，蒸汽发生器排污系统）和TEP系统（Coolant purification degasification, storage and treatment system，冷却剂贮存和处理系统）。具体地，RPE系统的换 热设备为一台RPE冷却器60，REN系统一回路的换热设备为三台REN一回路 取样冷却器620、622，APG系统的换热设备为一台APG换热器64，TEP系统 的换热设备为一套TEP热交换器66（包括蒸发器、除气塔、真空除气塔）。其 中，RPE冷却器60和一台REN一回路取样冷却器622分别连接至第二冷却系 列的公用用户母管380，由第二冷却系列进行冷却；APG换热器64、TEP热交 换器66及另外两台REN一回路取样冷却器620则分别连接至第一冷却系列的 公用用户母管180，由第一冷却系列进行冷却。

通过以上描述可知，本发明核电厂设备冷却水系统公共用户的分列冷却架 构将待冷却公共用户按照重要安全级别分为冗余冷却用户、交叉冷却用户和单 独冷却用户三类，并利用第一第二两个相互隔离和独立的冷却系列彼此配合， 对三类公共用户进行不同方式的冷却，不仅避免了对现有RRI系统公用环路的 过分依赖，而且取消了系列间公共用户隔离阀，大大降低了RRI系统的失效概 率；同时，还确保了第一或第二冷却系列故障时，重要安全级别较高的冗余冷 却用户和交叉冷却用户能够得到持续充分的冷却，间接提高了机组的可用率。

可见，与现有技术相比，本发明核电厂设备冷却水系统公共用户的分列冷 却架构至少具有以下优点：

1）公共用户由相互隔离和独立的第一第二冷却系列分别进行冷却，从而避 免了对现有RRI系统公用环路的过分依赖；

2）取消了系列间公共用户隔离阀，也就避免了阀门动作过程中公共用户短 时冷却不足的问题，同时减少了切换控制，降低了失效风险点；

3）将重要安全级别最高的公共用户进行冗余设计，使得每一冗余冷却用户 都有两套功能相同的换热设备，两套换热设备各自连接至不同的冷却系列进行 冷却，因此任何一个冷却系列可用，均可保证冗余冷却用户可用，这不仅提高 了冷却水的可靠性，也间接提高了机组的可用率；

4）对重要的公共用户进行交叉供水设计，通过第一第二系列的交叉供水， 满足交叉冷却用户在事故情况下的冷却需求。

根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员还可以对上述 实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的 具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保 护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为 了方便说明，并不对本发明构成任何限制。