CN105448356A - 核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统 - Google Patents

Abstract

本发明提供了一种核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统，其包括独立配置的一在运一备用两个冷却系列、多个用户和两根列间公用母管；两根列间公用母管均连接在两个冷却系列的母管之间，并通过列间隔离阀门实现与两个冷却系列的连通或隔离；用户包括采用A、B两列独立设置的双列挂接用户、列间公用母管挂接用户和同时挂接在两个冷却系列的交叉挂接用户。与现有技术相比，本发明核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统采用独立两列配置，加强用户之间的隔离措施，方便系统及用户的隔离检修，增加非安全纵深防御用户的可靠性及可用率，尽量避免非能动系统的投运。

Description

核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统

技术领域

本发明涉及核电站非能动安全压水堆，更具体地说，本发明涉及一种可靠性较高的核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统。

背景技术

CCS系统(ComponentCoolingWaterSystem，设备冷却水系统)收集核电站中用户需要导出的热量(包括衰变热、设备排热等)，然后通过SWS系统(ServiceWaterSystem，厂用水系统)将热量传递到环境中，从而保障核岛中的设备和系统处于适当的工作参数范围内。CCS系统丧失后，电厂将会停堆，并投运非能动系统以排出衰变热等电厂余热。因此，CCS系统的可靠性、可用率将直接影响核电站的经济性，尽量避免非能动系统的投运，将间接性地提高核电站的安全性能。

一种已知核电站的CCS系统采用一大列的设计理念，同时设置安全级的非能动冷却系统，CCS系统作为非安全级的系统。请参阅图1，上述CCS系统只对泵10和换热器12进行冗余设置，正常运行2*100％容量设计；CCS系统的全部用户都并联连接在供水母管上，因此具有系统简单、用户投入退出方便等优点。当CCS系统正常运行时，投运一台泵10及一台换热器12，另一台泵10则通过桥接管作为备用泵；当在运泵故障时，备用泵启动。但是，由于备用列的换热器12采用手动隔离阀门隔离，备用换热器12切换为运行时，需要现场手动操作，切换时间长。另外，当在运列由于泄漏、在运列失去换热器(由于SWS系统故障等原因)时，会造成短期或一段时间内丧失CCS系统，造成停堆。

有鉴于此，确有必要提供一种可靠性较高的核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统。

发明内容

本发明的目的在于：提供一种可靠性较高的核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统，以尽量避免非能动系统的投运，增加电厂的总体经济性和安全性。

为了实现上述目的，本发明提供了一种核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统，其包括独立配置的一在运一备用两个冷却系列、多个用户和两根列间公用母管；两根列间公用母管均连接在两个冷却系列的母管之间，并通过列间隔离阀门实现与两个冷却系列的连通或隔离；用户包括双列挂接用户、列间公用母管挂接用户和交叉挂接用户；双列挂接用户采用A、B两列独立设置，并将A、B两列分别挂接在两个冷却系列的母管上；列间公用母管挂接用户均挂接在列间公用母管上；交叉挂接用户采用单列设置，但通过不同支管同时挂接在两个冷却系列的母管上，选择性地与两个冷却系列中的在运列连通。

作为本发明核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统的一种改进，所述双列挂接用户包括R组用户，R组用户是非安全纵深防御的核岛系统用户，其采用A、B两列独立设置而形成R组A列和R组B列。

作为本发明核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统的一种改进，所述两个冷却系列分别为第一冷却系列和第二冷却系列；两根列间公用母管分别通过列间第一气动隔离阀门与第一冷却系列的母管隔离，通过列间第二气动隔离阀门与第二冷却系列的母管隔离；所述R组A列用户并列挂接在R组A列支管上，R组A列支管连接在第一冷却系列的母管上，从而通过两个列间第一气动隔离阀门与第二冷却系列隔离；R组B列用户并列挂接在R组B列支管上，R组B列支管连接在第二冷却系列的母管上，从而通过两个列间第二气动隔离阀门与第一冷却系列隔离。

作为本发明核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统的一种改进，所述列间公用母管挂接用户包括C组、S组、F组三组用户，交叉挂接用户包括P组用户；C组用户采用A、B两列独立设置而形成C组A列和C组B列，S组用户、F组用户和P组用户均为单列设置。

作为本发明核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统的一种改进，所述P组用户并列挂接在P组支管上；P组支管连接在R组A列支管上，并通过两个P组第一气动隔离阀门与第一冷却系列隔离；P组支管还连接在R组B列支管上，并通过两个P组第二气动隔离阀门与第二冷却系列隔离。

作为本发明核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统的一种改进，所述C组A列用户并列挂接在C组A列支管上，C组B列用户并列挂接在C组B列支管上，S组用户并列挂接在S组支管上，F组用户并列挂接在F组支管上；C组A列支管、C组B列支管、S组支管和F组支管并联连接在列间公用母管上。

作为本发明核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统的一种改进，所述两根列间公用母管上均设置有靠近第一气动隔离阀门的第一手动隔离阀门和靠近第二气动隔离阀门的第二手动隔离阀门；C组A列支管连接在列间第一气动隔离阀门与列间第一手动隔离阀门之间，C组B列支管连接在列间第二气动隔离阀门与列间第二手动隔离阀门之间；S组支管和F组支管均连接在列间第一手动隔离阀门与列间第二手动隔离阀门之间。

作为本发明核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统的一种改进，所述R组用户包括RNS换热器、RNS泵冷却、SFS换热器及CVS泵小流量换热器；C组用户包括常规岛VWS系统和CAS系统；S组用户包括RCP泵冷却、CVS下泄换热器和WLS换热器；F组用户包括所有RCP泵变频器；P组用户包括所有PSS冷却器。

作为本发明核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统的一种改进，每一冷却系列均包括连接在母管上的一台冷却泵、一台换热器、一个波动箱和设置在母管上的阀门。

作为本发明核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统的一种改进，所述波动箱接入所在冷却系列的冷却泵入口位置的母管上。

与现有技术相比，本发明核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统采用独立两列配置，加强用户之间的隔离措施，方便系统及用户的隔离检修，增加非安全纵深防御用户的可靠性及可用率，尽量避免非能动系统的投运。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统及其有益效果进行详细说明。

图1为一种已知核电站的CCS系统的配置结构示意图。

图2为本发明核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统的配置结构示意图。

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。

请参阅图2，本发明核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统包括独立配置的两个冷却系列40、50、设置在两个冷却系列40、50之间的两根列间公用母管20和多个用户。

两个冷却系列40、50分别为第一冷却系列40和第二冷却系列50，每一冷却系列均包括一台冷却泵42或52、一台换热器44或54、一个波动箱46或56、连接上述设备的母管48或58以及设置在母管48或58上的阀门V102A或V102B、V104A或V104B。波动箱46、56均接入所在冷却系列的冷却泵42或52入口位置的母管48或58上。

每根列间公用母管20的两端分别与两个系列的母管48、58连接而将两个冷却系列40、50连通。两根列间公用母管20分别通过列间第一气动隔离阀门V161A、V162A与第一冷却系列40的母管48隔离，通过列间第二气动隔离阀门V161B、V162B与第二冷却系列50的母管58隔离。第一根列间公用母管20上设置有靠近第一气动隔离阀门V161A的第一手动隔离阀门V131A和靠近第二气动隔离阀门V161B的第二手动隔离阀门V131B。第二根列间公用母管20上设置有靠近第一气动隔离阀门V162A的第一手动隔离阀门V132A和靠近第二气动隔离阀门V162B的第二手动隔离阀门V132B。

本发明将多个用户按功能及布置位置进行分组如下：

1)R组用户。将非安全纵深防御的核岛系统用户分为一组，命名为R组；R组用户包括RNS换热器(RNS：NormalResidualHeatRemovalSystem正常余热排出系统)、RNS泵冷却、SFS换热器(SFS：SpentFuelPoolCoolingSystem乏燃料水池冷却系统)及CVS泵小流量换热器(CVS：ChemicalandVolumeControlSystem化学和容积控制系统)；R组用户均采用A、B两列独立设置，R组A列用户并列挂接在R组A列支管30上，R组B列用户并列挂接在R组B列支管31上；

2)C组用户。将常规岛VWS系统(VWS：CentralChilledWaterSystem中央冷冻水系统)和CAS系统(CAS：CompressedandInstrumentAirSystem压缩空气和仪表用气系统)分为一组，命名为C组；C组用户均采用A、B两列独立设置，C组A列用户并列挂接在C组A列支管32上，C组B列用户并列挂接在C组B列支管33上；

3)S组用户。将位于核岛厂房内的用户分为一组，命名为S组；S组用户包括RCP泵冷却(RCP：ReactorCoolantPump反应堆冷却剂泵)、CVS下泄换热器和WLS换热器(WLS：LiquidRadwasteSystem放射性废液系统)；S组用户均为单列设置，各用户并列挂接在S组支管34上；

4)F组用户。将所有RCP泵变频器分为一组，命名为F组；F组用户均为单列设置，各用户并列挂接在F组支管36上；

5)P组用户。将所有PSS冷却器(PSS：PrimarySamplingSystem一回路核取样系统)分为一组，命名为P组；P组的所有用户均为单列设置，各用户并列挂接在P组支管38上。

也就是说，用户共分为五组七列，七列分别为R组A列、R组B列、C组A列、C组B列、S组、F组、P组(S组、F组、P组均是一组为一列)。易于理解的是，每列用户均有自己的隔离阀门(图中为了简略未示出)，用户可以根据需要自行投入退出运行。

各列用户与两个冷却系列40、50、两根列间公用母管20的连接方式如下：

R组A列用户通过R组A列支管30挂接在第一冷却系列40的母管48上，并通过列间第一气动隔离阀门V161A、V162A与列间公用母管20隔离，也就与第二冷却系列50隔离；

R组B列用户通过R组B列支管31挂接在第二冷却系列50的母管58上，并通过列间第二气动隔离阀门V161B、V162B与列间公用母管20隔离，也就与第一冷却系列40隔离；

C组A列用户通过C组A列支管32挂接在列间公用母管20上，并挂接在列间第一气动隔离阀门V161A、V162A与列间第一手动隔离阀门V131A、V132A之间，从而通过列间第一气动隔离阀门V161A、V162A与第一冷却系列40隔离，并通过列间第一手动隔离阀门V131A、V132A与第二冷却系列50隔离；

C组B列用户通过C组B列支管33挂接在列间公用母管20上，并挂接在列间第二气动隔离阀门V161B、V162B与列间第二手动隔离阀门V131B、V132B之间，从而通过列间第二气动隔离阀门V161B、V162B与第二冷却系列50隔离，并通过列间第二手动隔离阀门V131B、V132B与第一冷却系列40隔离；

S组用户和F组用户各自通过S组支管34、F组支管36挂接在列间公用母管20上，并挂接在列间第一手动隔离阀门V131A、V132A与列间第二手动隔离阀门V131B、V132B之间，从而通过第一手动隔离阀门V131A、V132A与第一冷却系列40隔离，通过第二手动隔离阀门V131B、V132B与第二冷却系列50隔离；

P组用户采用两列交叉连接，其通过P组支管38挂接在R组A列支管30上，并通过P组第一气动隔离阀门V330A、V336A与第一冷却系列40隔离；同时，P组用户还通过P组支管38挂接在R组B列支管31上，并通过P组第二气动隔离阀门V330B、V336B与第二冷却系列50隔离。

本发明核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统的运行和切换方式为：

1)在机组功率运行时，两个冷却系列40、50中的一列投入运行，另一列备用；

2)第一冷却系列40投运时，列间第一气动隔离阀门V161A、V162A和P组第一气动隔离阀门V330A、V336A开启，同时，列间第二气动隔离阀门V161B、V162B和P组第二气动隔离阀门V330B、V336B关闭；此时，除R组B列用户与第一冷却系列40隔离外，其他六列用户都接入在运列，可以根据用户各自的系统运行要求切入或退出；

3)当在运列发生故障或进行设备检修维护时，自动或手动切换到备用列，然后关闭在运列，例如，当第一冷却系列40发生故障或进行设备检修维护时，开启第二气动隔离阀门V161B、V162B和P组第二气动隔离阀门V330B、V336B，同时关闭第一气动隔离阀门V161A、V162A和P组第一气动隔离阀门V330A、V336A，即可切换为第二冷却系列50运行；

4)无论哪一个冷却系列作为在运列，CA和CB两列用户都接入在运列，但是只运行一列，利用用户所在列的隔离阀门的开闭进行选择；另外，当C组B列用户故障时，也可通过关闭通过列间第二手动隔离阀门V131B、V132B隔离(此时要求在运列为第一冷却系列40)，这样可保证维修时不影响系统的可用性；同理，当C组A列用户故障时，也可通过关闭列间第一手动隔离阀门V131A、V132A隔离(此时要求在运列为第二冷却系列50)；

5)P组用户为交叉供水，也是随时保持接入在运列，有效保证一回路取样系统具有足够的可用率。

易于理解的是，在不同的实施方式中，还可以为每一冷却系列的冷却泵42、52再并联一台备用冷却泵，也就是说，每一冷却系列可以设置两台并列的冷却泵。

通过以上描述可知，与现有技术相比，本发明核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统至少具有以下优点：

1)设置了两个冷却系列40、50，并通过设置隔离阀门使二者完全独立，方便系统及用户的隔离检修，如：当在运列的单一设备或用户故障时，自动运行备用列，避免了单一设备故障或用户故障影响整个CCS系统的可用性；

2)两个冷却系列40、50的切换采用气动隔离阀门自动完成，保证运行切换的灵活可靠性，降低了现场的操作强度；

3)根据用户的功能特点及布置的位置对其进行分组，将非安全纵深防御的R组用户与其他用户进行自动隔离，尽量降低其他用户对R组用户可用性的影响，增加了R组用户的可靠性及可用率，尽量避免了非能动系统的投运，从而增加了电厂整体的经济性和安全性；

4)系统配置相对简单，成本相对较低。

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。

Claims (10)

1.一种核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统，其包括冷却系列和多个用户，其特征在于：还包括两根列间公用母管；所述冷却系列包括独立配置的一在运一备用两个冷却系列，两根列间公用母管均连接在两个冷却系列的母管之间，并通过列间隔离阀门实现与两个冷却系列的连通或隔离；用户包括双列挂接用户、列间公用母管挂接用户和交叉挂接用户；双列挂接用户采用A、B两列独立设置，并将A、B两列分别挂接在两个冷却系列的母管上；列间公用母管挂接用户均挂接在列间公用母管上；交叉挂接用户采用单列设置，但通过不同支管同时挂接在两个冷却系列的母管上，选择性地与两个冷却系列中的在运列连通。

2.根据权利要求1所述的核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统，其特征在于：所述双列挂接用户包括R组用户，R组用户是非安全纵深防御的核岛系统用户，其采用A、B两列独立设置而形成R组A列和R组B列。

3.根据权利要求2所述的核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统，其特征在于：所述两个冷却系列分别为第一冷却系列和第二冷却系列；两根列间公用母管分别通过列间第一气动隔离阀门与第一冷却系列的母管隔离，通过列间第二气动隔离阀门与第二冷却系列的母管隔离；所述R组A列用户并列挂接在R组A列支管上，R组A列支管连接在第一冷却系列的母管上，从而通过两个列间第一气动隔离阀门与第二冷却系列隔离；R组B列用户并列挂接在R组B列支管上，R组B列支管连接在第二冷却系列的母管上，从而通过两个列间第二气动隔离阀门与第一冷却系列隔离。

4.根据权利要求3所述的核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统，其特征在于：所述列间公用母管挂接用户包括C组、S组、F组三组用户，交叉挂接用户包括P组用户；C组用户采用A、B两列独立设置而形成C组A列和C组B列，S组用户、F组用户和P组用户均为单列设置。

5.根据权利要求4所述的核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统，其特征在于：所述P组用户并列挂接在P组支管上；P组支管连接在R组A列支管上，并通过两个P组第一气动隔离阀门与第一冷却系列隔离；P组支管还连接在R组B列支管上，并通过两个P组第二气动隔离阀门与第二冷却系列隔离。

6.根据权利要求4所述的核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统，其特征在于：所述C组A列用户并列挂接在C组A列支管上，C组B列用户并列挂接在C组B列支管上，S组用户并列挂接在S组支管上，F组用户并列挂接在F组支管上；C组A列支管、C组B列支管、S组支管和F组支管并联连接在列间公用母管上。

7.根据权利要求6所述的核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统，其特征在于：所述两根列间公用母管上均设置有靠近第一气动隔离阀门的第一手动隔离阀门和靠近第二气动隔离阀门的第二手动隔离阀门；C组A列支管连接在列间第一气动隔离阀门与列间第一手动隔离阀门之间，C组B列支管连接在列间第二气动隔离阀门与列间第二手动隔离阀门之间；S组支管和F组支管均连接在列间第一手动隔离阀门与列间第二手动隔离阀门之间。

8.根据权利要求4所述的核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统，其特征在于：所述R组用户包括RNS换热器、RNS泵冷却、SFS换热器及CVS泵小流量换热器；C组用户包括常规岛VWS系统和CAS系统；S组用户包括RCP泵冷却、CVS下泄换热器和WLS换热器；F组用户包括所有RCP泵变频器；P组用户包括所有PSS冷却器。

9.根据权利要求1至8中任一项所述的核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统，其特征在于：每一冷却系列均包括连接在母管上的一台冷却泵、一台换热器、一个波动箱和设置在母管上的阀门。

10.根据权利要求9所述的核电站非能动安全压水堆的设备冷却水系统，其特征在于：所述波动箱接入所在冷却系列的冷却泵入口位置的母管上。