厂用水系统设计要求 上海核工程研究设计院 吴双 2014年9月

目录 1. 概述 2. 厂用水系统与重要厂用水系统的差异 3. AP1000核电厂厂用水系统描述 4. AP1000核电厂厂用水系统设计要点 2019年4月9日星期二 -2-

概述 AP1000是三代先进非能动压水堆核电站的代表，它引入了非能动的安全理念，简化了安全系统的设计，降低了人因失误和机械故障对电站安全的影响，在提高安全性的同时，也提高了经济上的竞争力。 在AP1000电站中，最终热阱功能由非能动安全壳冷却系统实现，因此厂用水系统在安全级别上由二代电站的核3级降到非核级，抗震等级也由抗震I类降到非抗震。但厂用水系统还承担着某些非安全相关纵深防御功能和冷停堆功能，在设备采购、检查、监控以及系统的可靠性设计上都有一些特殊要求。 2019年4月9日星期二 -3-

厂用水系统与重要厂用水系统的差异 系统功能 厂用水系统在AP1000核电站中向设冷水热交换器提供冷却水，以排除电站正常运行和停堆冷却期间设备冷却水所带出的热量。 重要厂用水系统在传统电站中负责将电站正常运行和事故工况下设备冷却水、应急柴油发电机、重要冷冻水系统传出的热负荷输送到最终热阱。 最终热阱是在核电厂正常运行、预计运行事件或事故工况期间，可以排入余热的大气和（或）水体和（或）地下水。

厂用水系统与重要厂用水系统的差异 安全等级 在AP1000电站中，非能动安全壳冷却系统是与最终热阱直接有关的输热系统，在事故工况下，承担着电站的安全功能。厂用水系统不执行安全功能，但它具有电站的纵深防御功能，避免非能动安全系统不必要的启动，并实现或维持电站的冷停堆。厂用水系统的主要设备和部件为非安全相关D级部件。 AP1000设备分级与其它要求的关系 AP1000 设备等级 安全分级 抗震类别 质保要求 D-RAP分级 可靠性分级 （R分级） D 非安全级(NNS) 非抗震(NS) QRA1注 是 NR 注：质保要求符合CAP-GX-G1-503 非安全级重要构筑物、系统和设备的质保要求及相关的工业标准

厂用水系统与重要厂用水系统的差异 在传统电站中，重要厂用水系统是与最终热阱直接有关的 输热系统，承担着电站安全功能，属于核3级，抗震I类设施。 系统中各部件，如泵、热交换器、管道、阀门以及相关的构筑物等的安全分级、抗震等级和质量保证等级如下：

厂用水系统与重要厂用水系统的差异 序号 项目名称 安全等级 抗震等级 质量保证等级 1 重要厂用水系统水泵的承压边界 3 I QA1 2 厂用水系统的水泵电机 3（1E） 管道、阀门 QA2 4 滤网（旋转滤网或鼓形滤网）、格栅 5 二次过滤器（贝类捕集器） 6 设备冷却水热交换器的管、壳两侧 7 冷却塔轴流风机、冷却塔填料 8 保证厂用水手动或自动运行的驱动系统的监测器和控制设备 9 保证厂用水在事故工况下自动启动的敏感元件和信号处理设备 10 取水口、重要厂用水泵房、最终热阱构筑物 3（CS）

厂用水系统与重要厂用水系统的差异 适用的法规、规范、标准 1）厂用水系统 HAF102 (91) 核电厂设计安全规定 SRP 9.2.1 Station Service Water System 非安全相关部分 URD Volume Ill, Chapter 8, Plant Cooling Water Systems 10CFR50 附录A的非安全相关部分 设计总则2 “防止自然现象的设计总则” 设计总则5 “构筑物、系统和部件的共用” 设计总则44 “冷却水” 设计总则45 “冷却水系统的检查” 设计总则46 “冷却水系统的试验”

厂用水系统与重要厂用水系统的差异 GB/T50102—2003 工业循环水冷却设计规范 GB50050—2007 工业循环冷却水处理设计规GB/T50265—97 泵站设计规范 ASME/ANSI B31.1 Power Piping ASME B&PV Code, Section VIII, Division I Pressure Vessels DCD Tier 2， Section 9.2.1 Service Water System 2）重要厂用水系统 HAF102 (91) 核电厂设计安全规定 HAD102/09 核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统 SRP 9.2.1 Station Service Water System 非安全相关部分 SRP 9.2.5 Ultimate Heat Sink 10CFR50 附录A

厂用水系统与重要厂用水系统的差异 设计总则2 “防止自然现象的设计总则” 设计总则5 “构筑物、系统和部件的共用” 设计总则44 “冷却水” 设计总则2 “防止自然现象的设计总则” 设计总则5 “构筑物、系统和部件的共用” 设计总则44 “冷却水” 设计总则45 “冷却水系统的检查” 设计总则46 “冷却水系统的试验” RG1.27 Ultimate Heat Sink For Nuclear Power Plants GB/T50102—2003 工业循环水冷却设计规范 GB50050—2007 工业循环冷却水处理设计规GB/T50265—97 泵站设计规范 ASME B&PV Code, Section III, Division I，ND，Class3 Components

厂用水系统与重要厂用水系统的差异 对内外部事件的设防 1）厂用水系统 失去厂外电源 设计基准洪水位 设计基准低水位 飓风、龙卷风（结构完整性） 冰冻、高温 有机物堵塞 人为破坏 能动部件的单一故障 泄漏、火灾、爆炸、内部水淹、甩管 误动作

厂用水系统与重要厂用水系统的差异 2）重要厂用水系统 安全停堆地震 飓风、龙卷风、飞射物 失去厂外电源 设计基准洪水位 设计基准低水位 冰冻、高温 有机物堵塞 人为破坏 能动部件的单一故障 泄漏、火灾、内部水淹、甩管 预计运行事件

厂用水系统与重要厂用水系统的差异 系统设置要求 1）厂用水系统 两列设置，每系列100%容量 每列由不同的备用柴油发电机做后备 两列间实体隔离或设置自动灭火设施 对设计基准洪水位和设计基准低水位设防 循环系统储水量满足失电后维持系统运行24小时的补水量 提供试验和在役检查的条件 实体保卫和出入口控制

厂用水系统与重要厂用水系统的差异 2）重要厂用水系统 两列设置，每系列100%容量，并对能动部件设有备用 每列由不同的应急柴油发电机做后备 抗震I类设计 两列间实体隔离 对设计基准洪水位和设计基准低水位设防 循环系统储水量满足事故后安全停堆30天的补水量 提供试验和在役检查的条件 实体保卫和出入口控制

厂用水系统与重要厂用水系统的差异 由此可见厂用水系统在安全级别、抗震类别和系统的复杂性上都较重要厂用水系统有所降低，但厂用水系统仍然承担着某些非安全相关纵深防御功能和冷停堆功能，为满足AP1000的可靠性和可用度要求，厂用水系统在设计上较常规冷却系统仍然具有一些特殊的要求。

AP1000内陆核电厂厂用水系统描述 概述 依托项目引进了4台AP1000核电机组，它们滨海而建，利用大海的丰富资源，采用直流冷却，因此依托项目的厂用水系统是一个采用海水作为介质的直流冷却系统。 与沿海厂址不同，内陆水源稀缺，环境的承载能力较差，直流冷却系统对环境资源的依赖和影响较大，一般不能被环保部门所接受。所以内陆核电厂基本都采用循环冷却技术，利用冷却塔将热量排放到大气中。内陆核电厂在世界上并不少见，但由于我国核电事业起步较晚，大家都抢先占领条件较好的沿海厂址，我国内陆尚没有核电站建成或完成设计，许多厂址都还在前期准备阶段。巴基斯坦恰希玛核电站是我国自主设计的首座内陆核电站，其重要厂用水系统就采用了循环冷却技术，为我们从事AP1000内陆核电厂厂用水系统设计奠定了基础。

AP1000内陆核电厂厂用水系统描述 系统描述和流程 AP1000内陆核电厂厂用水系统的主要部件包括2台100%容量的SWS泵、两台自动冲洗过滤器、一座带有分格的储水池的双单元冷却塔和相关管道、阀门及控制仪表。厂用水系统的组成部件及管路系统设计成两列。每列包括一台供水泵、一台过滤器和一座冷却塔单元。每一列向一个设备冷却水热交换器提供冷却。 厂用水泵从水泵吸水池中吸水，通过自动冲洗过滤器过滤后进入设冷水热交换器，然后籍余压进入机械通风冷却塔进行冷却，再收集在储水池中，经过格栅、格网过滤，再进入厂用水泵吸水池，循环往复。

AP1000内陆核电厂厂用水系统描述 在过滤器的前端和设备冷却水系统热交换器后部设置2个供水序列间的联通管。 在电站正常功率运行下，只需要厂用水系统一个系列投入运行，当电站在起堆、停堆、换料期间都需要厂用水系统2个系列投入运行或保持可用。 在只有一台设备冷却水热交换器运行的情况下， 2列间的联通可以使任何一台水泵为工作中的热交换器供水，同时也使热交换器的出水进入任何一座冷却塔单元。在一台供水泵、一个热交换器和一座冷却塔单元运行的正常功率运行中，联通阀开启。在2个厂用水系列都运行的停堆冷却情况下，应将2个序列间联通管段阀门关闭，以使2个序列各自单独运行。 流程图如下：

AP1000内陆核电厂厂用水系统描述

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 设计准则 供水温度 厂用水系统的供水温度必须保证： 设冷水的供水温度一般不超过95ºF（35ºC），最高不超过100ºF（37.8ºC），连续超过95ºF（35ºC）的时间不大于6小时。 设计气象条件的选择 电站正常运行时，采用不保证1%（小时）的气象条件设计厂用水系统和设冷水热交换器，保证设冷水供水温度不超过95ºF（35ºC）。采用超越概率0%的气象条件校核厂用水的供水温度，保证设冷水的供水温度不超过100ºF（37.8ºC）；采用不保证6小时的气象条件设计校核厂用水的供水温度，保证设冷水的供水温度不超过95ºF（35ºC）。

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 电站其它运行工况下，采用不保证率1%的气象条件校核厂用水的供水温度，保证设冷水的供水温度不超过100ºF（37.8ºC）；采用不保证6小时的气象条件校核厂用水的供水温度，保证供水温度不超过95ºF（35ºC）。 电源 动力设施需要有电厂备用AC电源（备用柴油发电机） 系统补水量和储水量 正常补水的补水量应可补充最大排污量、风吹损失水量和在最大热负荷时厂用水系统的最大蒸发损失水量。 在冷却塔储水池失去补水并关闭排污阀的情况下，冷却塔储水池在最低水位警戒线时的储水量应保证SWS系统可运行至少12个小时。

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 厂用水水质 为厂用水系统提供一个备用补水源，该备用补水源为第二消防水箱中的一部分储水。该备用补水水量与SWS冷却塔储水池在最低警戒水位线时的容积的总和可以保证SWS系统在失去正常的AC电源情况下至少正常运行24小时，此时假定系统排污被隔离。 厂用水水质 为了控制厂用水系统中的固体杂质的浓度，厂用水系统流量中的一小部分水排放至循环水排水井或者废水处理厂房中。最大排放水量应满足在正常满功率运行工况下系统的冷却倍率为3，而当正常停堆冷却期间热负荷处于峰值时，系统的冷却倍率为4。 为保证水质稳定，需向SWS系统投加化学药剂，这些化学药剂包括杀生剂、除藻剂、pH调节剂、缓蚀剂、阻垢剂。

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 厂用水系统的补充水来自水厂滤后水。滤后水经补水泵加压后向厂用水系统冷却塔储水池补水。 可靠性、可用性及可维护性准则 为了保证电厂90%的电站可用性目标，PSA分析厂用水系统每年的不可用性目标为1.5小时 必须为厂用水系统的关键部件提供冗余。厂用水系统中能动部件（如水泵、风机、电动阀等）的单一故障不会导致纵深防御功能的丧失，同时也不会在发电过程中引起汽轮发电机或反应堆停运。

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 放射性控制 厂用水系统所输送的水一般没有放射性。厂用水系统通过设备冷却水热交换器与设备冷却水系统接口，设备冷却水系统一般也没有放射性，但是有可能因为其接口系统发生渗漏而受到污染。SWS必须提供探测和控制放射性泄漏进入和排出系统的手段。 2、厂用水系统与设冷水系统的匹配 厂用水系统向设冷水系统提供冷却水，需要满足设冷水系统的冷却要求，在电站各运行工况下将核岛热量带出到大气中。但厂用水系统的供水温度与环境条件有关，所以必须对厂用水系统与设冷水系统在温度和流量上进行匹配，尽可能的做到合理、可行、经济最优化。

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 内陆核电厂标准设计设冷水系统热交换器设计参数

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 工况 总排热负荷（MW） SWS需求流量（m3） SWS最高供水温度（℃） CCS最高出水温度（℃） 正常运行0%温度 32.5 2700 35.8 37.8 正常运行1%温度 33 35 正常运行连续6小时高温 34 停堆4小时1%温度 103.2 5400 停堆96小时1%温度 28 整堆芯换料1%温度 21.3 电厂启动1%温度 29.2

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 3、系统补水设计 系统正常补水采用水厂滤后水，失电后24小时内补水采用冷却塔集水池和消防水箱内的指定容积的水量。若24小时后仍未能恢复供电，则CAP还设有一路应急补水源，在循环水泵房内设置SWS应急补水泵从循环水冷却塔水池中取水向厂用水系统应急补水（桃花江），或在水厂中设置SWS应急补水泵从沉淀池后的循环水补水池中取水向厂用水系统应急补水（彭泽）。

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 4、设备设计 4.1 厂用水泵 2100%供水能力 水泵安装在靠近冷却塔的厂用水泵房内。水泵的设置高度满足水泵自灌式启动，水泵在最大流量运行时在吸水口处可获得足够的NPSHa并有一定的富余量。 水泵的性能曲线应平稳下滑无驼峰。水泵应在一个相对较低的额定转速下运行，这样可以延长水泵的泵轴密封圈和轴承的使用寿命。 为水泵轴承和电机绕组设置温度探测器。 流量：2800m3/h, 扬程：60m

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 4.2 自动冲洗过滤器 自动冲洗过滤器设置在每个设备冷却水系统热交换器前部的厂用水系统主管路上。过滤器用来拦截去除能被热交换器截留的大块的颗粒或碎片。每台过滤器的尺寸和一个厂用水系统系列的水量相适应。在瞬时条件下，过滤器应该可以承受设计水量的165%的水量。每个过滤器的筛网孔径大小为2.4mm。每个过滤器可以根据设定进行周期性反冲洗，以使过滤器两端压差不超过设定值，或根据压差自动启动反洗过程。反冲洗流量大约是设计流量的5-7%。

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 4.3 冷却塔 塔型结构 厂用水的冷却采用机械通风冷却塔。该冷却塔是逆流湿式冷却塔，塔内装填有抗阻塞薄膜式填料。冷却塔分为两个单元。每个单元装有一台轴流风机，风机安装在每个冷却塔单元的顶端，将空气从塔底经填料提升至塔顶，与冷却水水流方向相反。每台风机由一部双速电机驱动，中间安装一台齿轮减速机。两个冷却塔单元在机械以及电力供应上互为独立的，以便对一个单元进行保养维修时另外一个单元还可以继续运行。

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 部件材料 冷却塔主要构筑物为钢筋混凝土结构。填料的材质应采用薄膜式自熄型的改性聚氯乙烯（PVC）材质，并且具有抗阻塞特性。填料的支撑结构应设计有足够强度支持在检修时人员及相应设备的重量。位于布水管上部的除水器的材质也是PVC。 布水管采用不锈钢，喷头为难燃塑料材质。每个单元的布水系统均匀的将水分布到塔内填料的整个截面上。每个冷却塔单元结构可以承受150%设计流量。

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 风机叶片是聚酯玻璃钢制成。每个叶片都单独夹在一个共用的轮毂上。每个风机还装有振动安全开关，这个开关可以在减速机和风机的振动超标时自动停运风机。每个风机均由一个直角齿轮减速机驱动。该减速机是铸铁材质齿轮减速机设有油温和振动探测器。连接电机和减速机的传动轴是高强度不锈钢或碳纤维复合材质。风筒是聚酯或类似材料玻璃钢结构。 设计参数

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 设计工况 设计湿球温度 （ºC） （考虑0.3 ºC湿空气回流影响） 相应干球温度 每格冷却塔流量 （m3/h） 投入冷却塔格数 总排热量 （MW） （考虑10%裕量） 最高出水温度 1 电站正常功率运行 极端气象条件 33 35.7 2800 35.8 2 不保证1%气象条件 29.5 34.6 3 不保证6小时气象条件 31.6 36.6 34 4 电站停堆4小时 113.6

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 5、系统布置要求 每台水泵设单独的吸水管从不同的冷却塔储水池格间吸水，水泵吸水口应保证一定的淹没深度。 从供水泵出水端至冷却塔的管段可有一些高低起伏，不过管道的提升高度不能超过冷却塔内喷淋母管的标高。 室外管道或布置在管廊内或可以从内部进行检查。 系统布置应考虑防冻措施。 冷却塔位置考虑对周围建构筑物的影响和通风条件。冷却塔应布置在离周围建筑或构筑物至少15米的位置以避免进塔空气受到干扰。

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 6、厂用水系统的流体计算 目的 根据厂用水系统说明书中所规定的各个运行工况，建立不同的系列组合，计算管道的流量、水损等数据，用于： a、厂用水泵的选型，最终确定厂用水泵的型号和参数； b、为水泵数据表编制提供支持； c、工艺系统的进一步改进。 计算软件 AFT Fathom 7.0

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 SWS计算工况和计算结果

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 序 号 厂用水系统运行工况括号内表示：（厂用水泵，热交换器，冷却塔） 厂用水泵 A 厂用水泵 B 厂用水泵扬程 厂用水泵功率 CCS 热交换器 A流量 CCS 热交换器 B流量 m3/hr m kW 1 工况 1: 系列 A 运行 (A,A,A) 2806 50 380 2787 19 2 工况 1a: 系列 A 运行 (A,A,A) 冷却塔水池低水位 2802 2783 3 工况 2: 系列 B 运行 (B,B,B) 18 2788 4 工况 2a: 系列 B 运行 (B,B,B) 冷却塔水池低水位 5 工况 3: 厂用水泵 A + 热交换器 B + 冷却塔 B 运行 (A,B,B) 2810 2792 6 工况 4: 厂用水泵 A + 热交换器 A + 冷却塔 B 运行 (A,A,B) 2804 2749 55 7 工况 5: 厂用水泵 B + 热交换器 A + 冷却塔 A 运行 (B,A,A) 2794 379 2775 8 工况 6: 厂用水泵 B + 热交换器 B + 冷却塔 A 运行 (B,B,A) 2800 54 2745 9 工况 7: 停堆冷却 - 系列 A 和 B 同时运行 (A+B,A+B,A+B) 2797 50/50 379/379 2796 10 工况 8: 厂用水泵 A + 热交换器 B + 冷却塔 A 运行 (A,B,A)

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 11 工况 9: 厂用水泵 B + 热交换器 A + 冷却塔 B 运行 (B,A,B) 2792 2792 50 380 2738 55 12 工况 10: 厂用水泵 A,B + 热交换器 A + 冷却塔 A 运行 (A+B,A,A) 1785 1770 61/62 297/295 3534 21 13 工况 11: 厂用水泵 A,B + 热交换器 A + 冷却塔 B 运行 (A+B,A,B) 1784 1769 62/62 3483 69 14 工况 12: 厂用水泵 A,B + 热交换器 B + 冷却塔 B 运行 (A+B,B,B) 1789 1783 298/297 3551 15 工况 13: 厂用水泵 A,B + 热交换器 B + 冷却塔 A 运行 (A+B,B,A) 1777 3491 16 工况 14: 厂用水泵 A + 热交换器 A + 冷却塔 A,B 运行 (A,A,A+B) 2883 49 381 2828 56 17 工况 15: 厂用水泵 A + 热交换器 B + 冷却塔 A,B 运行 (A,B,A+B) 2886 2830 18 工况 16: 厂用水泵 B + 热交换器 B + 冷却塔 A,B 运行 (B,B,A+B) 2881 2826 19 工况 17: 厂用水泵 B + 热交换器 A + 冷却塔 A,B 运行 (B,A,A+B) 2870 2815 20 工况 18: 工况 1 (A,A,A) + 排污40m3/h 2808 2790 工况 19: 工况 2 (B,B,B) + 排污40m3/h

AP1000内陆核电厂厂用水系统设计要点 22 工况 20: 工况 7 (A+B,A+B,A+B) + 排污50m3/h 2798 50/50 379/379 23 工况 21: 工况 1 (A,A,A) + 反冲洗200m3/h 2901 49 382 2683 18 24 工况 22: 工况 2 (B,B,B) + 反冲洗200m3/h 2900 2682 25 工况 23: 工况 7 (A+B,A+B,A+B) + 反冲洗400m3/h 2893 2892 49/49 382/382 2692 2691 26 工况 24: 工况 1 (A,A,A) + 冷却塔旁通管阀门打开 3262 43 379 3246 17 27 工况 25: 工况 2 (B,B,B) + 冷却塔旁通管阀门打开 16 28 工况 26: 厂用水泵 A + 热交换器 A,B + 冷却塔 A 运行 (A,A+B,A) 3402 41 373 1713 1689 29 工况 27: 厂用水泵 B + 热交换器 A,B + 冷却塔 B 运行 (B,A+B,B) 3392 374 1675 1717

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