核岛主要辅助系统.ppt
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核电厂系统与设备NuclearPowerPlantSystemandEquipment,核岛主要辅助系统,一回路辅助系统是核电厂核岛的重要组成部分。
它不仅对反应堆动力装置的正常运行是不可缺少的，而且在事故情况下，为核电厂提供必要的安全措施。
在任何情况下，它都能使反应堆安全地停堆，并能把核电厂释放的放射性物质数量限制在规定的限值内。
对于不同的核电厂堆型，一回路辅助系统的设置和分类方法是不同。
典型的压水堆核电厂通常设置20多个一回路辅助系统。
这些系统按其基本功能可分为三类。
压水堆核电厂一回路辅助系统分类,
（一）反应堆装置的流体系统这类辅助系统的基本功能是为反应堆正常运行服务，包括启动、停堆、功率运行、调试、换料和检修等。
属于这一类系统的有：
化学和容积控制系统、堆芯余热排出系统、设备冷却水系统、硼和补给水系统、硼回收系统、乏燃料水池冷却及净化系统、取样系统等。
（二）专设安全设施专设安全设施是核电厂安全纵深防御的重要组成部分。
在设计基准事故时，用以确保反应堆安全停堆，并控制放射性和能量释放，尽量限制其后果，使周围居民安全和健康不受损害。
属于这一类系统的有：
安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳通风系统、安全壳隔离系统、空气净化及消氢系统和蒸汽发生器辅助给水系统等。
（三）放射性废物处理系统这类辅助系统用于收集、运送、贮存、处理放射性废物，以防止污染环境，保证厂区内外人员受到的剂量在允许范围内。
属于这类的系统有：
放射性废液处理系统、废气处理系统、固体废物处理系统等。
一回路辅助系统（RCV、REA、RRA）辅助冷却水系统（RRI、SEC、PTR）,本章（教材第四章）仅介绍第一类：
一、RCV系统的主要功能：
1、容积控制2、化学控制3、反应性控制,化学容积和控制系统,1、容积控制,
（1）一回路水容积变化的原因水容积随温度的变化而变化（热工学角度看）不可避免的泄漏（一号密封、主泵2#轴封等）（水力学角度看）,
（2）水容积变化的影响一回路水容积变化稳压器水位的变化,温度,水的比容随温度的变化关系曲线,（4）容积控制的方法,上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（硼和水补给REA系统执行）下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱或TEP（硼回收）系统,（3）容积控制的目的,吸收稳压器不能全部吸收的一回路水容积的变化，从而将稳压器的液位维持在整定值上。
原理：
通过上充下泄将稳压器的液位维持在“程序液位”。
容积控制原理,2、化学控制,
（1）一回路的化学问题物理腐蚀（结垢）影响热传输，形成热点，导致燃料包壳破损化学腐蚀（侵蚀）高温+高氧含量+低pH值化学反应加快腐蚀进程加速腐蚀产物受中子辐照活化一回路比放射性升高,冷却剂的放射性来自：
水及其中杂质的活化；裂变产物的释放；腐蚀产物的活化；化学添加物的活化。
水作为冷却剂在一回路的高温高压和强辐射场中循环,它除了载热和慢化中子外,还发生一系列的反应：
水和其中杂质的中子活化反应,水的辐射分解,水对材料的腐蚀及腐蚀产物的活化、迁移和沉积,裂变产物从破损的燃料元件中逃逸及其随冷却剂的转移等。
这些都导致水质恶化、回路中放射性增高及结构材料损坏等不良后果。
（2）化学控制的目的,限制腐蚀，控制在最低限度。
将一回路水的化学和放射性指标维持在规定的范围内。
（3）化学控制的原理,注入化学试剂，控制pH值（注入7LiOH，中和硼酸）控制氧含量（机组启动时注入N2H4；正常运行时向容控箱充入氢气，氢达到一定浓度以抑制水辐照分解生成氧）净化一回路水（过滤+除盐）,化学控制原理,（4）化学控制的温度和压力问题,离子交换树脂不能承受600C以上的温度；需将下泄流的压力降至0.20.5MPa；为防止汽化，必须是先降温，后降压。
温度,压力,RCV系统的冷却和降压过程,饱和曲线,禁止区,15.5MPa,2.4MPa,291.40C,1400C,0.2MPa,450C,001EX,001-003DI,002RF,013VP,附属功能：
1、向外扫气，定期排放积聚在容积控制箱内气垫中的裂变气体产物；,2、在设备预加热操作时，用氮气清除水中排出的溶解氧，或在反应堆停闭期间，使用氮气以降低一回路水中氢浓度。
3、反应性控制（中子毒物控制）,
（2）反应性控制硼酸溶液的化学补偿,
（1）反应性变化的原因燃料消耗；裂变产物、毒物（135氙、149钐等），它们是吸收中子的毒物，并且浓度随功率变化而变化；一回路冷却剂温度变化的温度效应。
（4）反应性慢变化的控制措施加硼稀释除硼,（3）反应性控制的目的补偿燃耗和毒物带来的负反应性控制轴向功率偏差控制R棒（温度调节棒）位在调节带内保证停堆深度,稀释,硼化,除硼,自动补给,硼酸控制反应性的优缺点：
优点：
硼酸溶于水中，不需要任何额外空间就能起到吸收中子的作用，可省去大量控制棒，简化了堆芯布置和反应堆压力容器顶部结构。
可溶性硼酸均匀弥散在慢化剂中,消除了采用控制棒时造成的堆芯内中子通量密度不均匀现象。
反应堆运行时,控制棒几乎可以全部抽出堆芯,使堆芯功率分布均匀,对提高燃耗深度有利。
缺点：
由于改变冷却剂硼浓度是通过向一回路注入浓硼酸或纯水同时排出等量的一回路水来实现的，这一过程一般需要几分钟到几十分钟才能完成。
因此,这种办法对反应性调节速度较慢，因而仅适于控制较慢的反应性变化。
电厂升温过程中反应性的变化、燃耗引起的反应性变化和裂变产物氙和钐引起的反应性变化属于此类。
对于补偿快速的反应性变化，如多普勒效应、空泡效应、快速的负荷跟踪和紧急停堆等必须采用控制棒。
硼酸控制的反应性量占总的反应性控制量的70%左右。
硼酸浓度对慢化剂的温度系数有着重要的影响，在较高的硼浓度下，可能出现正的慢化剂温度系数，这是运行安全所不希望的。
在压水堆核电厂，为了保证反应堆安全运行，规定了反应堆工作温度下冷却剂的硼浓度不应大于1400ppm的限值。
4.化容系统的辅助功能,为主泵提供轴封水为稳压器提供辅助喷淋水事故工况下，上充泵即为高压安注泵一回路为单相（满水）时的压力控制一回路的充水、排气和水压试验,二、化容系统的组成,化容系统由以下管路组成：
下泄回路净化回路上充回路轴封水和过剩下泄回路另外，化容系统还有一条低压下泄管线和一条除硼管线。
002VP,003VP,001EX,003DI,001DI,002RF,安全壳,上充流,001FI,RRI,010VP,013VP,去2环冷段路,自3环路冷段,去稳压器,050VP,227VP,007VP,008VP,009VP,046VP,下泄回路,017VP,去容控箱,去净化回路,自上充泵,当核电厂在稳态功率运行时，一回路系统某个环路的冷却剂泵的出口处的下泄流先进入再生热交换器壳侧和三组下泄节流孔板中的一组减温减压后，离开安全壳，再通过下泄热交换器管侧冷却到树脂床允许的工作温度，又经低压下泄控制阀再减压后，经过滤器除去颗粒杂质，进入混合床离子交换器，除去以离子状态存在于冷却剂中的裂变产物和腐蚀产物。
017VP,030VP,026VP,001FI,002FI,TEP系统,REA系统,002BA,001DE,002DE,003DE,上充泵,自下泄回路,上充,净化回路,混合床离子交换器,阳床离子交换器,当下泄流高于57时，将被导向旁路管线，进入容控箱或导入硼回收系统，以避免离子交换树脂受到高温而破坏。
002BA,001EX,050VP,046VP,033VP,034VP,001PO,002PO,003PO,RIS012VP,RIS013VP,下泄流,往一回路,最小流量线,222VP,223VP,去下泄孔板,227VP,往稳压器,上充回路,RPE,RRI,021RF,258VP,259VP,过剩下泄,088VP,089VP,RRI,003RF,005FI,RCP001PO,RCP002PO,RCP003PO,004FI,003FI,061VP,002P,003P,001P,002BA,033VP,034VP,轴封回水,安全壳,轴封水,轴封水及过剩下泄回路,TEP,RRA,化容系统流程简图,除硼回路,TEP,002BA,002DE,003DE,001DE,002FI,001FI,004FI,003FI,001EX,002RF,021RF,003RF,002PO,003PO,001PO,005FI,RRI,RRI,010VP,227VP,050VP,033VP,034VP,061VP,003VP,RRI,017VP,030VP,026VP,RIS013VP,RIS012VP,013VP,366VP,367VP,310VP,082VP,过剩下泄,轴封回流,主泵轴封,RIS,REA,046VP,RPE,258VP,259VP,REA018VB,TORCP,TOPZR,001DI,003DI,一回路冷端,主要设备特性,1.再生式热交换器RCV001EX该热交换器以上充流为冷源进行热量回收，完成下泄流一次降压前的一次降温，以防汽化。
正常运行时，管侧的上充流可将壳侧的下泄流的温度从292.4降至140，与此同时，上充流的温度从540C升至2660C。
2.降压孔板RCV001003DI降压孔板使下泄流的压力15.5MPa降至下泄热交换器的工作压力2.4MPa。
三个并联的孔板通常只需一个投运，正常流量为13.6m3/h。
主要设备特性,3.下泄热交换器RCV002RF下泄热交换器完成下泄流的二次降温。
下泄流进入RCV002RF的管侧，壳侧RRI的水将下泄流二次降温至460C，使其低于净化系统的工作温度并防止二次降压的汽化。
RCV002RF的冷源是设备却水，出口温度由设备冷却水流量调节阀RRI55VN调节。
4.下泄控制阀RCV013VP下泄控制阀实现下泄流的二次降压至0.20.5MPa，使其低于净化系统的工作压力。
稳压器为双相时，RCV013VP调节孔板下游的压力，稳压器为水实体时，RCV013VP用来控制一回路系统的压力。
主要设备特性,5.除盐器前过滤器RCV001FI该过滤器用来吸附尺寸大于5m的固体颗粒，以保护离子交换树脂不受污染和堵塞。
6.三通阀RCV017VP离子交换树指的工作温度是46-62.50C。
当下泄流温度高于570C时,该阀将自动切换,使下泄流走旁路，不经除盐器，直接流入容控箱。
7.混床除盐器RCV001和002DE混床除盐器按比例混合装入阳离子、阴离子两种交换树脂，除去一回路冷却剂中大多数离子态裂变产物（除铯、钼、钇外）和腐蚀产物。
下泄流只流经两台并联混床除盐器中的一台，正常流量为13.6m3/h,主要设备特性,8.阳床除盐器RCV003DE它被安装在混床除盐器之后，主要用来除去铯和锂，净化一回路水质并调节一回路的pH值。
9.三通阀RCV026VP当需要减少一回路水中硼的含量时，用此阀将水导向硼回收系统，用它的阴床除盐器除去水中的硼。
10.除盐器后过滤器RCV002FI它被安装在除盐器之后，用来除去树脂碎粒。
主要设备特性,11.容积控制箱RCV002BA容积控制箱的容积为8.9m3，水容积为3.6m3，正常压力为0.22MPa，正常温度为460C。
容积控制箱的作用，一是用来吸收稳压器不能吸收的一回路水容积的变化；二是作为除气塔，使一回路放射性气体从这里释放出来，定期排往废气处理系统；三是作为上充泵的高位给水箱，为上充泵提供水源。
主要设备特性,12.上充泵RCV001003PO三台并联的上充泵是多级卧式离心泵，由两列安全电源供电，电源电压为6.6kV，A列供RCV001PO，B列只能供RCV002和003PO中的一台。
每台上充泵的额定流量为34m3/h，可将容控箱的来水升压到17.7MPa送入一回路。
每台上充泵装有一台齿轮增速器驱动油泵RCV007009PO和一台电动辅助油泵RCV004006PO。
正常运行时，用齿轮油泵润滑，启动时则用电动油泵提供顶轴油压。
正常运行时只投一台上充泵，事故情况作高压安注泵时，要求立即启动两台泵。
设计上允许在这种情况下，即使电动油泵不可用和在齿轮油泵给出有效油流量之前也能启动上充泵。
主要设备特性,13.上充流量调节阀RCV046VP此阀调节上充流量，使稳压器水位处于程控液位。
其最小流量为6m3/h，以保证下泄流得到充分冷却；其最大流量为25m3/h,以保证轴封水的供给。
14.过剩下泄热交换器RCV021RF它被用来冷却过剩下泄流，.冷源为设备冷却水。
15.轴封回流热交换器RCV003RF它被用来冷却轴封回流水和上充泵的最小流量管线，冷源为设备冷却水。
一、REA系统功能,反应堆硼和水补给系统（REA）,功能：
是化学和容积控制系统的支持系统，为化学和容积控制系统主要功能的实现起保证作用：
1当化学和容积控制系统进行容积控制时，为反应堆冷却剂系统提供所需的除气除盐含硼水；,2当化学和容积控制系统进行化学控制时，制备和注入联氨（N2H4），氢氧化锂（LiOH）等化学药剂；,3当化学和容积控制系统进行中子毒物控制时，提供浓硼酸溶液或除气除盐水。
辅助功能：
1为主泵的第三道轴封提供清洗水，为第二道轴封的平衡管供水；,2提供稳压器卸压箱的喷淋水；,3为换料水箱提供含硼浓度为2000mg/kg的初始充水和补水；,4为安全注射系统的硼注入箱提供含硼浓度21000mg/kg的初始充水和补水；,5在化容系统扫气时，向容积控制箱充水。
1、补水回路2、硼补充回路3、硼酸配置回路4、化学添加剂制备回路,四个部分：
300m3,300m3,81m3,81m3,81m3,20L,二、REA系统的组成,N2,中间储存水箱,蒸发器,除气器,水,水,化学物添加箱,硼酸溶液储存箱,换料水箱,安注系统,来自除盐水分配系统,硼酸制备,LiOHN2H4,卸压箱,主泵2道密封平衡管,上充泵,另一台机组,混合箱,为了向化学和容积控制系统提供除盐水，有两个容积各为300m3的水箱，系两台机组共用。
正常运行时，一个箱对两台机组供水，另一个箱处于充水或备用状态。
水箱的水源来自硼回收系统，当初次充水或硼回收系统供水不足时，可由核岛除盐水分配系统经辅助给水系统的除氧器除气后供给。
1补水回路,2硼补充回路4%硼浓度（7000mg/kg）的硼酸溶液储存在三个贮存箱（各81m3）内，其中一个储存箱为两台机组共用，另外两个储存箱则每台机组各用一个。
这种硼酸溶液来自硼回收系统或由硼酸溶液配制回路提供。
3硼酸配置回路浓度为7000mg/kg和21000mg/kg的硼酸溶液是在两个机组共用的硼酸溶液配制箱中配制的。
配制时将结晶状的硼酸（H3BO3）同来自核岛除盐水分配系统的除盐而未除氧的水相混合。
4化学添加剂制备回路在反应堆冷却剂系统启动和运行过程中，需要通过化学和容积控制系统添加联氨以除氧，或加入氢氧化锂以调节冷却剂的PH值，为此，硼和补给水系统中每台机组各有一个化学物添加箱，其容积为20L。
需要添加化学药物时，将化学药物倒入添加箱内，然后用硼和补给水系统的除盐除氧水冲到上充泵入口，由上充泵充注到冷却剂系统中。
反应堆硼和水补给系统流程简图,除盐除氧水贮存箱,硼酸溶液配制箱,硼酸溶液贮存箱,1、正常补给操作时硼酸溶液经REA065VB，除盐除氧水经REA016VD单流或者合流进入混合流道，最后，通过REA018VB被送到上充泵入口。
2、稀释、硼化操作时稀释操作时，除盐除氧水单流进入混合流道。
此时REA065VB置于关闭；硼化操作时，硼酸溶液单流进入混合流道。
此时，REA016VD置于关闭；自动补给和手动补给操作时，除盐除氧水和硼酸溶液按计算的流量比合流进入混合流道，此时，REA065VB和016VD都置于开启。
3、直接硼化时在事故情况下，可以使用由电动隔离阀REA210VB控制的直接硼化管线，以增加硼水的流量，将硼酸溶液直接送到上充泵入口。
4、化学加药管线在机组启动或运行时，需向一回路加入联铵和氢氧气锂等化学药品。
此时，将药品倒入REA006BA，除盐除氧水将药品送至上充泵。
化学药品混合罐,5、与PTR001BA的连管硼浓度REA系统通过装有REA200VB和202V的管线与PTR001BA相连，保证其充水或补水，其硼酸溶液的硼浓度为2100士100g/g。
6、从PTR001BA到硼酸泵入口也有一条管线，在上充泵、低压安注泵都停运，或硼酸溶液贮量不足，又需要向一回路注硼时，允许打开REA192VB，硼酸泵将PTR001BA的硼水注入一回路。
余热排出系统（RRA）,课程目标掌握RRA系统的功能熟悉RRA系统的组成熟悉RRA系统的运行范围,核安全三要素,反应性控制。
反应堆的冷却（核燃料释热的疏导）。
包容反射性物质。
反应堆停堆后，虽然以裂变为机制的核功率在很短的时间内降到了零，但裂变产物以衰变为机制的剩余功率，即余热，还将存在。
反应堆停堆后的剩余功率下图所示。
堆功率,反应堆停堆后的剩余功率,7%,时间（h）,1%,剩余功率,剩余功率,停堆,1,2,3,0,Pn%,100%,93%,5,4,余热排出系统又叫停堆冷却系统。
核电厂设计安全规定明确要求，核电厂必须设置一个用来排出堆芯余热的系统，该系统必须能以一定的速率从堆芯及一回路系统排出以下各项热量：
（1）堆芯剩余发热；
（2）一回路及余热排出系统流体和设备的显热；（3）主泵运行加给一回路的热量。
一、RRA系统功能,排出堆芯和RCP余热，将其温度降低至冷停堆工况；在反应堆停堆及装卸料或维修操作，导出燃料发出的余热，将一回路水保持在冷态温度；在反应堆停堆和启动过程中而主泵未投运时保证一回路冷却剂的强制循环。
1、RRA主要功能：
2、辅助功能,换料结束后，可用RRA系统将反应堆水池硼水打回换料水箱。
当一回路压力低到正常下泄管路失效后，RRA-RCV联接管保障下泄流，净化一回路冷却剂。
RCP单相时，RRA为RCP提供低温超压保护。
反应堆余热排出系统的组成,01PO,02PO,01RF,02RF,024VP,025VP,13VP,15VP,14VP,RIS,RIS,114VP,01VP,21VP,RCP一环路冷管段,去稳压器卸压箱,120VP,018VP,115VP,121VP,RCP三环路冷管段,RCP二环路热管段,自RCV除盐装置下游,PTR,PTR,旁路管线,最小流量管线,与PTR的连接管线余热排出泵入口与PTR001、002PO入口间的联络管线用于：
在PTR系统作为RRA系统应急备用时，PTR002PO通过该管线吸入一回路的水，进行冷却和处理；在余热排出热交换器维修后进行动态排气操作时，余热排出泵将通过这条管线从换料水箱吸水。
余热排出热交换器的出口总线与PTR001、002RF出口之间相连的管线用于：
在PTR系统作为RRA系统应急备用时，由PTR系统代为冷却和处理的反应堆冷却剂由该管线送回一回路；换料后，余热排出泵通过该管线将反应堆换料腔的水送回PTR001BA。
两种设计比较：
1法国设计：
不是安全设施系统，但按照安全设施系统设计；体现：
冗余，泵，电动阀可由应急柴油机供电；整个系统布置在安全壳内。
停堆后第二阶段去除余热；其它情况隔离。
2西屋公司设计：
部分设备与低压安注系统兼容，按照安全设施系统设计；布置在核辅助厂房；停堆后第二阶段去除余热；功率运行时做好安注准备。
余热排出系统的运行,1）投运前的准备在反应堆正常运行时，余热排出系统是被隔离的。
余热排出系统被用于反应堆停堆冷却的第二阶段。
第一阶段：
在反应堆冷却开始时，反应堆热量由蒸汽发生器排出，所产生的蒸汽通过汽轮机旁路排入凝汽器或大气（当凝汽器失效时），压力由稳压器调节，有一台主泵在运行。
由于反应堆冷却速率的限值为28/h，约须4h。
第二阶段：
当一回路的温度为160180，压力为2.42.8MPa时，余热排出系统投入运行。
反应堆热量主要由余热排出系统导出。
余热排出系统的运行,投运条件（该系统的正常启动由热停堆过渡到冷停堆的过程中进行）一回路冷却剂平均温度为160180一回路压力为2.42.8MPa在余热排出系统升压和加热过程中，要限制冷却剂和泵壳之间的温差不超过60。
余热排出系统的运行,2）正常运行在反应堆从冷停状态开始加热升温时，余热排出系统主要用来控制一回路的升温速率，使升温速度控制在28/h余热排出系统的流量一般恒定在1000m3/h，冷却速率为压力容器和蒸汽发生器允许的最大降温速度28/h。
在120时，停顿一下，调整二回路流体特性，使蒸汽发生器处于湿保养状态；当温度下降到70时，操纵员可停下尚在运行的主泵。
余热排出系统的运行,3）退出运行余热排出系统的正常停运在反应堆从冷停堆向热停堆过渡的过程中进行。
余热排出系统停运的条件反应堆启动时，一回路平均温度在160180，一回路压力为2.42.8MPa（主泵可以运行），稳压器可以控制一回路压力，至少两台主泵在运行且蒸汽发生器可用。
余热排出系统停运过程中的主要操作是降温、降压并与一回路隔离。
应该强调的是，要对余热排出系统入口的隔离阀进行泄漏检测，以确保其隔离功能。
系统的运行总结：
1）运行参数范围：
一回路压力从大气压到2.8MPa;冷却剂平均温度范围：
10180oC.2）余热排出系统的正常启动：
反应堆由热停堆过渡到冷停堆。
投入运行的条件一回路平均温度160180oC，压力在2.42.8MPa之间。
3）电厂升温过程中余热排出系统的运行：
从冷停状态开始加热升温，控制一回路的升温，控制在28/h。
4）余热排出系统的停运：
从冷停堆向热停堆过渡的过程，停运条件，一回路平均温度160180oC，压力在2.42.8MPa。
1、RRI系统的功能,冷却功能隔离作用,设备冷却水系统（RRI）,.冷却功能,系统向核岛内各热交换器提供冷却水（冷却所有位于核岛内的带放射性水的设备；冷却某些安全保护系统、余热排出系统的泵和热交换器、燃料水池的热交换器等）；将其热负荷通过SEC（重要厂用水系统）传到海水中去。
.关于隔离作用,该系统是一回路系统与重要厂用水系统之间的屏障。
在核设备泄露的情况下，它能避免对环境的污染，而当重要厂用水系统有泄露时，设备冷却水系统又能避免生水对核设备的污染。
缓冲箱,泵,热交换器,热交换器,设备冷却水系统（RRI）,核岛设备,海水（SEC）,RRI系统作用原理,2.RRI系统的组成,对于每一个机组，RRI都设有两条独立管线（A列和B列）和一条公共管线，在两个机组之间还设有一条共用管线。
DEG冷冻水,SEC,SEC,01PO,03PO,02PO,04PO,01RF,03RF,02RF,04RF,05RF,01BA,02BA,独立管线B列用户,独立管线A列用户,公共管线用户,两机组共用管线用户,一、二回路取样,系列B,系列A,核岛设备冷却水系统流程原理图,二号机组RRI系统,泵：
设冷水系统的每一条管线上并联地设置两台泵，在事故上况下每一台泵都能提供所需要的100流量，额定流量为2200m3/h；板式热交换器：
换热面积大，流量1500m3/h（50%）；波动箱：
容积10m3，保持泵的吸入压力，补偿可能的泄漏，承受水容积的膨胀变化。
它能给系统补充水，补充水来自核岛的除盐水系统，波动箱中的水过满时可将多余的水排放到核岛排气及疏水系统,该系统可分为两大部分：
（1）一部分主要用于专设安全设施及冷停堆。
这一部分按双重容量设计，通过系列A和系列B组成两条独立的冷却管线。
（2）另一部分是事故时不需要冷却的设备，它们由两条管线中的一条提供冷却。
1.独立管线两条独立管线为反应堆安全设施和冷停堆必不可少的冷却器提供冷源。
这些冷却器都需要有100%的冗余。
因此，独立管线被设计为分别由应急电源A列和B列供电，使在事故情况下，每条独立管线都有100%的提供必要冷却的能力。
两条独立管线分别由两台100%容量的单级离心泵、两台50%容量的以SEC为冷源的板式热交换器、一个有效容积为8.5m3的缓冲箱及相应的管道和仪表组成。
RRI系统独立管线的用户有：
2.公共管线RRI公共管线的用户是在事故情况下不需投入的那些冷却器。
这些冷却器可借助阀门的切换由独立管线系列A或系列B提供冷却水。
在事故情况下，则通过电动阀门使其
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