压水堆核电厂二回路热力系统

核电厂二回路热力系统

压水堆核电厂二回路热力系统是将热能转变为电能的动力转换系统。将核蒸汽供应系统的热能转变为电能的原理与火电厂基本相同，两种情况都是建立在朗肯循环基础之上的，当然二者也有重大差别，现代典型的压水堆核电厂二回路蒸汽初压约6.5MPa，相应的饱和温度约为281℃,蒸汽干度99.75%; 而火力发电厂使用的新蒸汽初压约18MPa，温度为535℃甚至更高。因此，压水堆核电厂的理论热效率必然低于火电厂。火力发电厂与压水堆核电厂毛效率的参考数字分别约为39%和34%。火力发电厂通常将在高压缸作功后的排汽送回锅炉进行火力再热; 在核电厂，用压水堆进行核再热是不现实的，只能采用新蒸汽对高压缸排汽进行中间再热。此外，火电厂的烟气回路总是开放的。在一个开式系统中，排入大气的工作后的载热剂温度总是高于周围环境的温度，也就是说，一些热量随载热剂排入大气而损失掉了。而核电厂的冷却剂回路总是封闭的。这不仅从防止放射性物质泄漏到环境是必须的，从热力学角度讲，它提高了循环的热效率。

核电厂二回路系统的功能如下：

构成封闭的热力循环，将核蒸汽供应系统产生的蒸汽送往汽轮机作功，汽轮机带动发电机，将机械能变为电能。作为蒸汽和动力转换系统，在核电厂正常运行期间，本系统工作的可靠性直接影响到核电厂技术经济指标。

从安全角度讲，二回路的另一个主要功能是将反应堆衰变热带走，为了保证反应堆的安全，二回路设置了一系列系统和设施，保障一回路热量排出，如蒸汽发生器辅助给水系统、蒸汽排放系统、主蒸汽管道上卸压阀及安全阀等就是为此设置的。

控制来自一回路泄漏的放射性水平。二回路系统设计上，能提供有效的探测放射性漏入系统的手段和隔离泄漏的方法。

同常规发电厂的实际热力系统一样，核电厂二回路热力系统，可分为局部热力系统和全面热力系统（又称为全厂热力系统）。局部热力系统表示某一热力设备同其它设备之间或某几个设备之间的特定联系，而全面热力系统则表示全部主要的和辅助的热力设备之间的特定联系。

为了便于实际热力系统的构造和分析，通常的方法是绘制热力系统图。为了不同的目的，绘制热力系统的方法也有所区别。只表示热力设备之间的本质联系，相同的设备只用一个表示，不表示备用设备,设备之间的联系以单线表示，管道附件一般不表示。按照这样的原则所绘制的热力系统，称为原则性热力系统。它只说明功率运行工况系统热力设计特征，是原理性的。

与原则性热力系统相对应的，是全面性热力系统。它给出全部热力设计（主要的辅助的和备用的）以及按照选定循环将热能转化为电能过程中所必要的全部设备、连接管路、阀门等部件。

它要反映系统的实际情况（包括各种工况下工质可能的通过路径，反映同类设备和备用设备的连接及切换方式等）。因此，全面性系统图决定了主设备和辅助设备的数量和类型，它是编制电厂设备和部件明细表的依据。未作说明时，本章所列二回路系统图均为原则性系统图。

西屋公司设计的压水堆核电厂二回路热力

系统

图8.1所示为西屋公司设计的压水堆

核电厂二回路热力系统图。该系统由蒸汽

发生器二次侧，汽轮发电机组、凝汽器、

凝结水一给水系统及主要设备之间的管线

和阀门组成。汽轮机采用的是一台双流高

压缸和三台双流低压缸配置，串联在一根轴上，来自新蒸汽母管的主蒸汽管道经主汽阀和调节阀进入汽轮机，主汽阀用于停机时切断蒸汽供应；调节阀则用于按电网负荷的要求调节进汽量。从主蒸汽母管有一旁路管线与汽轮机并联，当电网阶跃大幅度降负荷或甩负荷时，蒸汽经此旁路管线排往凝汽器。

该系统的基本特征是凝汽器真空除氧，在给水泵上游没有单独设置除氧器，这种设计在西屋公司二回路设计中经常被采用。凝结水由凝结水泵及主给水泵唧送，顺次经过若干回热加热器加热。图中的七级回热加热器分成两组，从凝结水泵至主给水泵之间的属于低压加热器，主给水泵至蒸汽发生器之间的属高压加热器。加热蒸汽凝结生成的疏水逐级自流，进入加热器疏水箱，或经疏水泵升压打入主给水管道。除凝结水和给水回热加热器外，还设有轴封蒸汽凝汽器和主给水泵汽轮机凝汽器来加热凝结水或给水，以便利用热能。

在高低压缸之间，还设有汽水分离再热器对高压缸排汽进行汽水分离和两级再热，采用两台汽动给水泵输送给水至蒸汽发生器。

秦山1期的二回路热力系统

图8.2是我国自行设计的秦山核电厂1期机组二回路原则性系统图。该机组设有三级低压加热器、三级高压加热器、一级除氧器，具有汽水分离和二级再热。汽轮机组采用一台双流高压缸和两台双流低压缸配置，给水泵采用的是电动离心泵。回热加热器的疏水按逐级自流方式，高压加热器的疏水按逐级自流汇入除氧器，低压加热器疏水逐级自流最终汇入凝汽器。

大亚湾核电厂二回路热力系统

图8.3所示为英国通用电气公司为大亚湾核电厂提供的二回路热力系统图，汽轮机采用一台双流高压缸和三台双流低压缸，采用两级再热，回热加热系统由4级低压加热、两级高压加热和一台除氧器，给水泵采用的是两台50%容量的汽动给水泵和一台50%容量的电动给水泵。

概述返回上级

主蒸汽系统的功能是把蒸汽发生器产生的蒸汽送到各用汽点。这些蒸汽用户有下列各设备和系统：汽轮机；汽轮机轴封系统；汽水分离再热器；通向凝汽器和大气的蒸汽排放系统；主给水泵汽轮机；辅助给水泵汽轮机；除氧器等。

就核电厂的安全功能而言，主蒸汽系统与主给水系统或辅助给水系统相配合，能在电厂正常运行工况和事故工况下导出反应堆释放的热量，为了实现这一功能可与蒸汽排放系统联合使用。

系统描述返回上级

以三环路的大亚湾核电厂为例,从每台蒸汽发生器顶部引出一根主蒸汽管道。三根主蒸汽管道分别穿过安全壳，进入主蒸汽隔离阀管廊，并以贯穿件作为主蒸汽管道在安全壳上的锚固点。三根主蒸汽管穿过主蒸汽隔离阀管廊后进入汽轮机厂房，然后合并为一根公共的蒸汽母管。从蒸汽母管将蒸汽引往各用汽设备及系统，如图8.4所示。

每台蒸汽发生器出口处都装有限流却，从而给核电厂提供保护。

蒸汽隔离阀管廊的主蒸汽管道上装有7安全阀，它们分为两组，一组是4动作的弹簧加载安全阀，另一组为3先导阀的控制机构。动力操作的安全阀整定值都低于蒸汽发生器的设计压力；4台弹簧加载的安全阀的整定点高于蒸

汽发生器的设计压力。

在每根主蒸汽管道上设有主蒸汽隔离阀，主蒸汽隔离阀为快速隔离阀，在正常运行工况为全开；在事故工况下(比如一根主蒸汽管道破裂)，在收到主蒸汽隔离信号后5s 内关闭。它是对称楔形双闸板闸阀。此外，还有一只与主蒸汽隔离阀并联的主蒸汽隔离阀旁路阀，这个旁路阀在汽轮机暖管过程中可打开提供小股蒸汽流量;此外在打开主蒸汽隔离阀前先打开此阀门以均衡主蒸汽隔离阀两侧压力,以便于主蒸汽隔离阀的开启。

主蒸汽管道的管径按最大蒸汽流量工况下，流速不超过50m/s 的原则确定。

在主蒸汽隔离阀上游，还设有一个气动蒸汽排放控制阀，它属于蒸汽排放系统，当需要时向大气排放蒸汽。除执行蒸汽排放功能外,气动蒸汽排放控制阀可用来对电厂冷却降温。还有一只向辅助给水泵汽轮机供汽的接管。

另外，在主蒸汽隔离阀上游装有一只氮气供应管线，作为蒸汽发生器干、湿保养用。

鉴于所采用的新蒸汽为饱和汽的特点，在主蒸汽系统的若干处设有足够容量和性能完好的疏水装置，供启动、运行和停机过程中疏水。每条疏水管线设有气动隔离阀和单向止回阀。三条主蒸汽管线来的冷凝水先收集在疏水贮罐内，然后送到凝汽器或排放容器，或当凝汽器不能用时送到常规岛废液排放系统。

在汽轮机厂房内，从蒸汽母管引出四根管道与汽轮机主汽门(截止阀)相连接。此外，还有两条通往凝汽器两侧的蒸汽旁路排放总管。与它连接的还有通向除氧器的蒸汽供汽和排放管线、通向两台主给水泵汽轮机供汽管线以及去汽轮机轴封的供汽管线、通向汽水分离再热器的新蒸汽管线。两条蒸汽旁路排放总管由一根平衡管线连接在一起。

主蒸汽系统的主要设计参数见表8.1

蒸汽管线的压力必须低于所属的蒸汽发生器在所有的可能运行工况下的压力。因此设计基准与蒸汽发生器二次侧相同。动力操作安全阀的整定点低于蒸汽发生器的设计压力，以达到限制蒸发器二次侧压力的作用。考虑到蒸汽管线压降、阀门特性和整定点误差，整定值定为8.3MPa。对于自行动作的弹簧加载安全阀，它们的整定点高于蒸汽发生器二次侧设计压力，为使在事故工况下，系统载荷的最大处的最高压力不超过设计压力的110％，考虑到蒸汽管线压降、阀门特性和整定点误差，将整定点定为8.7MPa。

安全阀是防止一、二回路超压的最后保护措施，其总排放量取为额定蒸汽流量的110％，但单只安全阀排放量受下列条件限制：在反应堆热停堆工况下，当一只安全阀失控开启时，不会导致反应堆所不允许的过度冷却。

回热加热器按汽水介质传热方式不同可分为混合式和表面式两种。混合式加热器为汽水直接混合传热；表面式则由传热管将加热蒸汽和被加热水分隔开，通过传热管壁实现热传递。按表面式加热器水侧压力不同，位于凝结水泵和给水泵之间的加热器属于低压加热器，给水泵下游的加热器叫做高压加热器。

混合式加热器

混合式加热器可将水加热至蒸汽压力下的饱和温度，即无端差，经济性好；由于没有金属传热面分隔，结构简单，并能去除所含气体，除氧器就是一个混合式加热器。但是混合式加热系统的缺点是在加热器出口需配备水泵，有的水泵在高温条件下工作，汽轮机变工况运行时，会影响水泵工作可靠性，因而要备用水泵。为了防止水泵汽蚀，每台水泵上游要有高位水箱，这些都使

得采用混合式加热器系统时系统和厂房布置复杂，增加设备投资。

表面式加热器

表面式加热器通过金属壁将加热蒸汽的凝结放热量传递给凝结水或给水，因有传热阻力，一般不能将水加热至加热蒸汽压力下的饱和温度。加热蒸汽压力对应的饱和温度和加热器出口水温之差称为端差。由于端差的存在，加大了蒸汽的作功能力损失，降低了电厂的热经济性。加热器设备造价较高。然而，就整个由表面式加热器组成的给水加热系统而言，却比混合式加热系统简单，运行也较安全可靠。因而，在现代电厂中，除除氧器外，普遍采用表面式加热器。

（1）表面式加热器出口端差

给水温度一定时，减小端差后可使抽汽压力降低，抽汽在汽轮机中的作功量就可以增加，可见，汽轮机的经济性随加热器差减小而提高，但减少端差的主要办法是增加传热面，增加加热器传热面使金属耗量和投资费用都要增加。经济的端差值要通过综合技术经济分析确定。

（2）表面式加热器结构特点

表面式加热器多用U型管作为传热管的管壳式加热器。放置方式有立式和卧式两种，立式加热器占地面积小，便于检修，但对厂房高度有要求，且传热系数不及卧式加热器。单管试验表明，在同一凝结放热条件下，横管放热系数约为竖管的1.7倍。因此，卧式加热器得到日益广泛的应用。图8.5所示为我国大亚湾核电厂采用的卧式低压加热器，它由一个壳体、U形管束，防蒸汽冲击板、隔板、管板和给水进、出口水室等组成。U形管胀接在管板上，管板再与水室和壳体焊在一起。给水从水室端下部进入，经U形管束从上半水室流出；加热蒸汽进入壳体遇到防蒸汽冲

击板后，流向管束与壳体之间的环形蒸汽空间，沿U形管长度均匀分布，进入加热管束加热给水，凝结水由壳体底部的疏水口排出。

大亚湾核电厂的卧式

高压加热器也是U形管表面

式热交换器，加热蒸汽与给

水流程与低压加热器情况

类似。所不同的是，高压加

热器除冷凝段外，还有独立的疏水冷却段。疏水冷却段位于加热器底部一个独立的罩壳内，其内部设有挡板，使加热蒸汽的凝结水与管内侧给水逆流流动，提高传热效果，以使疏水温度进一步降低，使该级疏水自流到压力低一级的加热器时尽量减少对下一级抽汽的影响。

（3）加热器的连接方式

在确定加热器的连接式时，应考虑到便于加热器退出运行检修，系统对给水

温度影响小和系统简单等因素。

近代大型核电厂，二回路加热器连接方式采用多列大旁路的设计。多列是指一级加热器分成几个并联的小加热器；大旁路是指几级加热器常联在一

起，共用一个旁路管线。大亚湾核电厂低压加热器连接情况是:由凝结水抽取

系统送来的凝结水，经隔离阀后分成三条并联管线，分别经过第1、2级低压

加热器后，汇入母管中，经隔离阀后分成两列进入相互串联的第3、4级低压

加热器，第4级低压加热器出口的凝结水汇入一条管线至除氧器。因此，对

于第1、2级低压加热，分成三列；第3、4级分成两列。每列的入口和出口

设有隔离阀，同时有旁路阀。一列之内的相邻加热器间不设隔离阀，若某列

的第3级加热器故障需隔离时，则该列中两级加热器的进出口隔离阀关闭，

这时有1/2凝结水量经旁路阀与经过另一列两级加热器的1/2凝结水在出口

混合后进入除氧器，此时给水温度有所降低，但机组的功率仍能维持100%。

这种设计的主要优点是系统相对简单，设备投资费用小。与多列大旁路对应

的是小旁路连接方式。实际上是每一台加热器进出口都设置隔离阀和旁路阀，

这种设计的好处是将加热器故障隔离对给水温度的影响减小到最小，但系统

复杂，不适合大型电厂。

抽汽系统返回上级

各级低压加热器的蒸汽来自低压缸抽汽。在从低压缸通往加热器的抽汽管道上装有逆止阀和隔离阀，逆止阀的位置尽量靠近抽汽口，以减少中间容积，防止汽轮机甩负荷时蒸汽或水倒流入汽轮机；隔离阀位置靠近加热器端，防止加热器传热管破裂或疏水受堵造或壳侧满水时倒流入抽汽管道。

大亚湾核电厂二回路一、二级低压加热器直接布置在凝汽器喉部，这样大大缩短了抽汽管道长度，减小了湿汽容积，降低了汽轮机超速的危险性，所以这种情况下抽汽管道上不装逆止阀和安全阀。

用于高压加热器的抽汽来自高压缸，抽汽管线上设有逆止阀和隔离阀，设置原则与上述低压加热器的相同。

疏水系统返回上级

加热蒸汽在加热器或管道内的凝结水称为疏水。这里讲的疏水指加热器壳侧的凝结水。疏水方式有采用逐级自流的连接系统、采用疏水泵的连接系统和疏水冷却器系统。

逐级自流疏水系统疏水泵系统疏水冷却器系统

表面式加热器的疏水利用相邻加热

器之间的压力差，将抽汽压力较高的加热

器内的疏水逐级自流至相邻压力较低的

一级加热器中，这样的疏水系统称为逐级

自流疏水系统。对一个全部采用逐级自流

的疏水系统，高压加热器逐级自流疏水至

除氧器；对于除氧器前面几级低加加热

器，疏水最终导入凝汽器。

(点击图片可放大)

这种自流疏水系统(图8.6 )，不增添

任何设备，系统简单，但经济性差。这是由于从较高压力的加热器的疏水流到较低压力的加热器时，部分闪蒸蒸汽就排挤了一部分低压加热蒸汽，即减少了汽轮机的较低压力抽汽量。若保持汽轮机功率不变，势必增加凝汽循环发电量，最后增加了在凝汽器中的热损失。同时，疏水经过最后一级加热器排入凝汽器，热量被循环水带走，从而又引起额外的热损失。若逐级自流的疏水，最后不排到凝汽器，而是送入热阱或凝结水泵入口，则经济性会有所改善。

疏水系

统

加热蒸汽在加热器或管道内的凝结水称为疏水。这里讲的疏水指加热器壳侧的凝结水。疏水方式有采用逐级自流的连接系统、采用疏水泵的连接系统和疏水冷却器系统。

逐级自流疏水系统疏水泵系统疏水冷却器系统

疏水泵系统是将回热加热器

壳侧的疏水由疏水泵升压后送入

凝结水或给水管路中（见图8.7）。

为了保证热经济性，疏水在与主

凝结水混合时必须最接近于可逆

过程，即使两者之间的温差尽可

能小。所以用疏水泵将疏水送入

(点击图片可放大)

加热器之后（按主凝结水流动方

向）的主凝结水管道去的系统的

热经济性好。这种疏水系统使主凝结水的加热温度较高，最接近于热经济最好的混合式加热器回热系统，但由于疏水量不大，约为主凝结水量的5%~15%，因而与主凝结水混合后使主凝结水额外温升不多，约0.5℃左右，所以这一系统的热经济性仍比采用混合式加热器的系统约低0.4%。

采用疏水泵使得系统复杂，投资增加，耗厂用电，维修运行费用提高。因此，一般在低压的热器末级或次末级使用。例如，我国大亚湾核电厂，二回路系统第3、4级低压加热器的疏水经疏水泵送入第3、4级低压加热器之间的凝结水管道中

压水堆核电厂二回路热力系统课程设计

1．设计目的和要求 本课程设计是学生在学习《核电站系统及运行》课程后的一次综合训练，是实践教学的一个重要环节。通过课程设计使学生进一步巩固、加深所学的理论知识并有所扩展；学习并掌握压水堆核电厂二回路热力系统拟定与热平衡计算的方法和基本步骤；锻炼提高运算、制图和计算机应用等基本技能；增强工程概念，培养学生对工程技术问题的严肃、认真和负责态度。 通过课程设计应达到以下要求： （1）了解、学习核电厂热力系统规划、设计的一般途径和方案论证、优选的原则； （2）掌握核电厂原则性热力系统计算和核电厂热经济性指标计算的内容和方法； （3）提高计算机绘图、制表、数据处理的能力； （4）培养学生查阅资料、合理选择和分析数据的能力，掌握工程设计说明书撰写的基本原则。 2．任务和内容 本课程设计的主要任务，是根据设计的要求，拟定压水堆核电厂二回路热力系统原则方案，并完成该方案在满功率工况下的热平衡计算。 本课程设计的主要内容包括： （1）确定二回路热力系统的形式和配置方式； （2）根据总体需求和热工约束条件确定热力系统的主要热工参数； （3）依据计算原始资料，进行原则性热力系统的热平衡计算，确定计算负荷工况下各部分汽水流量及其参数、发电量、供热量及全厂性的热经济指标； （4）编制课程设计说明书，绘制原则性热力系统图。

3．热力系统原则方案确定方法 3.1 热力系统原则方案 电站原则性热力系统表明能量转换与利用的基本过程，反映了发电厂动力循环中工质的基本流程、能量转换与利用过程的完善程度。为了提高热经济性，压水堆核电厂二回路热力系统普遍采用包含再热循环、回热循环的饱和蒸汽朗肯循环，其典型的热力系统组成如图1所示。 图1 典型压水堆核电厂二回路热力系统原理流程图 3.1.1 汽轮机组 压水堆核电厂汽轮机一般使用低参数的饱和蒸汽，汽轮机由一个高压缸、2~3个低压缸组成，高压缸、低压缸之间需要设置外置式汽水分离器。高压缸发出整个机组功率的40%~50%，低压缸发出整个机组功率的50%~60%。最佳分缸压力=（0.1~0.15）蒸汽初压。

第五章 压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统

核电厂系统与设备 2015/11/11 11 第五章二回路凝结水系统及 给水系统 2015年秋季 核电厂系统与设备 2015/11/11 2 5.1 凝结水抽取系统 第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统 5.1.1 系统功能 可概括为：凝结、除气、抽真空、收集、输送等功能，即： ——作为热力循环的冷源，将汽轮机排汽冷凝成凝结水，并进行除氧，经4级低压加热器送到除氧器； ——与汽轮机抽汽系统一起为汽轮机建立和维持一定的真空； ——向蒸汽旁路系统、汽轮机排汽口喷淋系统等提供冷却水及向一些泵提供轴封水； ——接收各处来的疏水并维持系统的凝结水量。 系统主要由凝汽器、凝结水泵、给水管线（去低压加热器）、疏水接收罐等组成。 核电厂系统与设备 2015/11/11 3 1、凝汽器工作原理简图 第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统 5.1.2 凝结水抽取系统描述 核电厂系统与设备 2015/11/11 4 第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统 5.1.2 凝结水抽取系统描述 1、凝汽器工作原理 凝汽器（又称冷凝器）实际上是一种表面式热交换器，循环冷却水（海水）在管束内流过，使在管束外流动的蒸汽冷凝，在热力循环中它起着冷源的作用。 在凝汽器蒸汽凝结空间为汽水两相共存，其压力是蒸汽凝结温度下的饱和压力。一般情况下，蒸汽凝结温度接近环境温度，如40℃的蒸汽凝结温度所对应的饱和压力为0.0075MPa ，远低于大气压力。因此，形成了高度真空。同时凝汽器抽真空系统及时抽出凝汽器内不凝结气体，维持凝汽器内的压力恒定不变。 核电厂系统与设备 2015/11/11 5第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统 5.1.2 凝结水抽取系统描述 2、凝汽器 大亚湾核电站每台机组设置了三台单独的凝汽器，分别安装在三个低压缸的下部。每台凝汽器由壳体、膨胀连接件、管板、管束、水室、热阱等部分组成。 表面式凝汽器：由于饱和蒸汽轮机的排气量要比同容量的常规汽轮机大得多，因此，核电厂的凝汽器也比较大。它的设计容量为85%的额定新蒸汽流量，在额定负荷下工作压力是43×10-4MPa。 核电厂系统与设备 2015/11/11 6 第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统 5.1.2 凝汽器结构简图 1）壳体：壳体顶部汽入口通过橡胶膨胀件与低压缸排汽口相连。 2）哑铃状橡胶膨胀件； 3）管板：为双层管板结构，内层管板材料为碳钢，外层管板材料为铝青铜，以防止海水腐蚀。管板尺寸为 5526mm ×2488mm ×35mm ； 4）管束：有两组独立的换热管束，每组管束有6808根，传热管外径25.5mm ，厚0.71mm 、长16700mm 。 5）水室和热阱：每组管束都有相同且相对独立的进、出口水室，每个凝汽器有一个收集凝结水的热阱。

第七章 压水堆核电站的二回路系统及设备

第七章压水堆核电站的二回路系统及设备 7.1 主蒸汽系统 主蒸汽系统将蒸汽发生器产生的新蒸汽输送到主汽轮机和其他用汽设备及系统。与主蒸汽系统直接相关的设备是：主汽轮机高压缸、汽轮机轴封系统(CET)、汽水分离再热器(MSR)、蒸汽旁路排放系统(GCT)、主给水泵汽轮机(APP)、辅助给水泵汽轮机(ASG)、除氧器(ADG)和蒸汽转换器(STR)。 三台蒸汽发生器顶部引出的三根外径为Φ812.8mm主蒸汽管，分别穿过反应堆厂房(安全壳)；进入主蒸汽隔离阀管廊，并以贯穿件作为主蒸汽管在安全壳上的锚固点。穿过主蒸汽隔离阀管廊后进入汽轮机厂房，然后合并为一根外径为Φ936mm的公共蒸汽母管，再将蒸汽引向各用汽设备和系统。如图7.1所示。 在主蒸汽隔离阀管廊中的每根主蒸汽管道上装有一个主蒸汽隔离阀，其下游安装了一个横向阻尼器。主蒸汽隔离阀上游的管道上装有7只安全阀，一个大气排放系统接头和一个向辅助给水泵汽轮机供汽的接头。大气排放系统接头和辅助给水泵汽轮机供汽接头之所以要接在主隔离阀的上游，是考虑到当二回路故障蒸汽隔离阀关闭时大气排放系统和辅助给水系统还能工作。 在主蒸汽隔离阀两侧还接有一条旁路管，其上装有一个气动隔离阀，在机组启动时平衡主蒸汽隔离阀两侧的蒸汽压力，并在主蒸汽管暖管时提供蒸汽。 在汽轮机厂房内，从蒸汽母管上引出四根Φ631mm的管道与主汽轮机的四个主汽门相连，向汽轮机高压缸供汽。此外，从蒸汽母管两头还引出二条通往凝汽器两侧的蒸汽旁路排放总管。管上各引出6条通往凝汽器的蒸汽排放管，去主给水泵汽轮机、除氧器、蒸汽转换器、汽水分离再热器和轴封的供汽管。两条蒸汽排放总管由一根平衡管线连接在一起。 (1)主蒸汽隔离阀 主蒸汽隔离阀为对称楔形双闸板闸阀。正常运行时全开，但在收到主蒸汽管线隔离信号后能在5秒内关闭。 隔离阀的执行机构是一个与氮气罐相连的液压缸。氮气进入液压缸活塞的上部，其名义bar a。氮气的膨胀力使隔离阀关闭。为开启阀门，设有一套汽动油压泵液压系压力为198. bar a液压油进入液压油缸活塞的下部，克服氮气的压力和开启阻统，产生名义压力为329. 力使阀门开启，见图7.2。快速关阀是由快速排泄液压油缸活塞下部的油液实现的。 控制分配器用于关闭主蒸汽隔离阀。它们由电磁阀操纵。当电磁阀通电时，分配器开启，将液压油缸活塞下部的液体通过常开隔离阀排出，主蒸汽隔离阀在氮气压力作用下迅速关闭。两条排油管线是冗余的，单独一条管线就足以使阀门在5秒内关闭。

船用核动力二回路热力系统动态仿真_张杨伟

第42卷增刊原子能科学技术 Vo l.42,Suppl. 2008年9月Atomic Ener gy Science and T echno logy Sep.2008 船用核动力二回路热力系统动态仿真 张杨伟,蔡 琦,蔡章生 (海军工程大学核能科学与工程系,湖北武汉 430033) 摘要:基于船用核动力装置运行安全分析,建立了二回路系统两相流通用仿真软件模型,实现了人工干预条件下复杂两相流流体网络系统的动态特性实时仿真,拓展了目前核动力装置通用安全分析程序的研究范围。以二回路快速降负荷为例,对仿真模型的性能进行了验证。结果表明:该软件模型能准确反映船用二回路系统的动态特性,可用于事故处置规程和控制系统功能的验证。该模型也可用于核电站饱和蒸汽系统仿真软件的开发。 关键词:船用核动力;饱和蒸汽;仿真模型;运行安全分析收稿日期:2008-06-26;修回日期:2008-07-26 作者简介:张杨伟(1978 ),男,浙江浦江人,讲师,博士研究生,核反应堆安全分析专业 中图分类号:T K 262 文献标志码:A 文章编号:1000-6931(2008)S0-0176-06 Simulation on Secondary Loop of Marine Nuclear Power ZH A NG Yang -w ei,CAI Qi,CAI Zhang -sheng (D ep ar tment o f N uclear Ener gy S cience and Engineer ing ,N aval Univer sity of Engineer ing ,W uhan 430033,China) Abstract: Based on o perational safety analy sis of marine nuclear pow er,a g eneral tw o -phase flow simulatio n model for nuclear secondary loop system w as established,w hich can fit the needs of rea-l time dynam ic sim ulation of com plex tw o -phase fluid netw o rks under m anual intervention conditio ns,and expand the r each field o f current g eneral safety analysis prog ram o f nuclear pow er plant.As an ex ample,the capability o f the simulatio n model was validated by taking simulatio n o f r apidly pow er r educing co ndition of secondary loop.T he results indicate that the mo del reflects the dy nam ic character is -tics of seco ndary loo p system of m arine nuclear pow er properly ,and can be used to val-i date the accident treatm ent reg ulation and function o f contr ol sy stem.T he m odel can a-l so fit the needs of dev elo ping saturated steam system sim ulation softw are of nuclear pow er station. Key words:marine nuclear pow er;saturated steam;simulatio n m odel;operational safety analysis 核电厂二回路热力系统与反应堆一回路系统具有很大的耦合性,在分析系统运行安全性 时须考虑二回路系统动态过程对反应堆的影响。因此,在现有基础上开发配套的二回路热

大亚湾核电站二回路系统图

一．蒸汽系统： 1主蒸汽系统 2汽轮机旁路排放系统 2.1向冷凝器排放系统 2.2向除氧器排放系统 2.3向大气排放系统 3汽水分离再热器系统（2个）功能：1.除去高压缸排气中约98%的水分2.提高进入低压缸的蒸汽温度，使之成为过热蒸汽 3.1再热蒸汽系统 3.2抽泣再热系统（来自高压缸） 3.3汽水分离器 3.4再热器放弃系统 3.5再热器泄压系统 5 汽轮机轴封系统功能：汽轮机启动时，向主汽轮机的高压缸，低压缸端部轴封，给水泵汽轮机端部轴封及汽轮机截止阀和调节阀密封供汽，防止空气进入气缸影响抽真空 5.1压力控制器 5.2分离器 5.3轴封蒸汽凝汽器 5.4轴封蒸汽凝汽器疏水箱 5.5排气风机 5.6调节风门 5.7管线 6汽轮机蒸汽和疏水系统功能：（1 向汽轮机高压缸公报和蒸汽2把高压缸排气送到汽水分离再热器3自汽水分离再热器想低压缸供过热蒸汽4启动时排除暖机过程中形成的水5连续运行时排除验证其流动方向分离出的水6在瞬态过程中排出饱和蒸汽形成的水） 6.1蒸汽回路系统 6.2疏水回路系统 7 蒸汽转换器系统功能（） 8 辅助蒸汽分配系统 二．给水加热系统（功能：（1 与冷凝器抽中控系统CVI和循环水系统CRF一起为汽轮机建立和维持真空2 将进入冷凝器的蒸汽凝结成水3 将凝结水从冷凝器热井中抽出，生涯后经低压加热器送到除氧器4接受各疏水箱来的水5 向其他设备提供冷却水和轴封用水） 1凝结水抽取系统 1.1三台并联冷凝器 1.2三台凝结水泵 1.3两个疏水接受箱 1.4汽轮机疏水箱 1.5凝结水过滤器 1.6除氧气水位控制阀 1.7再循环控制阀 1.8冷凝器补水控制阀 2低压给水加热器系统功能：利用汽轮机低压缸抽汽加热给水，提高记住热力循环的效率2.1凝结水系统 2.2抽气系统

压水堆核电厂二回路初步设计说明书

哈尔滨工程大学本科生课程设计（二） 压水堆核电厂二回路热力系统 初步设计说明书 班级： 学号： 姓名： 院系名称：核科学与技术学院 专业名称：核工程与核技术 指导教师:

目录 摘要……………………………………………………………………………… 1 设计内容与要求……………………………………………………………… 2 热力系统原则方案确定……………………………………………………… 2.1总体要求和已知条件………………………………………………… 2.2热力系统原则方案…………………………………………………… 2.3主要热力参数选择…………………………………………………… 3 热力系统热平衡计算………………………………………………………… 3.1 热平衡计算方法……………………………………………………… 3.2 热平衡计算模型……………………………………………………… 3.3 热平衡计算流程……………………………………………………… 3.4 计算结果及分析……………………………………………………… 4 结论 附录……………………………………………………………………………… 附表1 已知条件和给定参数…………………………………………… 附表2 选定的主要热力参数汇总表…………………………………… 附表3 热平衡计算结果汇总表………………………………………… 附图1 原则性热力系统图………………………………………………参考文献…………………………………………………………………………

摘要 本课程设计是学生在学习《核动力装置与设备》、《核电厂运行》课程后的一次综合训练，是实践教学的一个重要环节。通过课程设计使学生进一步巩固、加深所学的理论知识并有所扩展；学习并掌握压水堆核电厂二回路热力系统拟定与热平衡计算的方法和基本步骤；锻炼提高运算、制图和计算机应用等基本技能；增强工程概念，培养学生对工程技术问题的严肃、认真和负责态度。 按照初步设计基本流程，首先确定压水堆核电厂二回路热力系统原则方案，并根据已知条件和给定参数，选择确定一、二回路工质的主要热力参数，然后采用定功率计算法对热力系统原则方案进行100%功率下的热平衡计算，确定核电厂效率、总蒸汽产量、总给水量、汽轮机耗汽量、给水泵功率和扬程等主要参数，为二回路热力系统方案设计和优化提供基础。 1.设计内容及要求 本课程设计的主要任务，是根据设计的要求，拟定压水堆核电厂二回路热力系统原则方案，并完成该方案在满功率工况下的热平衡计算。 本课程设计的主要内容包括： （1）确定二回路热力系统的形式和配置方式； （2）根据总体需求和热工约束条件确定热力系统的主要热工参数； （3）依据计算原始资料，进行原则性热力系统的热平衡计算，确定计算负荷工况下各部分汽水流量及其参数、供热量及全厂性的热经济指标； （4）编制课程设计说明书，绘制原则性热力系统图。 通过课程设计应达到以下要求： （1）了解、学习核电厂热力系统规划、设计的一般途径和方案论证、优选的原则； （2）掌握核电厂原则性热力系统计算和核电厂热经济性指标计算的内容和方法； （3）提高计算机绘图、制表、数据处理的能力； （4）培养学生查阅资料、合理选择和分析数据的能力，掌握工程设计说明书撰写的基本原则。

核电厂系统与设备电子书思考题

第二章压水堆核电厂 从电能生产的观点看，压水堆核电厂有那些部分组成？各自作用是什么？从热力循环的观点看，压水堆核电厂有几个回路组成？各自作用是什么？与沸水堆电厂相比，压水堆核电厂热力循环有何特点？这样做有何利弊？核电厂的厂址须满足什么要求？ 核电厂厂区分哪几部分？平面布置应考虑哪些因素？ 核电厂主要有哪些厂房？ 什么叫T 形布置？什么是L 形布置？各有何利弊？核电厂系统和设备及构筑物的安全分级、抗震分类、质保分组是如何规定的？解释名词：多道屏障；纵深防御；单一故障准则；安全功能。 第三章反应堆冷却剂系统与设备 为什么一回路系统的压力选得那样高？ 试述稳压器的工作原理。轴封式反应堆冷却剂泵是如何解决冷却剂沿轴的泄漏问题的？ 为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统？ 什么是汽蚀？它对泵的工作有何危害？如何防止发生汽蚀？ 什么是比转数？一台泵有几个比转数？按比转数范围划分，反应堆冷却剂泵属于那一类？其特性曲线有何特点？ 蒸汽发生器二次侧工质的流程如何？为什么给水环作成倒“J”形？沿给水环周向给水分配均匀吗? 循环倍率对传热、流动和汽水分离效果有哪些影响？为应付断电事故，一回路系统及设备设计上采取了哪些措施？ 解释名词： 无延性转变温度；必须汽蚀余量；可用汽蚀余量；比转数；循环倍率。 第四章一回路主要辅助系统 为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统？

现代核电厂化容系统对于降低放射性水平效果如何？为什么？ 为净化一回路水, 化学和容积控制系统采取了那些措施? 设备冷却水系统在何种工况下的负荷最大？为什么? 利用硼酸进行反应性控制有何特点和局限？ 化容系统是如何实现容积控制的? 反应堆停闭 3 个小时了, 这时剩余发热由什么系统带走? 核岛的最终热阱是什么?废热如何排到热阱? 用于正常停堆后余热排出的系统有哪些？ 现代压水堆核电厂停对后热量排出系统由哪些? 第五章专设安全设施系统 专设安全设施系统在设计上有何特殊要求？ 对于设计基准事故，安全注入系统的设计的验收标准有哪些？ 发生大破口失水事故后，安全注入系统有哪些响应？为什么要采用冷 -热端同时再循 环注入？ 什么是非能动系统？采用非能动系统对安全设施系统设计有何意义？发生失水事故后安全壳内氢气的来源有哪些？如何控制安全壳内氢浓度？专设安全设施系统设计中，为保证管线打开或关闭成功，往往采用什么办法？简述辅助给水系统的功能、设置、动力源特点。 安全壳喷淋系统的作用、系统设置、启动条件和运行方式。 第六章核电厂热力学 最简单的蒸汽动力装置的热力循环是什么循环？它由哪些过程组成？在压水堆核 电厂各过程什么设备中进行？ 在P-V图，t-s图及h-s图上画岀饱和蒸汽理想朗肯循环。 相同温度限下以卡诺循环的热效率最高，为什么采用饱和蒸汽的热力循环不能采用卡诺循环？

压水堆核电厂二回路热力系统初步设计说明书

工程大学本科生课程设计 压水堆核电厂二回路热力系统初步设计说明书

目录 目录 (1) 摘要 (2) 1、设计容及要求 (2) 1.1设计要求 (2) 1.2设计容 (2) 2、热力系统原则方案 (2) 2.1汽轮机组 (3) 2.2蒸汽再热系统 (3) 2.3给水回热系统 (3) 3、主要热力参数选定 (4) 3.1一回路冷却剂的参数选择 (4) 3.2二回路工质的参数选择 (4) 3.2.1蒸汽初参数的选择 4 3.2.2蒸汽终参数的选择 4 3.2.3蒸汽中间再热参数的选择 4 3.2.4给水回热参数的选择 5

3.3 主要参数汇总表................................................................... . (5) 4、热力计算方法与步骤 (9) 4.1计算步骤如下面的流程图 (9) 4.2根据流程图而写出的计算式 (10) 5、程序及运行结果 (12) 6、热力系统图 (19) 7、结果分析与结论 (20) 8、参考文献 (20) 摘要 该说明书介绍了一个1000MW核电厂二回路热力系统设计过程。该设计以大亚湾900MW核电站为母型，选择了一个高压缸，三个低压缸，设有两级再热器的汽水分离器，四个低压给水加热器，一个除氧器，两个高压给水加热器。蒸汽发生器的运行压力为 5.8MPa，高压缸排气压力为0.77MPa，一级再热器抽汽压力2.76MPa，低压缸进口过热蒸汽压力为0.74MPa,温度为259.34℃，冷凝器的运行压力为5.32kPa，给水温度为216.53℃。高压给水加热器疏水逐级回流送入除氧器，低压给水加热器疏水逐级回流送入冷凝器。各级回热器和再热器的蒸汽采用平均分配，抽汽流过高、低压热器后，蒸汽全部冷凝成疏水，疏水为对应压力下的饱和水。 进行热力计算时，采用热平衡求出各设备的耗汽量，再采用迭代法，根据电功率要求可求出蒸汽发生器蒸汽产量，进而求出堆芯热功率，即可得出电厂效率。

压水堆核电厂二回路热力系统初步设计说明书

压水堆核电厂二回路热力系统初步设计说明书

目录 目录 (1) 摘要 (1) 1、设计要求 (1) 2、设计内容 (1) 3、热力系统原则方案 (2) 3.1 汽轮机组 (2) 3.2 蒸汽再热系统 (2) 3.3 给水回热系统 (2) 4、主要热力参数选定 (3) 4.1 一回路冷却剂的参数选择 (3) 4.2 二回路工质的参数选择 (3) 4.2.1 蒸汽初参数的选择 (3) 4.2.2 蒸汽终参数的选择 (3) 4.2.3 蒸汽中间再热参数的选择 (3) 4.2.4 给水回热参数的选择 (3) 5、热力计算方法与步骤 (4) 5.1 计算步骤如下面的流程图 (4) 5.2 根据流程图而写出的计算式 (5) 6、你热力计算数据 (8) 6.1 已知条件和给定参数 (8) 6.2 主要热力参数选定 (9) 6.3 热平衡计算结果表格 (13) 6.4 程序及运行结果 (14) 6.4.1 用MA TLAB程序如下。 (14) 6.4.2 运算结果如下图所示。 (17) 7、热力系统图 (21) 8、结果分析与结论 (22) 9、参考文献 (22)

摘要 二回路系统是压水堆核电厂的重要组成部分，其主要功能是将反应堆一回路系统产生并传递过来的热量转化为汽轮机转动的机械能，并带动发电机组的转动，最终产生电能。 二回路系统的组成以郎肯循环为基础，由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、冷凝器、凝水泵、给水泵、给水加热器等主要设备以及连接这些设备的汽水管道构成的热力循环，实现能量的传递和转换。反应堆内核燃料裂变产生的热量由流经堆芯的冷却剂带出，在蒸汽发生器中传递给二回路工质，二回路工质吸热后产生一定温度和压力的蒸汽，通过蒸汽系统输送到汽轮机高压缸做功或耗热设备的使用，汽轮机高压缸做功后的乏汽经汽水分离再热器再热后送入低压缸继续做功，低压缸做功后的废气排入冷凝器中，由循环冷却水冷凝成水，经低压给水加热器预热，除氧后用高压给水加热器进一步加热，后经过给水泵增压送入蒸汽发生器，开始下一次循环。 关键字：热平衡做功循环 1、设计要求 了解、学习核电厂热力系统规划、设计的一般途径和方案论证、优选的原则； 掌握核电厂原则性热力系统计算和核电厂热经济性指标计算的内容和方法； 提高计算机绘图、制表、数据处理的能力； 培养学生查阅资料、合理选择和分析数据的能力，掌握工程设计说明书撰写的基本原则。 2、设计内容 根据设计的要求，拟定压水堆核电厂二回路热力系统原则方案，并完成该方案在满功率工况下的热平衡计算。 本课程设计的主要内容包括： 确定二回路热力系统的形式和配置方式； 根据总体需求和热工约束条件确定热力系统的主要热工参数： 依据计算原始资料，进行原则性热力系统的热平衡计算，确定计算负荷工况下各部分汽水流量及其参数、发电量、供热量及全厂性的热经济指标； 编制课程设计说明书，绘制原则性热力系统图.

压水堆核电站二回路课程设计设计说明书知识讲解

压水堆核电站二回路课程设计设计说明书

专业课程设计说明书 压水堆核电厂二回路热力系统 初步设计 班级： 20131514 学号： 2013151417 姓名：汪功庆 指导教师：谷海峰 核科学与技术学院 2016 年 6 月

目录 1设计内容及要求 (1) 2热力系统原则方案确定 (1) 2.1总体要求和已知条件 (2) 2.2热力系统原则方案 (3) 2.3主要热力参数选择 (6) 3热力系统热平衡计算 (10) 3.1热平衡计算方法 (10) 3.2热平衡计算模型 (10) 4 计算结果的分析及计算中遇到的问题 (16) 5 结论 (17) 6心得体会 (18) 附录 (19) 附表1已知条件和给定参数 (19) 附表2选定的主要热力参数汇总表 (20) 附表3热平衡计算结果汇总表 (25) 附图1原则性热力系统图.............................................

1.设计内容及要求 本课程设计的主要任务，是根据设计的要求，拟定压水堆核电厂二回路热力系统原则方案，并完成该方案在满功率工况下的热平衡计算。 本课程设计的主要内容包括： （1）确定二回路热力系统的形式和配置方式； （2）根据总体需求和热工约束条件确定热力系统的主要热工参数； （3）依据计算原始资料，进行原则性热力系统的热平衡计算，确定计算负荷工况下各部分汽水流量及其参数、供热量及全厂性的热经济指标； （4）编制课程设计说明书，绘制原则性热力系统图。 本课程设计是学生在学习《核动力装置与设备》、《核电厂运行》课程后的一次综合训练，是实践教学的一个重要环节。通过课程设计使学生进一步巩固、加深所学的理论知识并有所扩展；学习并掌握压水堆核电厂二回路热力系统拟定与热平衡计算的方法和基本步骤；锻炼提高运算、制图和计算机应用等基本技能；增强工程概念，培养学生对工程技术问题的严肃、认真和负责态度。 通过课程设计应达到以下要求： （1）了解、学习核电厂热力系统规划、设计的一般途径和方案论证、优选的原则； （2）掌握核电厂原则性热力系统计算和核电厂热经济性指标计算的内容和方法； （3）提高计算机绘图、制表、数据处理的能力； （4）培养学生查阅资料、合理选择和分析数据的能力，掌握工程设计说明书撰写的基本原则。 2.热力系统原则方案确定 2.1总体要求和已知条件 压水堆核电厂采用立式自然循环蒸汽发生器，采用给水回热循环、蒸汽再热循环的热力循环方式，额定电功率为1000MW。汽轮机分为高压缸和低压缸，高压缸、低压缸之间设置外置式汽水分离再热器。 给水回热系统的回热级数为7级，包括四级低压给水加热器、一级除氧器和两级高压给水加热器。第1级至第4级低压给水加热器的加热蒸汽来自低压缸的抽汽，除氧器使用高压缸的排汽加热，第6级和第7级高压给水加热器的加热蒸汽来自高压缸的抽汽。各级加热器的疏水采用逐级回流的方式，即第7级加热器的疏水排到第6级加热器，第6级加热器的疏水排到除氧器，第4级加热器的疏水排到第3级加热器，依此类推，第1级加热器的疏水排到冷凝器热井。 汽水分离再热器包括中间分离器、第一级蒸汽再热器和第二级蒸汽再热器，中间分离器的疏水排放到除氧器；第一级再热器使用高压缸的抽汽加热，

压水堆核电厂二回路初步设计说明书

压水堆核电厂二回路初步设计说明书

哈尔滨工程大学本科生课程设计（二） 压水堆核电厂二回路热力系统 初步设计说明书 班级： 学号： 姓名： 院系名称：核科学与技术学院 专业名称：核工程与核技术

指导教师: 目录 摘要……………………………………………………………………………… 1 设计内容与要求……………………………………………………………… 2 热力系统原则方案确定……………………………………………………… 2.1总体要求和已知条件………………………………………………… 2.2热力系统原则方案…………………………………………………… 2.3主要热力参数选择…………………………………………………… 3 热力系统热平衡计算………………………………………………………… 3.1 热平衡计算方法……………………………………………………… 3.2 热平衡计算模型……………………………………………………… 3.3 热平衡计算流程……………………………………………………… 3.4 计算结果及分析……………………………………………………… 4 结论 附录……………………………………………………………………………… 附表1 已知条件和给定参数……………………………………………

附表2 选定的主要热力参数汇总表…………………………………… 附表3 热平衡计算结果汇总表………………………………………… 附图1 原则性热力系统图……………………………………………… 参考文献………………………………………………………………………… 摘要 本课程设计是学生在学习《核动力装置与设备》、《核电厂运行》课程后的一次综合训练，是实践教学的一个重要环节。通过课程设计使学生进一步巩固、加深所学的理论知识并有所扩展；学习并掌握压水堆核电厂二回路热力系统拟定与热平衡计算的方法和基本步骤；锻炼提高运算、制图和计算机应用等基本技能；增强工程概念，培养学生对工程技术问题的严肃、认真和负责态度。 按照初步设计基本流程，首先确定压水堆核电厂二回路热力系统原则方案，并根据已知条件和给定参数，选择确定一、二回路工质的主要热力参数，然后采用定功率计算法对热力系统原则方案进行100%功率下的热平衡计算，确定核电厂效率、总蒸汽产量、总给水量、汽轮机耗汽量、给水泵功率和扬程等主要参数，为二回路热力系统方案设计和优化提供基础。 1.设计内容及要求 本课程设计的主要任务，是根据设计的要求，拟定压水堆核电厂二回路热力系统原则方案，并完成该方案在满功率工况下的热平衡计算。 本课程设计的主要内容包括： （1）确定二回路热力系统的形式和配置方式； （2）根据总体需求和热工约束条件确定热力系统的主要热工参数； （3）依据计算原始资料，进行原则性热力系统的热平衡计算，确定计算负荷工况下各部分汽水流量及其参数、供热量及全厂性的热经济指标； （4）编制课程设计说明书，绘制原则性热力系统图。 通过课程设计应达到以下要求： （1）了解、学习核电厂热力系统规划、设计的一般途径和方案论证、优选

压水堆核电厂二回路热力系统

核电厂二回路热力系统 压水堆核电厂二回路热力系统是将热能转变为电能的动力转换系统。将核蒸汽供应系统的热能转变为电能的原理与火电厂基本相同，两种情况都是建立在朗肯循环基础之上的，当然二者也有重大差别，现代典型的压水堆核电厂二回路蒸汽初压约6.5MPa，相应的饱和温度约为281℃,蒸汽干度99.75%; 而火力发电厂使用的新蒸汽初压约18MPa，温度为535℃甚至更高。因此，压水堆核电厂的理论热效率必然低于火电厂。火力发电厂与压水堆核电厂毛效率的参考数字分别约为39%和34%。火力发电厂通常将在高压缸作功后的排汽送回锅炉进行火力再热; 在核电厂，用压水堆进行核再热是不现实的，只能采用新蒸汽对高压缸排汽进行中间再热。此外，火电厂的烟气回路总是开放的。在一个开式系统中，排入大气的工作后的载热剂温度总是高于周围环境的温度，也就是说，一些热量随载热剂排入大气而损失掉了。而核电厂的冷却剂回路总是封闭的。这不仅从防止放射性物质泄漏到环境是必须的，从热力学角度讲，它提高了循环的热效率。 核电厂二回路系统的功能如下： 构成封闭的热力循环，将核蒸汽供应系统产生的蒸汽送往汽轮机作功，汽轮机带动发电机，将机械能变为电能。作为蒸汽和动力转换系统，在核电厂正常运行期间，本系统工作的可靠性直接影响到核电厂技术经济指标。 从安全角度讲，二回路的另一个主要功能是将反应堆衰变热带走，为了保证反应堆的安全，二回路设置了一系列系统和设施，保障一回路热量排出，如蒸汽发生器辅助给水系统、蒸汽排放系统、主蒸汽管道上卸压阀及安全阀等就是为此设置的。 控制来自一回路泄漏的放射性水平。二回路系统设计上，能提供有效的探测放射性漏入系统的手段和隔离泄漏的方法。 同常规发电厂的实际热力系统一样，核电厂二回路热力系统，可分为局部热力系统和全面热力系统（又称为全厂热力系统）。局部热力系统表示某一热力设备同其它设备之间或某几个设备之间的特定联系，而全面热力系统则表示全部主要的和辅助的热力设备之间的特定联系。 为了便于实际热力系统的构造和分析，通常的方法是绘制热力系统图。为了不同的目的，绘制热力系统的方法也有所区别。只表示热力设备之间的本质联系，相同的设备只用一个表示，不表示备用设备,设备之间的联系以单线表示，管道附件一般不表示。按照这样的原则所绘制的热力系统，称为原则性热力系统。它只说明功率运行工况系统热力设计特征，是原理性的。 与原则性热力系统相对应的，是全面性热力系统。它给出全部热力设计（主要的辅助的和备用的）以及按照选定循环将热能转化为电能过程中所必要的全部设备、连接管路、阀门等部件。

核电站二回路水质的特殊要求

1 核电机组二回路水质的特殊要求 根据蒸汽发生器二次侧水中Na应低于5μg/L的规定，应通过蒸汽发生器盐类平衡计算，来确定凝结水除盐装置出口的水质标准。 大亚湾核电站蒸汽发生器盐类平衡计算: 蒸发量:Qv=5800t/h 排污量:QP = 70t /h 凝结水流量:Qc= 3460t/h 蒸发器蒸汽带水:0.25% 设蒸汽含Na量为Cv，凝结水含Na量为Cc,蒸汽发生器含Na量为Cp，可得出下列平衡式: Qc·Cc +Cv (Qv一Qc) = Qv·Cv十Qp·Cp 已知Cp = 5μg/L，代入上式可算得Cc =117μg/L 从计算的结果可知，只有凝结水除盐出口Na低于0. 117μg/L时，才能保证蒸汽发生器Na 低于5μg/L。因此，对大亚湾核电站的凝水精处理装置的出水标准，作了如下严格的规定: 阳离子电导<0. 08μS/cm; Na+<0. 1μg/L; C1一≤0.1μg/L; SO42≤0. 2μg/L; Fe≤1μg/L: SS≤1μg/L; Si02≤2μg/L。 按法国EDF的规定，大亚湾核电机组二回路侧给水pH为9.6-9.8。从目前情况看，给水pH 经常维持在9. 7，此时给水的加氨量为3. 3mg/L，若精处理混床保持氢型运行，每台机组每天需加25%的氨水1. 1t，如采用氨型运行，则将使再生酸碱、树脂损耗以及加氨量大大降低。但是据离子平衡计算，在凝结水pH为9. 6，混床氨型运行的条件下，要满足凝混床出水Na+,Cl-小于或等于0. lμg/L的要求，树脂分离后的交叉污染指标要分别达到阴中阳不大于0.008%，阳中阴不大于0.08%的水平，而目前几家投标公司的最好水平分别是Kennicott公司阴中阳小于0.07%，阳中阴小于0.4%,Filter公司阴中阳大于0.1%,阳中阴小于0.1%。因此，在pH 9.6的条件下要实现凝混氨型运行是很困难的。 2 各公司的技术特点 参加大亚湾核电站凝水精处理投标的共有五家外国公司，他们分别是英国GEC公司和Thompson Kennicott、公司、美国的Filter公司和Graver公司以及韩国的Kopec公司。 各公司的凝水除盐主系统设置见表1 。 2.1凝结水除盐主系统技术特点 2.1.1单一中压混床系统 系统流程为凝结水泵~混床~树脂捕捉器~增压泵~凝结水系统。 其优点为设备少、系统简单、投资省。在火力发电厂，特别是力热系统为有铜系统时，因给水pH必须维持得低一些，采用单一中压混床系统是可取的。 缺点为出水水质难以满足核电机组高标准的水质要求。在无铜系统电厂中，因给水pH高，混床运行周期短，比如当给水pH为9.6时，混床只能运行34h，造成再生频繁。运行成本高，树脂破损及更换频率也高。 2.1.2阳床+混床系统 系统流程为凝结水泵~阳床、混床~树脂捕捉器~后置过滤器(也可不设)~增压泵~凝结水系统。

压水堆核电厂二回路热力系统初步设计说明书——专业课程设计说明书

压水堆核电厂二回路热力系统初步设计说明书——专业课程设计说明书

专业课程设计说明书 压水堆核电厂二回路热力系统初步设计 班级：20111513 学号：2011151327 姓名：朱智强 指导老师：王贺

核科学与技术学院 2014年6月 目录 摘要 (2) 1设计内容及要求 (2) 2热力系统原则方案确定 (3) 2.1总体要求和已知条件 (3) 2.2热力系统原则方案 (3) 2.3主要热力参数选择 (4) 3热力系统热平衡计算 (10) 3.1热平衡计算方法 (10) 3.2热平衡计算模型 (10) 3.3热平衡计算流程 (14) 3.4计算结果及分析 (15) 4结论 (15) 附录 (16)

附表1已知条件和给定参数 (16) 附表2选定的主要热力参数汇总表 (17) 附表3热平衡计算结果汇总表...................................... 24 附图原则性热力系统图 (25) 参考文献 (26) 摘要 二回路系统的组成以郎肯循环为基础，由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、冷凝器、凝水泵、给水泵、给水加热器等主要设备以及连接这些设备的汽水管道构成的热力循环，实现能量的传递和转换。 初步设计压水堆核电厂二回路热力系统，使二回路能安全经济的完成其主要功能：反应堆内核燃料裂变产生的热量由流经堆芯的冷却剂带出，在蒸汽发生器中传递给二回路工质，二回路工质吸热后产生一定温度和压力的蒸汽，通过蒸汽系统输送到汽轮机高压缸做功或耗热设备的使用，汽轮机高压缸做功后的乏汽经汽水分离再热器再热后送入低压缸继续做功，低压缸做功后的废气排入冷凝器中，由循环冷却水冷凝成水，经低压给水加热器预热，除氧后用高压给水加热器进一步加热，后经过给水泵增压送入蒸汽发生器，开始下一次循环。 在确定二回路系统原则方案的基础之上，通过合理的参数选择与相关模型（物理模型、数学模型）的建立，对二回路系统各个环节确定其主要的工质参数。之后利用迭代（通过编程）结合热量平衡方程、质量平衡方程和汽轮机功率方程进行二回路系统原则方案进行100%功率下的热平衡计算，确定核电厂效率、总蒸汽产量、总给水量、汽轮机耗气量、给水泵功率和扬程等主要参数，为二回路热力系统方案的进一步设计和优化提供参考。 1.设计内容及要求 1.1设计内容