压水堆核电厂二回路热力系统概要

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

2013 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 热力系统原则方案 (3)

2.2 主要热力参数选择 (4)

3 热力系统热平衡计算 (5)

3.1 热平衡计算方法 (5)

3.2 热平衡计算流程 (6)

3.3 计算结果及分析 (8)

4 结论 (8)

附录 (8)

附表1 已知条件和给定参数 (8)

附表2 选定的主要热力参数汇总表 (9)

附表3 热平衡计算结果汇总表 (13)

附图1 原则性热力系统图 (15)

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。

该说明书介绍了一个1000MWe核电厂二回路热力系统设计及其设计过程。该设计以大亚湾900MWe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6.5MPa，高压缸排气压力为0.78MPa，一级再热器抽汽压力 2.8MPa，低压缸进口过热蒸汽压力为0.7045MPa,温度为265.9℃，冷凝器的运行压力为 5.9kPa，给水温度为224.69℃。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。排污水经净化后排进冷凝器。各级回热器和再热器的蒸汽分配合理，经过加热器后，蒸汽全部冷凝成疏水，整个系统电厂效率为30.04%。

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。

2、热力系统原则方案确定

该设计设有一个高压缸，三个低压缸，两级再热，七级回热，汽动给水泵。蒸汽发生器的运行压力为6.5MPa，冷凝器的运行压力为5.9kPa。

2.1热力系统原则方案

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、3个低压缸组成，高压缸、低压缸之间设置外置式汽水分离器。最佳分缸压力（即高压缸排汽压力）约为高压缸进汽压力的12%。

2、蒸汽再热系统

压水堆核电厂通常在主汽轮机的高、低压缸之间设置汽水分离-再热器，对高压缸排汽进行除湿和加热，使得进入低压缸的蒸汽达到过热状态，从而提高低压汽轮机运行的安全性和经济性。

汽水分离-再热器由一级分离器、两级再热器组成，第一级再热器使用高压缸抽汽加热，第二级再热器使用蒸汽发生器的新蒸汽加热。中间分离器的疏水排放到除氧器，第一级、第二级再热器的疏水分别排放到不同的高压给水加热器。

3、给水回热系统

给水回热系统由回热加热器、回热抽汽管道、凝给水管道、疏水管道等组成。回热加热器按照汽水介质传热方式不同分为混合式加热器和表面式加热器，在本设计中高压、低压给水加热器采用表面式换热器，除氧器采用混合式加热器。

高压给水加热器采用主汽轮机高压缸的抽汽进行加热，除氧器采用高压缸的排汽进行加热，低压给水加热器采用主汽轮机低压缸的抽汽进行加热。高压给水加热器的疏水采用逐级回流的方式，最终送入除氧器；低压给水加热器的疏水全部采用逐级回流的方式，最终送入冷凝器。在选择给水回热级数时，均衡了每增加一级加热器所增加设备投资费用和热效率的提高程度，所以最终选择回热级数

为7级（其中除氧器也算一级回热级数）。为了很好地适应机组变负荷运行，给水泵采取汽动方式，可以利用蒸汽发生器的新蒸汽驱动给水泵汽轮机，因而具有较好的经济性。给水泵汽轮机排出的废汽被送到冷凝器中。

本设计中使用热力除氧器对给水进行除氧，从其运行原理来看，除氧器就是一混合式加热器。来自低压给水加热器的给水以及高压给水加热器的疏水在除氧器中被来自汽轮机高压缸排汽加热到除氧器运行压力下的饱和温度，其中高压缸排汽的压力高于除氧器的运行压力，所以高压缸排汽在排入冷凝器之前需经过减压装置进行减压。除过氧的饱和水再由给水泵输送到高压给水加热器，被加热到规定的给水温度后再送入蒸汽发生器。

2.2 主要热力参数选择

1、一回路冷却剂的参数选择

设计时压水堆核电厂主回路系统的工作压力为15.2MPa，对应的饱和温度为343.26℃。为了确保压水堆的安全，反应堆在运行过程中必须满足热工安全准则，其中之一是堆芯不能发生水力不稳定性，所以反应堆出口冷却剂的欠饱和度选为18℃。

2、二回路工质的参数选择

二回路系统的参数包括蒸汽发生器出口蒸汽的温度与压力（蒸汽初参数）、冷凝器运行压力（蒸汽终参数）、蒸汽再热温度、给水温度和焓升分配等。

3、蒸汽初参数的选择

压水堆核电厂的二回路系统一般采用饱和蒸汽，蒸汽初温与蒸汽初压为一一对应关系。根据朗肯循环的基本原理，在其它条件相同的情况下，提高蒸汽初温可以提高循环热效率，为了提高核电厂经济性，二回路蒸汽参数选为6.5MPa。

4、蒸汽终参数的选择

在热力循环及蒸汽初参数确定的情况下，降低汽轮机组排汽压力有利于提

、循环冷却水温高循环热效率。但是，降低蒸汽终参数受到循环冷却水温度T

sw,1

以及冷凝器端差δt 的限制。

升ΔT

sw

凝结水的温度选为36℃，忽略了凝结水的过冷度，则冷凝器的运行压力等于凝结水温度对应的饱和压力。

5、蒸汽中间再热参数的选择

蒸汽再热器使用高压缸抽汽和蒸汽发生器新蒸汽加热，所以汽水分离再热器出口的热再热蒸汽（过热蒸汽）要比用于加热的新蒸汽温度要低15℃，既265.9℃，这样保证具有适当的传热温差。

计算中取再热蒸汽在第一、二级再热器中的焓升、流动压降相等。

6、给水回热参数的选择

当除氧器的工作压力选定以后，再分别对高压给水加热器和低压给水加热器进行第二次焓升分配。对于高压给水加热器，每一级的给水焓升129.365kJ/kg 对于低压给水加热器（包括除氧器），每一级的给水焓升为109.346kJ/kg。

具体参数看附表2

3、热力系统热平衡计算

3.1、热平衡计算方法

3.2、热平衡计算流程

一、核蒸汽供应系统热功率计算：

已知核电厂输出功率为N

e ，N

e

=1000MW=1000000kW，假设电厂效率为η

e,NPP

，

则反应堆热功率为：Q

r =N

e

/η

e,NPP

。

蒸汽发生器的蒸汽产量为：

D

s =Q

r

η

1

/【(h

fh

-h

s

,)+(1+ξ

d

)(h

s

,-h

fw

)】

其中：

η1为一回路能量利用系数，给定为0.995；

h

fh

为蒸汽发生器出口新蒸汽比焓，利用其出口温度280.9℃（饱和蒸汽），干度99.75%，算得该值为2774.19kJ/kg；

h

s

,为蒸汽发生器运行压力（6.5MPa）下的饱和水焓，1240.7kJ/kg；

h

fw

为蒸汽发生器给水比焓（6.5MPa，224.69℃），966.37kJ/kg；

ξd为蒸汽发生器排污率，取为1.05%

另外，G

fw =D

s

×（1+1.05%）。

二、二回路系统各设备耗汽量计算：

（1）、给水回热系统热平衡计算，确定汽轮机各级抽汽点的抽汽量及冷凝器出口凝给水流量G cd:

首先，假定凝给水量G cd；

其次，计算低压加热器抽气量：

G les,4=G

cd

*Δh

fw，l

/[（h

les,4

-h

lew,4

）*η

h

];

G les,3=[G

cd

*Δh

fw，l

-G

les,4

*(h

lew,4

-h

lew,3

)*η

h

]/[（h

les,3

-h

lew,3

）*η

h

];

G les,2=[G

cd

*Δh

fw，l

-（G

les,3

+G

les,4

)*(h

lew,3

-h

lew,2

)*η

h

]/[（h

les,2

-h

lew,2

）*

ηh];

G les,2=[G

cd

*Δh

fw，l

-（G

les,2+

G

les,3

+G

les,4

)*(h

lew,2

-h

lew,1

)*η

h

]/[（h

les,1

-h

lew,1

）

*η

h

]; 其中:

h les,j ，h

lew,j

-------第j级给水加热器加热蒸汽、疏水的比焓，kJ/kg；

Ηh------给水加热器的热效率；

Δh fw，l-------除氧器及低加给水焓升；

（2）给水泵计算，确定给水泵汽轮机的耗汽量；给水泵汽轮机进汽为新蒸汽，排汽参数等于高压缸排汽：

给水泵有效输出功率：N

fwp =G

fw

×1000×H

fwp

/ρ kW

耗汽量G

s,fwp =N

fwp

/（η

fwp,p

η

fwp,ti

η

fwp,tm

η

fwp,tg

H

a

）；

其中：

η

fwp,p

汽轮给水泵组的泵效率；

η

fwp,ti ，η

fwp,tm

，η

fwp,tg

分别给水泵组汽轮机的内效率、机械效率和减

速器效率；

H

a

为高压缸进出口焓降，kJ/kg；

H

fwp

为给水泵的压升，MPa。

（3）、汽轮发电机组耗汽量计算，确定计算工况下汽轮机高压缸、低压缸以及汽水分离再热器以及除氧器的耗汽量:

Ⅰ、低压缸耗汽量G

s，lp

，根据质量平衡，有：

G

s,lp =G cd-G

s,fwp

-ξ

d

×D

s

；

低压缸的功率N

l

：

N

l = G

s,lp

×(h

l,i

-h

l,z

)-G

les,4

×(h

les,4

-h

l,z

)-G

les,3

×(h

les,3

-h

l,z

)- G

les,2

×

(h

les,2-h

l,z

)- G

les,1

×(h

les,1

-h

l,z

)；

其中：

h

l,i 、h

l,z

低压缸进、出口蒸汽焓值，kJ/kg；

Ⅱ、汽水分离再热器：

第二级再热器用新蒸汽加热，其耗汽量：

G

s,rh2=G

s,lp

×(h

rh2, z

-h

rh2,i

)/(h

zes，2

-h

zew，2

)；

第一级再热器用高压缸抽汽加热，其耗汽量为：

G s,rh1=G s,lp×(h rh1, z-h rh1,i)/(h zes，1-h zew，1)；其中：

h

rhj, z ，h

rhj,i

第J级再热器出、进口蒸汽焓值，kJ/kg；

h

zes，j ，h

zew，j

第J级再热器抽汽、疏水焓值，kJ/kg；

Ⅲ、高压加热器抽气量：

G

hes,2=[G

fw

*Δh

fw，h

- G

s,rh2

*(h

zew，2

-h

hew,2

)*η

h

]/[(h

hes,2

-h

hew,2

)*η

h

]；

G

hes,1=[G

fw

*Δh

fw，h

- G

s,rh1

*(h

zew，1

-h

hew,1

)*η

h

-G

hes,2

*(h

hew,2

-h

hew,1

)*η

h ]/[(h

hes,1

-h

hew,1

)*η

h

]；

其中：

Δh

fw，h

高压加热器给水焓升，kJ/kg；

h

hes,j

，h

hew,j

第J级高压加热器抽气、疏水焓值，kJ/kg；

Ⅳ、高压缸耗汽量G

s，hp

，根据能量平衡，有：

N

h =N

e

/η

m

η

ge

-N

l

；

G

s,hp =[N

h

+G

hes,2

×(h

hes,2

-h

h,z

)+G

s,rh1

×(h

zes，1

-h

h,z

)+G

hes,1

×

(h

hes,1-h

h,z

)]/(h

h,i

-h

h,z

)；

分离器疏水:

G

0=G

s,lp

×（1-X

sp,i

）/X

sp,i

;

其中：

η

m、η

ge

汽轮机组机械效率和发电机效率；

h

h,i ，h

h,z

高压缸进出口焓值，kJ/kg；

X

sp,i

汽水分离器进口蒸汽干度

Ⅴ、除氧器：利用高压缸排汽进行加热，其耗汽量：

G

s,dea =[G

fw

×h

dea,z

-(G

hes,2

+G

hes,1

+G

s,rh1

+G

s,rh2

)×h

hew,1

-G

cd

×h

dea,i

-G

×h

]/h

h,z

;

其中：

h

dea,z ，h

dea,i

除氧器进出口的焓值，kJ/kg；

h

汽水分离器疏水焓值，kJ/kg；

（4）确定对应的新蒸汽耗量G

s ，进一步求出对应的给水量G

fw

，由G

fw

和各

级加热器的疏水量，求出G

cd2，G

cd2

=G

fw

-（G

s,dea

+G

+G

hes,6

）

（5）比较G

cd 与G

cd2

，若相对误差大于1%，返回步骤（1）进行迭代计算，

直到满足精度要求为止。

（6）确定二回路系统总的新蒸汽耗量D

s2=G

s,fwp

+G

s,rh2

+G

s,hp

三，核电厂热效率计算：根据以上步骤计算得到的新蒸汽耗量，计算反应堆的热功率：

Q

r2=D

s2

×[(h

fh

-h

s

,)+(1+0.0105)×(h

s

,-h

fw

)]/η

1

进而可以计算出核电厂效率为：

η

e,NPP2=N

e

/Q

r2

=1000000/Q

r2

四,计算精度判断:将计算得到的核电厂效率η

e,NPP2与初始假设的η

e,NPP

比

较,若绝对误差小于0.1%,即完成计算,否则以η

e,NPP2

为初始值，返回进行迭代计算。

3.3、计算结果及分析

计算结果：见附表3；

分析：

首先，计算书中未考虑部分管道的压损（主要包括加热器之间管道压损、加热器内抽气压损、再热器到低压缸压损等），这对计算结果会有一定的影响，但是影响不大；

其次，各再热器、加热器疏水都是相应压力下的饱和水；

最后，蒸汽发生器的排污水经过降温降压净化处理后排入冷凝器中。

4.结论

此次对压水堆核电厂二回路热力系统进行拟定与热平衡计算，最终初步确定了二回路热力系统的形式和配置方式，并得到了主要参数。本次设计中的参数选择接近于压水堆核电厂的真实参数，所设计的压水堆核电厂二回路的热效率为30.04%，与在役核电厂的效率相接近，可以说本设计符合实际生产的需要，因此本设计是个较为成功的设计。

参考文献：

[1]彭敏俊．核动力装置热力分析．哈尔滨：哈尔滨工程大学，2003．

[2]广东核电培训中心．900MW压水堆核电厂系统与设备．北京：原子能出版社，2000．

[3]彭敏俊．船舶核动力装置.北京：原子能出版社，2009.

附录：

附表一已知条件和给定参数

序号项目符号单位数值

1 核电厂输出电功率N e MW 1000

2 一回路能量利用系数η1% 99.5

3 蒸汽发生器出口蒸汽干度X fh%

99.75

4 蒸汽发生器排污率ξd% 1.05

5 压高缸内效率ηl，i% 82.07

6 低压缸内效率ηh，i% 83.59

7 汽轮机组机械效率ηm% 98.5

8 发电机效率ηge% 98.5

9 新蒸汽压损Δp fh MPa 3%p fh

10 再热蒸汽压损Δp rh MPa 2%p hz

11 回热抽汽压损Δp e，j MPa 4%p e，j

12 低压缸排汽压损Δp cd Mka 5%

13 高压给水加热器出口端差θh，u℃

3 1

4 低压给水加热器出口端差θl，u℃

2

15 加热器效率ηh0.98

16 给水泵效率ηfwp，p0.58

17 给水泵汽轮机内效率ηfwp，ti0.8

18 给水泵汽轮机机械效率ηfwp，tm0.9

19 给水泵汽轮机减速器效率ηfwp，tg0.98

20 循环冷却水进口温度T sm，1℃24

附表二确定的主要热力参数汇总表

序号项目符号单位计算公式或来源数值

1 反应堆冷却剂系统运行

压力p c MPa 选定，15~16

15.2

2 反应堆冷却剂的饱和温

度T c,s℃查水和水蒸汽表确定

343.26

3 反应堆出口冷却剂过冷

度ΔT sub℃选定，15~20

18

4 反应堆出口冷却剂温度T co℃T co =T c,s?ΔT sub325.26

5 反应堆进出口冷却剂温

升ΔT c℃选定，30~40

32

6 反应堆进口冷却剂温度T ci℃T ci=T co?ΔT c293.26

7 二回路蒸汽压力p s MPa 选定，5~7 6.5

8 蒸汽发生器出口新蒸汽

温度T fh℃p s对应的饱和温度

280.9

9 一、二次侧对数平均温

差T ℃

25.04

10 蒸汽发生器出口新蒸汽

干度x fh%

蒸汽发生器运行参数给定

干度

99.75

11 蒸汽发生器出口新蒸汽

焓值h fh kJ/kg

根据（p s、x fh）查水蒸汽

表

2774.19

12 循环冷却水温升ΔT sw℃选定，6~8 7

13 冷凝器传热端差δT ℃选定，3~10 5

14 冷凝器凝结水饱和温度T cd℃T cd=T SW,1+ΔT sw+δT 36

15 冷凝器的运行压力P cd kpa Tcd对应的饱和压力 5.9

16 高压缸进口蒸汽压力p h，i MPa 新蒸汽压损3%P fh 6.305

17 高压缸进口蒸汽干度x h,i

%

近似焓相等过程，根据（p h，

i、h fh）查表

99.6

18 高压缸排汽压力p h, z MPa 选定分压比12% p h，i0.7566

19 高压缸排汽干度x h,z

%

由（p h，z，S h,i）查出理论值，

由ηh,i求出

86.07

20 汽水分离器进口蒸汽压

力

p sp,i

MPa p sp,i= p h, z

0.7566

21 汽水分离器进口蒸汽干

度

x sp,i

% x sp,i = x h,z

86.07

22 第一级再热器进口蒸汽

压力

p rh1,i

MPa 选定分离器压损3% p sp,i

0.7339

23 第一级再热器进口蒸汽

干度

x rh1,i

%

分离后湿度0. 5~1%，选定

0.5%

99.5

24 第1级再热器抽汽压力p zes，1MPa 选定大亚湾参数 2.8

25 第1级再热器抽汽焓值h zes，1kJ/kg 由（p zes，1，S h,i）查出理论

值，由ηh,i求出

2649.65

26 第1级再热器抽汽干度x zes，1由（p zes，1，h zes，1）查水蒸

汽表

91.54

27 第二级再热器出口蒸汽

压力

p rh2, z

MPa 再热器压损选定2% p sp,i

0.7045

28 第二级再热器出口蒸汽

温度

T rh2,z

℃

比新蒸汽低10~15℃，选定

端差15℃

265.9

29 第二级再热器进口蒸汽

压力

p rh2,i

MPa 两级再热器等压损

0.7192

30 第二级再热器进口蒸汽

焓值

h rh1,2

kJ/kg

蒸汽经过两级再热器焓升

相等

2870.66

31 第二级再热器进口蒸汽

温度

T rh2,i

℃

根据（p rh2,i、h rh1,2）查水

蒸汽表

212.5

32 第2级再热器抽汽压力p zes，2MPa 新蒸汽压损3%P fh 6.305

33 第1级再热器抽汽干度x zes，2由（p zes，2，h zes，2）查水蒸

汽表

99.6

34 低压缸进口蒸汽压力p l,i MPa p l,i= p rh2, z0.7045

35 低压缸进口蒸汽温度T l,i℃T l,i = T rh2,z265.9

36 低压缸排汽压力p l,z

MPa

根据排汽压损，p l,z= p cd

/0.95

0.00621

37 低压缸排汽干度X l,z

%

根据（p l, z、h l,z）查水蒸

汽表x l,z

90.77

38 回热级数Z 参照大亚湾核电站选定7

39 低压给水加热器级数Z L参照大亚湾核电站选定 4

40 高压给水加热器级数Z H参照大亚湾核电站选定 2

41 最佳给水焓升Δh fw，op kJ/kg Δh fw，op =(h s‘-h cd)/(Z+1) 136.24

42 最佳给水焓值h fw，op kJ/kg h fw，op= h cd +ZΔh fw，op1104.45

43 最佳给水温度T fw，op℃根据（p sg、h fw，op）查水蒸

汽表

253.7

44 理论给水温度T fw℃选定，T fw =0.88T fw，op223.256

45 理论给水焓值h fw kJ/kg 根据T fw对应饱和水焓值958.53

46 除氧器运行压力p dea

MPa

选定，小于高压缸排气压

力

0.71

47 除氧器出口给水温度T dea℃对应的饱和水温度165.55

48 除氧器出口给水比焓h dea kJ/kg 对应饱和水的焓699.8

49 高压加热器给水焓升Δh fw，h kJ/kg Δh fw，h=(h fw-h dea)/2 129.365

50 除氧器及低加给水焓升Δh fw，l kJ/kg Δhfw，l=（h dea-h cd）/5 109.346

51 凝水泵的扬程H m 选定230

52 凝水泵出口压力p cd，p MPa pcd，p=H*ρ*g+p cd 2.2599

53 低压加热器给水参数

第1级低加进口给水比焓h lfwi,1

kJ/kg

凝水泵加压为等熵过程，

查水蒸汽表

153.07

第1级低加出口给水比焓h lfwo,1

kJ/kg h lfwo,1= h lfwi,1+Δh fw

262.416

第2低加级进口给水比焓h lfwi,2

kJ/kg h lfwi,2= h lfwo,1

262.416

第2低加级出口给水比焓h lfwo,2

kJ/kg h lfwo,2=h lfwi,2+Δh fw

371.762

第3级低加进口给水比焓h lfwi,3

kJ/kg h lfwi,3=h lfwo,2

371.762

第3低加级出口给水比焓h lfwo,3

kJ/kg h lfwo,3=h lfwi,3+Δh fw

481.108

第4级低加进口给水比焓h lfwi,4

kJ/kg h lfwi,4=h lfwo,3

481.108

第4级低加出口给水比焓h lfwo,4

kJ/kg h lfwo,4=h lfwi,4+Δh fw

590.454

除氧器进口给水比焓h dea,i kJ/kg h dea,i =h lfwo,4590.454 第1级低加给水侧压力p lfwi，1MPa p lfw，1= p cd，p 2.2599 第2级低加给水侧压力p lfwi，2MPa 等压降 1.94992 第3级低加给水侧压力p lfwi，3MPa 等压降 1.63994 第4级低加给水侧压力p lfwi，4MPa 等压降 1.32996 除氧器给水侧压力p dea,i MPa 等压降 1.01998

第1级低加进口给水温度T lfwi,1

℃

根据（p lfwi，1，h lfwi,1）查水

蒸汽表

36.05

第1级低加出口给水温度T lfwo,1

℃

根据（p lfwi,2，h lfwo,1）查水

蒸汽表

62.31

第2级低加进口给水温度T lfwi,2

℃

根据（p lfwi，2，h lfwi,2）查水

蒸汽表

62.31

第2级低加出口给水温度T lfwo,2

℃

根据（p lfwi，3，h lfwo,2）查水

蒸汽表

88.47

第3级低加进口给水温度T lfwi,3

℃

根据（p lfwi，3，h lfwi,3）查水

蒸汽表

88.47

第3级低加出口给水温度T lfwo,3

℃

根据（p lfwi，4，h lfwo,3）查水

蒸汽表

114.46

第4级低加进口给水温度T lfwi,4

℃

根据（p lfwi，4，h lfwi,4）查水

蒸汽表

114.46

第4级低加出口给水温度T lfwo,4

℃

根据（p dea,i，h lfwo,4）查水蒸

汽表

140.19

54 高压加热器给水参数

给水泵压力出口压力P fw，p MPa P fw，p=1.2p s7.8 第1级高加给水侧压力P hfw，1MPa P hfw，1= P fw，p7.8

第2级高加给水侧压力P hfw，2

MPa

压力在每级换热器均匀递

减

7.15

第1级高加进口给水比焓h hfwi,1

kJ/kg

给水泵加压为等熵过程，

查水蒸汽表

707.64

第1级高加出口给水比焓h hfwo,1

kJ/kg h hfwo,1= h hfwi,1+Δh fw

837.005

第2级高加进口给水比焓h hfwi,2

kJ/kg h hfwi,2= h hfwo,1

837.005

第2级高加出口给水比焓h hfwo,2

kJ/kg h hfwo,2=h hfwi,2+Δh fw

966.37

第1级高加进口给水温度T hfwi,1

℃

根据（P hfw，1，h hfwi,1）查水

蒸汽表

166.44

第1级高加出口给水温度T hfwo,1

℃

根据（P hfw，2，h hfwo,1）查水

蒸汽表

193.03

第2级高加进口给水温度T hfwi,2

℃

根据（P hfw，2，h hfwi,2）查水

蒸汽表

193.03

第2级高加出口给水温度T hfwo,2

℃

根据（P s，h hfwo,2）查水蒸汽

表

224.69

55 高压加热器抽气参数

第1级高加蒸汽侧温度T hes，1℃T hes，1= T hfwo,1+3 196.03

高压缸第1级抽汽压力p hes，1MPa 由T hes，1求出饱和水压力

P1，压损4%,P1/0.96

1..4883

高压缸第1级抽汽焓值h hes，1kJ/kg 由（p hes，1，S h,i）查出理论

值，由ηh,i求出

2558.8

高压缸第1级抽汽干度x hes，1% 由（p hes，1，h hes，1）查水蒸

汽表

88.09

第2级高加蒸汽侧温度T hes，2℃T hes，2= T hfwo,2+3 227.69

高压缸第2级抽汽压力p hes，2MPa 由T hes，1求出饱和水压力，

并考虑压损4%

2.7903

高压缸第2级抽汽焓值h hes，2kJ/kg 由（p hes，2，S h,i）查出理论

值，由ηh,i求出

2649.03

高压缸第2 级抽汽干度x hes，2% 由（p hes，2，h hes，2）查水蒸

汽表

91.51

56 低压加热器抽气参数

第1级低加蒸汽侧温度T les，1℃T les，1= T lfwo,1+2 64.31

低压缸第1级抽汽压力p les，1MPa 由T les，1求出饱和水压力，

并考虑压损4%

0.0253

低压缸第1级抽汽焓值h les，1kJ/kg 由（p les，1，S l,i）查出理论

值，由ηh,i求出

2498.91

低压缸第1级抽汽干度x les，1% 由（p les，1，h les，1）查水蒸

汽表

94.93

第2级低加蒸汽侧温度T les，2℃T les，2= T lfwo,2+2 90.47

低压缸第2级抽汽压力p les，2MPa 由T les，2求出饱和水压力，

并考虑压损4%

0.0744

低压缸第2级抽汽焓值h les，2kJ/kg 由（p les，2，S l,i）查出理论

值，由ηh,i求出

2633.89

低压缸第2级抽汽干度x les，2% 由（p les，2，h les，1）查水蒸

汽表

98.77

第3级低加蒸汽侧温度T les，3℃T les，3= T lfwo,3+2 116.46

低压缸第3级抽汽压力p les，3MPa 由T les，3求出饱和水压力，

并考虑压损4%

0.1846

低压缸第3级抽汽焓值h les，3kJ/kg 由（p les，3，S l,i）查出理论

值，由ηh,i求出

2761.65

低压缸第3级抽汽干度x les，3% 由（p les，3，h les，1）查水蒸

汽表

过热

第4级低加蒸汽侧温度T les，4℃T les，4= T lfwo,4+2 142.19

低压缸第4级抽汽压力p les，4MPa 由T les，4求出饱和水压力，

并考虑压损4%

0.4002

低压缸第4级抽汽焓值h les，4kJ/kg 由（p les，4，S l,i）查出理论

值，由ηh,i求出

2889.3

低压缸第4级抽汽干度x les，4% 由（p les，4，h les，4）查水蒸

汽表

过热

附表三：热平衡计算结果汇总表

序号项目符号单位计算结

果1 计算结

果2

计算结

果3

计算结果

4

1 核电厂效率ηe,NPP% 30 30.0282

835 30.0380

557

30.04143

98

2 反应堆热功率Q r kW 33333.

33333 33301.9

3682

33291.1

0279

33287.35

263

3 蒸汽发生器总蒸汽

产量D s kg/s 1823.7

27148

1822.00

9388

1821.41

6639

1821.211

46

4 汽轮机高压缸耗汽

量G s,hp kg/s 1614.7

44808

1614.25

5874

1614.08

6493

1614.033

636

5 汽轮机低压缸耗汽

量G s,lp kg/s 1081.4

75817

1081.65

2822

1081.71

4232

1081.732

605

6 第一级再热器耗汽

量G s,rh1kg/s 76.937

80781

76.9504

0021

76.9547

6906

76.95607

609

7 第二级再热器耗汽

量G s,rh2kg/s 82.679

16752

82.6926

996

82.6973

9447

82.69879

904

8 除氧器耗汽量G s,dea kg/s 44.656

9644 44.2288

4759

44.0810

0982

44.03076

766

9 给水泵汽轮机耗汽

量G s,fwp kg/s 124.58

54123

124.468

0659

124.427

573

124.4135

565

10 给水泵给水量G fw kg/s 1841.1

40487 1840.54

1514

1840.33

4181

1840.268

025

11 给水泵扬程H fwp m 7.09 7.09 7.09 7.09

12 高压缸抽汽量

G hes,6kg/s 113.0258

618 112.905

1977

112.863

5561

112.8491

762

G hes,7kg/s 129.8736

97 129.737

6291

129.690

6721

129.6744

513

13 低压缸抽汽量

G les,4kg/s 59.67920

962 59.6812

37

59.6819

5274

59.68205

997

G les,3kg/s 57.25967

221 57.2616

174

57.2623

0412

57.26240

7

G les,2kg/s 54.93001

387 54.9318

7991

54.9325

3869

54.93263

739

G les,1kg/s 52.85350

477 52.8553

0028

52.8559

3415

52.85602

912

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。

核电厂运行

1、核电厂与普通化石燃料电厂相比有哪些主要区别？ a.核电厂有临界的特点，反应堆必须达到临界才能工作；核电厂必须保证足够的核燃料装 量，既有临界质量的限制，也要保证适当长的换料周期；反应堆中的核燃料不可能全部耗尽。 b.放射性特点：放射性物质的来源：裂变产物、衰变产物、活化产物和放射性废物（气、 液、固）；防止放射性物质的释放是核电厂安全的首要目标。 c.剩余释热问题：剩余释热主要由剩余裂变发热和衰变热两部分组成；因此核反应堆必须 要有余热排出系统；冷却剂泵有一个很大的惰性飞轮。 d.系统的复杂性：核电厂系统设备比普通化石燃料电厂更为复杂；运行人员驾驭核电厂过 渡瞬变更为困难；核电厂的成本结构与普通化石燃料电厂不同（核电厂建造成本高而运行成本低，化石燃料电厂建造成本低而运行成本高）；因此要求核电厂尽量带基本负荷运行，并且尽量减少停堆。 e.饱和蒸气问题：核电厂绝大多数使用饱和蒸汽，而化石燃料电厂使用过热蒸汽；饱和蒸 汽的焓值比过热蒸汽的焓值低；因此在相同规模的情况下，核电厂使用的蒸汽管道、汽轮机、调节阀门等的尺寸较大，给运行带来了一些问题。 2、压水堆核电厂载硼运行有哪些优点和缺点？ 优点：1）可以控制较大的反应性，延长了反应堆的换料周期，提高了经济性； 2）有利于改善反应堆中子通量密度的分布，提高安全性，提高核燃料利用率。 3）减少了控制棒的数目，简化了控制棒系统的设计，减少了压力壳的开孔数目，提高了压力壳的安全性。 4）通过注硼可以实现可靠停堆，保证足够的停堆深度。 缺点：1）增加了一个化学容积控制系统，增加运行复杂性。 2）硼浓度过高可能导致正的慢化剂温度系数，增加了运行风险。 3）运行中需要经常调整硼浓度，增加了废物量。 3、为什么在压水堆运行中引入汽轮机快速降负荷功能？哪些条件引起汽轮 机快速降负荷？ 原因：在保证反应堆安全的前提下，尽量避免紧急停堆 引起汽轮机快速降负荷的情况有：超温ΔT或超功率ΔT值比事故保护停堆值低3%； 功率高于80%满功率时一台主给水泵跳闸；一路加热器疏水箱疏水被旁通到冷凝器。 4、核电厂的运行工况有哪些 a)Ⅰ类工况：正常运行和运行瞬态 b)Ⅱ类工况：中等频度事件 c)Ⅲ类工况：稀有事件 d)Ⅳ类工况：极限事故 5、运行模式的分类（温度一栏舍去） 模式K eff额定热功率/% 冷却剂平均温度 /℃ 1. 功率运行≥0.99 ＞5 ≥176.6 2. 启动≥0.99 ≤5 ≥176.6 3. 热备用＜0.99 0 ≥176.6

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

压水堆核电站工作原理简介

压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备，是产生核能的源泉。在压水反应堆中，能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间（10-14s）的极不稳定激化核阶段，然后开裂成两个主要碎片，同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质，它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说，目前已发现的裂变碎片有80多种，这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中，俘获1个中子会产生2～3个中子，只要其中有1个能碰上裂变核，并引起裂变就可以使裂变继续进行下去，称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损，根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化，即ΔE＝Δmc2。对铀-235来说，每次裂变释放出的能量大约为200Mev（1兆电子伏=1.6×10-13焦耳）。这些能量除了极少数（约2％）随裂变产物泄露出反应堆外，其余（约98％）全部在燃料元件内转化成热能，由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂，用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆，由下至上流动，吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水，使二回路水变成蒸汽，而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，构成一个密闭的循环回路，称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量，从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功，将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。在膨胀过程中，从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水，大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器，在这里进行汽水分离，并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功，从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低

压水堆核电厂二回路热力系统

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 2013 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 热力系统原则方案 (3) 2.2 主要热力参数选择 (4) 3 热力系统热平衡计算 (5) 3.1 热平衡计算方法 (5) 3.2 热平衡计算流程 (6) 3.3 计算结果及分析 (8) 4 结论 (8) 附录 (8) 附表1 已知条件和给定参数 (8) 附表2 选定的主要热力参数汇总表 (9) 附表3 热平衡计算结果汇总表 (13) 附图1 原则性热力系统图 (15)

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。 该说明书介绍了一个1000MWe核电厂二回路热力系统设计及其设计过程。该设计以大亚湾900MWe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6.5MPa，高压缸排气压力为0.78MPa，一级再热器抽汽压力 2.8MPa，低压缸进口过热蒸汽压力为0.7045MPa,温度为265.9℃，冷凝器的运行压力为 5.9kPa，给水温度为224.69℃。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。排污水经净化后排进冷凝器。各级回热器和再热器的蒸汽分配合理，经过加热器后，蒸汽全部冷凝成疏水，整个系统电厂效率为30.04%。 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。

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。

先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验

（申报2018国家级虚拟仿真实验项目） 先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验 Virtual Reality for Operation and Typical Accidents of Advanced Pressurized Water Reactor 实验指导书 （在线实验版） Experiment Manual（online） 简介 先进压水堆是当前我国核电技术发展应用的主流。本实验基于工业级的全范围多功能核电厂压水堆模拟机开发。实验内容为正常运行工况下触发的典型事故（冷段破口失水事故、蒸汽发生器传热管断裂事故、控制棒弹棒事故等）的演化瞬态过程及干预操作，也包含反应堆原理演示等。实验形式生动，支持远程运行。

实验分步指导 请在项目主页面点击“我要做试验”，或直接输入虚拟仿真实验项目网址：https://www.docsj.com/doc/d91589251.html,/virexp/hdc，该页面包含了相关的实验资料，并可下载本实验指导书。点击“操作实验”进入在线实验页面。 注意，本实验支持IE内核的浏览器（如果是Windows 10内置Microsoft Edge 浏览器，打开后请中请点击菜单栏右上角的省略号“…”，在下拉菜单中选择“使用Internet Explorer打开”），推荐使用360极速浏览器。进入实验页面后，请按提示下载安装插件（UnityWebPlayer）。 插件下载完毕后，显示如下界面，进行在线实验的装载。 装载完毕后，显示实验开始界面。 点击开始后，进入在线实验界面。分为实验预备和正式实验两个环节。

实验预备：基础知识与实验原理回顾 在实验预备环节，可以选择如下动态观察和交互式操作，进行基础知识与实验原理的温习回顾，为正式实验做准备。 (1)基于核反应堆基本原理展示系统，观看压水堆部件结构动画演示； 图 核电站原理展示系统 (2)在核电站运行原理模拟机上，通过按钮进行交互式模拟核电站的各种操 作，包括启动、升功率、降功率、喷淋、停堆等关键操作。 图核电站运行原理模拟机界面

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，

10级-核电站调试与运行思考题

《压水堆核电厂调试与运行》 第1章绪论 1.核电厂运行与常规火力发电厂运行相比存在哪些特殊问题？ 2.压水堆核电厂运行的一般原则是什么？ 3.按照我国《核电厂设计安全规定》中的定义，核电厂状态分为哪几类？正常运行、预计运行事件、事故工况、严重事故 第2章核电厂技术规格书 4.核电厂技术规格书一般包括哪六个方面的内容？ 5.什么是运行模式？核电厂可以将机组正常运行的状态按照热力学和堆 物理的特性划分为哪六个运行模式？ 反应堆压力容器内装有燃料时堆芯反应性状态，功率水平，反应堆冷却平均温度和压力容器封头顶盖螺栓张紧程度的任意一种组合。 反应堆功率运行模式（RP）蒸汽发生器冷却正常停堆模式（NS/SG）余热排出系统冷却正常停堆模式（NS、RRA）维修停堆模式（MCS）换料停堆模式（RCS）反应堆完全卸料模式（RCD） 6.在运行模式p-t图中标出各种运行模式，并解释各限制曲线的物理意义。 7.核电厂运行限值和条件起到哪些作用？ 8.运行限值和条件根据其性质可分为哪些？各限值大小间有何关系？ 安全限值，安全系统整定值，正常运行的限值和条件及监督要求 第3章压水堆核电厂的调试启动 9.大型压水堆核电厂建设工程可以分为哪几个阶段？ 10.核电厂调试的目的是什么？ 11.缩写EC、SUT、EESR、TOB、TOTO、NCC、NSSS、HFT、LOCA、SRC的中文 含义是什么？ 12.核电站所有硬件设备的现场安装施工是由什么部门负责？对安装完毕 的设备和系统的调试，使其在功能和性能上满足设计要求，是由什么部 门承担的？ 13.从安装到调试的责任转移的标志是什么？ 14.当系统发生责任转移时，会产生系统和设备在某一区域的安装和调试有 接口的情况，这时就必须实行什么？ 15.当核电站的系统处于安装结束和调试即将开始的阶段，安装和调试活动 所涉及的两个文件是什么？ 安装状态结束（EESR）报告隔离移交（TOB）报告 16.什么是安装结束报告？

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。

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

压水堆核电厂运行复习资料

压水堆核电厂运行复习资料 1、核电厂构成三个部分：核岛、常规岛、配套设施。 2、核电厂工作原理：U235裂变产生的热量传给一回路冷却剂，再通过蒸汽发生器传给二回路产生蒸汽，在二 回路转为动能，由汽轮机传给发电机产生电流，供给用户。 3、稳压器功能：压力控制，使一回路压力波动限制在小数值范围；压力保护，当某种事故引起一回路压力急 剧升高，安全阀组能提供压力保护；升压、降压、除气、水位调节 4、目前采用电加热式稳压器。 5、蒸发器的三个功能：一回路冷却剂将核蒸汽供应系统的热量传给二回路给水；使二回路产生一定压力，一 定温度和一定干度蒸汽的热交换设备。 6、一回路冷却系统主要参数：出口，310~330；入口，288~300，一般温升30~40，300MW的电功率时环路 流量：15000~24000t/h。 7、反应堆本体结构：压力容器；反应堆堆芯；上下部堆内构件；控制棒组件及其驱动结构 ▲8、稳压器卸压箱结构个功能：功能：凝结和冷却当稳压器过压时，通过安全阀组排放到卸压箱的蒸汽，防止一回路冷却剂对反应堆安全壳可能造成的污染；结构：一个卧式低压容器在它筒体的上部为氮气空间，但装有一组喷雾器，筒体的底部沿轴线方向装有一根鼓泡管。 ▲9、一回路主要功能：又称压水堆冷却剂系统，功用是由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的热量传输给蒸汽动力装置冷却堆芯，防止燃料元件烧毁。 ▲10、压水堆中冷却剂：除盐除氧的含硼水。 ▲11、可燃毒物组件只在第一炉料时使用，新的反应堆装入第一炉燃料时，装入它，补偿掉一部分过剩反应性。▲12、压力容器泄漏的探测主要用温度测量。 ▲13、蒸发器水位就是冷柱的水位。 ▲14、稳压器的顶端喷雾器的作用是降温降压。 15、连续喷淋作用：一，保持稳压器内水的温度与化学成分的均匀性；二，限制大流量喷淋启动时对管道的热冲击。