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专业课程设计(二)指导书-压水堆核电厂二回路热力系统初步设计

专业课程设计(二)指导书-压水堆核电厂二回路热力系统初步设计
专业课程设计(二)指导书-压水堆核电厂二回路热力系统初步设计

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。

核电厂抗震分析

核电站抗震分析 摘要:核电站抗震一直以来都是从设计、建设到运行时主要考虑的因素之一。拥有足够强度的结构,是发生地震时保证核电站各个设备的完整性,防止放射性物质向厂外泄露的必要条件。不同地区对核电站的抗震级别要求不同,需要根据当地的需求来设计、建造。随着核电发展和研究手段的进步,人类对核电站的抗震领域具有了较为成熟的经验和知识。本文根据日本福岛第一核电站事故,对核电站抗震问题进行简要分析,以及展望第三代反应堆AP1000、EPR在应付地震时的新措施。 关键词:核电站抗震、强度结构、完整性、第三代堆、新措施 核电站正常运行时不失为我们生活中的清洁能源,但核电站又具有很高的社会危险性,与一般工业建筑及民用建筑相比,核电站需具有较高的抗震要求。根据已经形成的国际惯例,核电站设计时要求依据两个地震危险水平进行。即:运行基准地震和安全停车地震。运行基准地震水平是核电站利用期间可能预计到的最大地震;安全停车地震水平是核电站场地内最大的可能性地震。对于核电站中,不管是建筑物及系统、设备及单元,某一元素的损坏都有可能导致核电厂放射性物质向周围环境泄露,对居民的健康和环境构成威胁。因为不同地区的核电站强度要求性能不同,所以要根据当地的实际情况来对核电站强度进行设计、建造,从而防止不必要的浪费。 2011年3月11日,日本附近海域发生了9.0级的地震,随之而来的是地震引起的10m高的海啸。福岛第一核电站的6台机组在地震时都紧急停堆,并启用了应急设备。但是海啸带来的海水将核电站备用的才有发电机给淹没,造成停堆后的堆芯的余热无法排除,引起堆芯的温度升高,堆芯融化,并引起堆芯燃料包壳锆和水蒸气发生反应,产生氢气,在安全壳内发生了爆炸,爆炸炸掀了安全壳的顶部,是防止放射性物质泄露的最后一层保护屏障也破坏了。最终导致了核电厂历史上的仅次于上世纪切尔诺贝利核电站放射性物质外泄的重大事故。 对于此次人类发展核电史的灾难,我们发现面对于这样的大自然灾害,虽说地震级数和海啸浪高是导致福岛第一核电站发生事故的根本因素,但仔细想想,

热力发电厂课程设计说明书(国产600MW凝汽式机组全厂原则性热力系统设计计算)

国产600MW 凝汽式机组全厂原则性热力系统设计计算 1 课程设计的目的及意义: 电厂原则性热力系统计算的主要目的就是要确定在不同负荷工况下各部分汽水流量及参数、发电量、供热量及全厂的热经济性指标,由此可衡量热力设备的完善性,热力系统的合理性,运行的安全性和全厂的经济性。如根据最大负荷工况计算的结果,可作为发电厂设计时选择锅炉、热力辅助设备、各种汽水管道及附件的依据。 2 课程设计的题目及任务: 设计题目:国产600MW 凝汽式机组全厂原则性热力系统设计计算。 计算任务: ㈠ 根据给定的热力系统数据,在h - s 图上绘出蒸汽的汽态膨胀线 ㈡ 计算额定功率下的汽轮机进汽量0D ,热力系统各汽水流量j D ㈢ 计算机组和全厂的热经济性指标(机组进汽量、机组热耗量、机组汽耗率、机组热耗率、 绝对电效率、全厂标准煤耗量、全厂标准煤耗率、全厂热耗率、全厂热效率) ㈣ 按《火力发电厂热力系统设计制图规定》绘制出全厂原则性热力系统图 3 已知数据: 汽轮机型式及参数

锅炉型式及参数 锅炉型式英国三井2027-17.3/541/541 额定蒸发量Db:2027t/h 额定过热蒸汽压力P b17.3MPa 额定再热蒸汽压力 3.734MPa 额定过热蒸汽温度541℃ 额定再热蒸汽温度541℃ 汽包压力:P du18.44MP 锅炉热效率92.5% 汽轮机进汽节流损失4% 中压缸进汽节流损失2% 轴封加热器压力P T98kPa 疏水比焓415kJ/kg 汽轮机机械效率98.5% 发电机效率99% 补充水温度20℃ 厂用电率0.07 4 计算过程汇总: ㈠原始资料整理:

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。

热力发电厂课程设计

学校机械工程系课程设计说明书热力发电厂课程设计 专业班级: 学生姓名: 指导教师: 完成日期:

学校机械工程系 课程设计评定意见 设计题目:国产660MW凝汽式机组全厂原则性热力系统计算 学生姓名:专业班级 评定意见: 评定成绩: 指导教师(签名): 2010年 12 月9日 评定意见参考提纲: 1.学生完成的工作量与内容是否符合任务书的要求。 2.学生的勤勉态度。 3.设计或说明书的优缺点,包括:学生对理论知识的掌握程度、实践工作能力、表现出的创造性和综合应用能力等。

《热力发电厂》课程设计任务书 一、课程设计的目的(综合训练) 1、综合运用热能动力专业基础课及其它先修课程的理论和生产实际知识进行某660MW凝气式机组的全厂原则性热力系统的设计计算,使理论和生产实际知识密切的结合起来,从而使《热力发电厂》课堂上所学知识得到进一步巩固、加深和扩展。 2、学习和掌握热力系统各汽水流量、机组的全厂热经济指标的计算,以及汽轮机热力过程线的计算与绘制方法,培养学生工程设计能力和分析问题、解决问题的能力。 3、《热力发电厂》是热能动力设备及应用专业学生对专业基础课、专业课的综合学习与运用,亲自参与设计计算为学生今后进行毕业设计工作奠定基础,是热能动力设备及应用专业技术人员必要的专业训练。 二、课程设计的要求 1、明确学习目的,端正学习态度 2、在教师的指导下,由学生独立完成 3、正确理解全厂原则性热力系统图 4、正确运用物质平衡与能量守恒原理 5、合理准确的列表格,分析处理数据 三、课程设计内容 1. 设计题目 国产660MW凝汽式机组全厂原则性热力系统计算(设计计算) 2. 设计任务 (1)根据给定的热力系统原始数据,计算汽轮机热力过程线上各计算点的参数,并在h-s图上绘出热力过程线; (2)计算额定功率下的汽轮机进汽量Do,热力系统各汽水流量Dj、Gj; (3)计算机组和全厂的热经济性指标; (4)绘出全厂原则性热力系统图,并将所计算的全部汽水参数详细标在图中(要求计算机绘图)。 3. 计算类型 定功率计算 4. 热力系统简介 某火力发电厂二期工程准备上两套660MW燃煤气轮发电机组,采用一炉一机的单元制配置。其中锅炉为德国BABCOCK公司生产的2208t/h自然循环汽包炉;汽轮机为Geg公司的亚临界压力、一次中间再热660MW凝汽式汽轮机。 全厂的原则性热力系统如图1-1所示。该系统共有八级不调节抽汽。其中第一、第二、第三级抽汽分别供高压加热器,第五、六、七、八级抽汽分别供低压加热器,第四级抽汽作为0.9161Mpa压力除氧器的加热汽源。 第一、二、三级高压加热器均安装了留置式蒸汽冷却器,上端差分别为-1.7oC、0oC、-1.7oC。第一、二、三、五、六、七级回热加热器装设疏水冷却器,下端差均为5.5oC。

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

核电站抗震设计分析

核电站抗震设计分析 目录 ? 1.概述 ? 2.法规标准的采用 ? 3.设计基准输入的确定 ? 4.抗震分析方法 ? 5.抗震I类构筑物的设计 ? 6.结论 1.概述 为了保证核电厂的安全性,在我国的核安全导则中,要求核电厂的设计具有纵深防御的功能,设计中包括了多重的防御屏障。在核电厂的设计中,地震作为不可忽视的外在因素,得到了充分的考虑。在设计中,从采用的法规标准,地震输入水平的确定,计算分析的理论方法以及设计极限的采用方面,都有一套完整的、经过验证的程序。设计具有成熟的理论基础和经验积累。 在核电厂的设计当中,与核安全相关的重要物项,包括损坏后会直接或间接造成事故的物项;保证反应堆安全停堆并维持停堆状态及排出余热所需的物项,地震时和地震后为减轻核事故破坏后果所需的物项以及损坏或丧失功能后会危及上述物项的其他物项,均属于设计中的抗震I类物项。 我公司承担设计的核电站,核岛厂房的构筑物(包括反应堆厂房、燃料厂房、电气厂房、核辅助厂房、柴油机厂房),均属于抗震I类构筑物,按照核电厂最高的抗震设计要求来进行设计。 2.法规标准的采用 我们在抗震I类构筑物的抗震设计中,要遵循以下一系列的法规、导则和标准:HAF102 《核动力厂设计安全规定》 HAD101/01 《核电厂厂址选择中的地震问题》 HAD102/02 《核电厂的抗震设计与鉴定》 GB50267-97 《核电厂抗震设计规范》 此外,在上述规范的基础上,还要参考美国相关规范的要求,如:美国的标准审查大纲US NRC SRP;美国核安全相关构筑物的抗震设计规范ASCE 4-98等 3.设计基准输入的确定

在抗震I类构筑物的设计中,考虑两个水平的地震作用: ?运行安全地震作用(SL-1) ?极限安全地震作用(SL-2) 在运行安全地震作用下,抗震I类构筑物应能保证核电厂能够正常运行; 在极限安全地震作用下,抗震I类构筑物应能保证核电厂能够安全停堆,因此,此地震水平也被称作安全停堆地震(SSE)。 ●运行安全地震的年超越概率为2‰,也即五百年一遇的地震; ●安全停堆地震的年超越概率为0.1‰,即万年一遇的地震。 地震输入是根据地震部门在各个厂址地震安全性评价报告中给出的厂址地面运动最大加速度值(SL-2),以及场地相关谱或适用的标准谱(如RG1.60谱)。目前在核电厂址SL-2地震动参数的确定中,均采用确定性方法和概率论方法进行评价,并取两种方法计算的较大值,而且按照法规标准的要求此值不能小于0.15g。如:秦山地区厂址计算值为0.11g,实际设计取0.15g或更大(方家山由于翻版M310,核岛设计取0.2g);福清厂址计算值为0.19g,核岛实际设计取0.2g。 4.抗震分析方法 核岛厂房的抗震分析,采用的是国际上具有成熟的理论基础的时程分析方法和反应谱法。这些方法,在我国的核安全导则、抗震规范、以及美国的核安全相关构筑物的抗震设计规范中均有规定。 抗震分析采用的是国际通用的考虑结构物与土壤的相互作用的反应谱计算软件SASSI以及国际通用的有限元分析软件ANSYS、ABAQUS。 通常情况下,核岛构筑物的抗震分析采用时程分析法和反应谱法。当有充分论据能保证安全时也可采用等效静力计算法。目前已建和在建的电采用时程分析方法,并考虑结构物与土壤的相互作用。设计时程采用人工拟合地震加速度时程。人工时程至少包括相互统计独立的三条时程,分别代表X,Y,Z三个方向。根据SRP的要求,拟合时程的总持时应足够长,最少持时为20s,此外还要求强震平稳段持时不低于6s和对功率谱密度的要求等,以保证所输入的地

热力发电厂课程设计报告dc系统

东南大学 热力发电厂课程设计报告 题目:日立250MW机组原则性热力系统设计、计算和改进 能源与环境学院热能与动力工程专业 学号 姓名 指导教师 起讫日期 2015年3月2日~3月13日 设计地点中山院501 2015年3月2日

目录 1 本课程设计任务 (1) 2 ******原则性热力系统的拟定 (2) 3 原则性热力系统原始参数的整理 (2) 4 原则性热力系统的计算 (3) 5 局部热力系统的改进及其计算 (6) 6 小结 (8) 致谢 (9) 参考文献 (9) 附件:原则性热力系统图

一本课程设计任务 1.1 设计题目 日立250MW凝汽机组热力系统及疏水热量(DC系统)利用效果分析。 1.2 计算任务 1、整理机组的参数和假设条件,并拟定出原则性热力系统图。 2、根据给定热力系统数据,计算气态膨胀线上各计算点的参数, 并在h-s 图上绘出蒸汽的气态膨胀线。 3、对原始热力系统计算其机组内效率,并校核。 4、确定原则性热力系统的改进方案,并对改进后的原则性热力系 统计算其机组内效率。 5、将改进后和改进前的系统进行对比分析,并作出结论。 1.3设计任务说明 对日立MW凝汽机组热力系统及疏水热量(DC系统)利用效果分析,我的任务是先在有DC系统情况下通过对抽汽放热量,疏水放热量,给水吸热量等的计算,求出抽汽份额,从而用热量法计算出此情况下的汽机绝对内效率(分别从正平衡和反平衡计算对比,分析误差)。然后再在去除DC系统的情况下再通过以上参量计算出汽轮机绝对内效率(也是正平衡计算,反平衡校核对比)。最后就是对两种情况下的绝对内效率进行对比,看去除DC系统后对效率有无下降,下降多少。

压水堆核电站组成资料

压水堆核电站组成 上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护 enterlsb转载|栏目:电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次 压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。 2-1 压水堆主要部件 2-1-1 堆芯 堆芯结构是反应堆的核心构件,在这里实现核裂变反应,核能转化为热能;同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。 压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成,这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致,以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束,其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒,以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1(a)表示压水堆堆芯横剖面图,图2—1(b)表示压水堆燃料组件。 图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图

图2-1(b) 压水堆燃料组件 燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好,能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。燃料棒全长2.5—3.8M,用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。 堆芯一般分为三区,在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料,将最高富集度的燃料置于最外区,较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区,以尽量展平中子通量。第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。以后每年换一次料,将1/3或1/4堆芯用新燃料替换,同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布,倒换方案由燃料管理设计程序制定。通常将新燃料装入最外区,将辐照过的燃料移向中心,称由外向内换料方案。由于辐照过燃料组件的放射性水平极高,所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。为换料一般需要停堆3—4周,可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修,压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。 为了确保燃料元件的安全,在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉,用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化,PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测,并加强对燃料包壳完整性的监督。 2-1-2 控制棒组件

对核电站工程抗震设防的十二条建议

对核电站工程抗震设防的十二条建议 在东日本大地震后,造成福岛第一核电厂的事故以来,人们普遍对核电站的抗震安全性产生了怀疑。我认为人类认识自然的历史过程总是曲折的,和平利用核能的方向不能动摇,人类的任何工业发展活动对环境都会有影响。核电站相对火电站来说还是一种更清洁的能源,只要保证了它的安全性、可靠性,那么它不但比火电站运行成本低得多(其燃料运输量只有火电站的数千分子一),而且泄露的放射性物质也不会高于火电站(因为在不少燃煤中也存在放射性物质),更不要说其他污染方面吧,当然设计都应保证在容许范围之内。因此关键是如何保证它的安全性与可靠性。现在第四代高温气冷石墨球床反应堆,可以说在工艺本身的安全方面已经到了比较完满的地步,不过它在工艺和设备方面有没有考虑地震作用尚不知道。 总之,技术进步与完善是没有止境的,很多方面常常来源于事故的教训。人类建造核电站的历史还仅仅只有50多年,其中发生过三次大事故,即1) 1979年3月28日凌晨发生在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈纳河三里岛核电站的一次部分堆芯融毁事故; 2)1986年4月25日凌晨发生在原苏联的切尔诺贝利核电站的反应堆爆炸事故;3)今年3月11日的东日本大地震和海啸造成福岛第一核电厂的应急供电系统遭到海啸袭击损毁,而造成冷却系统失效,进而导致大面积的核泄漏的事故。从有关资料中可以知道,这些事故其主观原因可归纳为设计不周(包括对自然灾害的考虑不足、方案较陈旧等)、

管理不善、操作失误、对紧急事件的处理能力不足等等几方面。如切尔诺贝利核电站事故导火线是操作失误,但是其设计方案的落后,没有安全壳,其中压力管式石墨慢化沸水反应堆的设计缺陷,尤其是控制棒的设计问题才是导致事故的根本原因;再如美国三里岛核电站事故的直接原因也是设备机械故障和运行人员的操作错误,当然深层次的原因,也是上述的几方面。但是,此事故没有对公共安全和经济方面造成严重损害,主要是安全壳发挥了重要作用,这说明了安全壳作为核电站最后一道安全防线的重要作用;还有今年3月11日福岛第一核电厂的事故,当然导火线是地震与海啸,但是如果设计上再考虑周到一些,也许会大大减少其后患,如它的热能利用是采用一回路的老式沸水堆方案,这样在供汽轮机发电的高压蒸汽中就带有放射性;它的备用电源单一;土建设施考虑预防自然灾害能力偏低(如地震与海啸);可能对工艺与设备设计中没有考虑地震作用产生的动力效应,如此等等。从这里知道,如果我们以后的核电站能够吸取以往的教训,进一步完善设计(除了采用更先进的工艺外,应该考虑更多方面的不利因素影响)、完善管理监督体系、完善灾害产生后的应急体系等等,这样核电站完全能够做到十分安全的。以下仅仅从我自己的专业出发,对此就技术和管理两方面提出十二点建议,仅供有关方面参考,其中错误希望得到有关专家不吝指正: 一)抗震技术方面的建议: 1)考虑到以往工程的抗震设防主要是侧重于建筑结构。对工艺设备设计安装,很少考虑地震响应的影响。比如对在核电站的设计反应堆

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

热力发电厂课程设计计算书详解

热力发电厂课程设计

指导老师:连佳 姓名:陈阔 班级:12-1 600MW 凝汽式机组原则性热力系统热经济性计算 计算数据选择为A3,B2,C1 1.整理原始数据的计算点汽水焓值 已知高压缸汽轮机高压缸进汽节流损失:δp 1=4%,中低压连通管压损δp 3=2%, 则 )(MPa 232.232.24)04.01('p 0=?-=; p ’4=(1-0.02)x0.9405=0.92169; 由主蒸汽参数:p 0=24.2MPa ,t 0=566℃,可得h0=3367.6kJ/kg; 由再热蒸汽参数:热段: p rh =3.602MPa ,t rh =556℃, 冷段:p 'rh =4.002MPa ,t 'rh =301.9℃, 可知h rh =3577.6kJ/kg ,h'rh =2966.9kJ/kg ,q rh =610.7kJ/kg 。 1.2编制汽轮机组各计算点的汽水参数(如表4所示)

1.1绘制汽轮机的汽态线,如图2所示。

1.3计算给水泵焓升: 1.假设给水泵加压过程为等熵过程; 2.给水泵入口处水的温度和密度与除氧器的出 口水的温度和密度相等; 3.给水泵入口压力为除氧器出口压力与高度差产生的静压之和。 2.全厂物质平衡计算 已知全厂汽水损失:D l =0.015D b (锅炉蒸发量),锅炉为直流锅炉,无汽包排污。 则计算结果如下表:(表5) 3.计算汽轮机各级回热 抽汽量 假设加热器的效率η=1

(1)高压加热器组的计算 由H1,H2,H3的热平衡求α1,α2,α3 063788.0) 3.11068.3051()10791.1203(111fw 1=--?==ητααq 09067.06 .9044.2967)6.9043.1106(063788.0/1)1.8791079(1h h -212fw 221=--?--?=-=q d w d w )(αηταα154458 .009067.0063788.0212=+=+=αααs 045924 .02.7825.3375) 2.7826.904(154458.0/1)1.7411.879(h h -332s23fw 3=--?--=-=q d d w w )(αηταα200382 .0154458.0045924.02s 33=+=+=αααs (2)除氧器H4的计算 进除氧器的份额为α4’;176 404.0587.43187.6) 587.4782.2(200382.0/1)587.4741.3(h h -453s34fw 4=--?--=-=q w w d )(’αηταα 进小汽机的份额为αt 根据水泵的能量平衡计算小汽机的用汽份额αt

核电站用泵的抗震分析

https://www.docsj.com/doc/f04313304.html, 2009年 第9期 通用机械 64 GM in Electric Power 大连大学 二、地震的输入及抗震分析要求 地震输入其实就是确定地震时设备所在标高楼层图1 楼层反应谱 地震谱通常分为O B E(运行基准地震楼层反应 【摘 要】析的重视。 【关键词】分析 一、前言 加”——“A 醒核电站一定要重视设备的抗震性能。

2009年 第9期 https://www.docsj.com/doc/f04313304.html, 65 通用机械 GM in Electric Power 谱)和S S E(安全停堆地震楼层反应谱),或者叫S L1(运行安全地震楼层反应谱)和S L2(极限安全地震楼层反应谱)。谱线中有将X 、Y 、Z 方向分别描述的,也有在一张谱线中体现的。每张谱线通常会包含五条阻尼曲线,分别为临界阻尼的2%、4%、5%、7%和10% 。对于泵产品O B E的阻尼比值通常是临界阻尼的2%,而SSE的响应值小于或等于OBE的2倍。 抗震分析的目的在于证明泵设备在O B E和S S E地震期间或之后,能保证结构完整性,包括承压边界完整性以及泵的可运行性。通常要求如下分析。 1)承压部件即泵壳及轴承座部件的完整性。2)泵支撑件和连接螺栓以及地脚螺栓满足强度要求。3)在运行工况、地震和最大接管载荷共同作用下,保持可运行性,在转动件与静止件之间的相对变形应小于它们之间的间隙,不影响运转。 抗震分析也可以帮助分析泵壳承压边界应力分布、泵转子系统应力分布、泵体、轴承箱和底座的抗震分析等。从这个角度理解抗震分析可以作为设计验证的一种方法。 三、抗震分析程序、机构和方法 国内目前采用的抗震分析都是通过计算机模拟实体进行有限元分析,而多数泵制造厂没有该方面的程序或者程序不够权威或专业,所以只能求助于各大科研院所和核电设计院。仅以清华大学为例,根据泵厂提供的设备设计制造图样,采用三维C A D软件建立泵的几何模型,在MSC.Patran软件中建立泵的有限元分析模型,采用MSC.Nastran有限元程序进行抗震分析,并根据分析结果来校验泵各部位是否满足上述抗震要求。M S C.Nastran和MSC.Patran均是当前国际上比较权威的结构分析软件,被我国相关审查机关所认可。早期也用Super S A P w i n d o w s,它是美国A L G O R公司开发的一个结构分析程序。 四、分析过程 1.计算模型的建立 利用有限元分析程序进行分析首先要构建模型,建造的模型要与程序中的数学基础相符合,规定的假设条件尽可能与真实设备结构相近,模型的单元划分要合理。根据泵体、轴承箱和底座的几何结构特点,将其简 化成若干集中质量单元、梁单元和实体单元,然后建模。以大连苏尔寿泵及压缩机有限公司承制的设备冷却水泵为例,将叶轮、耐磨板和连轴器等作为集中质量处理;泵体、轴承箱在同一轴线上,泵轴用梁单元来模拟;泵体、轴承箱和底座都用实体单元描述。实体网格采用10节点4面体单元,包含泵体、出入口法兰、轴承箱和底座。泵体内水的质量被平均分配到泵体上。泵轴上相连的部件按照相应的集中质量表示,整个模型共有2个质量单元,54个梁单元,171 839个实体单元,300 044个节点。另外在两个法兰上还有两个多点约束单元,用于向法兰施加接管载荷中的3个力矩。有限元网格模型如图2所示。 图2 有限元网格模型 2.模态分析 抗震计算的第一步是对结构进行模态分析,以了解结构的基本动力学特性。对上面描述的有限元模型进行模态分析,得到其前5阶或10阶固有频率和各震形图。卧式泵结构简单,壳体等部件通常其基频(最低共振频率)高于截断频率 (其值通常接近33H z),可认为其是刚性的;而立式泵的结构复杂,常有较大的偏心质量,固有频率较低,不能假设它们是刚性的。泵的1阶固有频率大于截断频率,振型图为整体振型,可判定其为刚性设备, 根据核安全法规H A F0215,对刚性设备进行抗震分析时可以采用等效静力法。 按照楼层反应谱,读取零周期时X 、Y 、Z 方向的加速度。进行地震分析时,将3个方向的加速度乘以安全系数1.5后,以惯性力方式加载在质心。 3.材料特性、应力极限准则和载荷组合 核电站用泵的各部件的材料的力学性能参数不

热力发电厂课程设计

1000 MW凝汽式发电机组全厂原则性热力系统的设计 学院:交通学院 专业:热能与动力工程 姓名:高广胜 学号: 1214010004 指导教师:李生山 2015年 12月

1000MW 热力发电厂课程设计任务书 1.2设计原始资料 1.2.1汽轮机形式及参数 机组型式:N1000-26.25/600/600(TC4F ) 超超临界、一次中间再热、四缸四排气、单轴凝汽式、双背压 额定功率:P e =1000MW 主蒸汽参数:P 0=26.25MPa ,t 0=600℃ 高压缸排气:P rh 。i =6.393MPa ,t rh 。I =377.8℃ 再热器及管道阻力损失为高压缸排气压力的8%左右。 MPa 5114.0MPa 393.608.0p rh =?=? 中压缸进气参数:p rh =5.746MPa ,t rh =600℃ 汽轮机排气压力:P c =0.0049MPa 给水温度:t fw =252℃ 给水泵为汽动式,小汽轮机汽源采用第四段抽汽,排气进入主凝汽器;补充水经软化处理后引入主凝汽器。 1.2.2锅炉型式及参数 锅炉型式:HG2953/27.46YM1型变压运行直流燃煤锅炉 过热蒸汽参数:p b =27.56MPa ,t b =605℃ 汽包压力:P drum =15.69MPa 额定蒸发量:D b =2909.03t/h 再热蒸汽出口温度:603t 0 .rh b =℃ 锅炉效率:%8.93b =η 1.2.3回热系统 本热力系统共有八级抽汽,其中第一、二、三级抽汽分别供给三台高压加热器,第五、六、七、八级分别供给四台低压加热器,第四级抽汽作为高压除氧器的气源。七级回热加热器均设置了疏水冷却器,以充分利用本机疏水热量来加热本级主凝结水。三级高压加热器和低压加热器H5分别都设置内置式蒸汽冷却器,为保证安全性三台高压加热器的疏水均采用逐级自流至除氧器,四台低压加热器是疏水逐级自流至凝汽器。 汽轮机的主凝结水经凝结水泵送出,依次流过轴封加热器、四台低压加热器、除氧器,然后由汽动给水泵升压,在经过三级加热器加热,最终给水温度为252℃。 1.2.4其它小汽水流量参数 高压轴封漏气量:0.01D 0,送到除氧器; 中压轴封漏气量:0.003D 0,送到第七级加热器; 低压轴封漏气量:0.0014D 0,送到轴封加热器; 锅炉连续排污量:0.005D b 。 其它数据参考教材或其它同等级汽轮机参数选取。 1.3设计说明书中所包括的内容 1.原则性热力系统的拟定及热力计算; 2.全面性热力系统设计过程中局部热力系统的设计图及其说明; 3.全面性热力系统过程中管道的压力、工质的压力、温度、管道的大小、壁厚的计算; 4.全面性热力系统的总体说明。

RG.1.61核电厂抗震设计阻尼值

核电厂抗震设计阻尼值 DAMPING VALUES FOR SEISMIC DESIGN OF NUCLEAR POWER PLANTS 美国核管理委员会USNRC RG 1.61 (2007年3月第一次修订版) 环境保护部核与辐射安全中心 二〇一二年九月

美国核管理委员会2007年3月 第一次修订版 管理导则 核监管研究办公室 管理导则1.61 (草案编号DG-1157,2006年10月出版) 核电厂抗震设计阻尼值 1.61 (2007026) A.引言 根据HAF102要求,本导则为核电厂Ⅰ类抗震结构、系统和部件(SSCs)地震反应分析中所使用、可接受的阻尼值提供指导。 特别地,HAD102/02 要求对安全重要的SSCs设计应抵御诸如地震等自然灾害的影响而不能失去其正常的安全性能。这些SSCs也应设计成适应灾害影响并适应与正常环境条件有关的运行事件和假想事件。 我国核安全监管当局认为本导则规定的阻尼值符合有关地震反应分析的规范和导则的要求。指定的阻尼值用于弹性模态地震反应分析,其中能量耗散用粘滞阻尼模拟(即,阻尼力与速度成比例)。 -------------------------------------------------------------------- B.讨论 背景 阻尼是衡量动力荷载作用下材料或结构系统能量耗散的尺度,用于描述动力系统能量耗散的数学模型及求解过程的专业术语。开展弹性系统地震反应分析时,可以通过在模型中指定粘滞性阻尼大小(即阻尼力与速度成正比)来考虑能量耗散。 核工业界和许可证持有者建议核安全局接受更合理的阻尼值以用于SSCs的抗震分析与设计。 结构阻尼 1993年最初版本Rg1.61提供了结构适用的阻尼值,有关结果见文献NUREG/CR-6011[3],分析了有关数据以确定能显著影响结构阻尼的参数。基于此项研究,最初版本Rg1.61阻尼值是合适的,但需要必要的修订。特别是,对于钢结构,Rg1.61规范应区分摩擦型镙拴连接和承压型镙拴连接。摩擦型镙拴连接也称为“临界滑动连接”。这些连接方式中,螺栓预紧力应足够高以确保不超出摩擦力,螺杆不承受剪力。监管立场1更新了结构阻尼值。

热力发电厂课程设计计算书

热 力 发 电 厂 课 程 设 计 指导老师:连佳 姓名:陈阔 班级:12-1

600MW 凝汽式机组原则性热力系统热经济性计算 计算数据选择为A3,B2,C1 1.整理原始数据的计算点汽水焓值 已知高压缸汽轮机高压缸进汽节流损失:δp 1=4%,中低压连通管压损δp 3=2%, 则 )(MPa 232.232.24)04.01('p 0=?-=; p ’4=(1-0.02)x0.9405=0.92169; 由主蒸汽参数:p 0=24.2MPa ,t 0=566℃,可得h0=3367.6kJ/kg; 由再热蒸汽参数:热段: p rh =3.602MPa ,t rh =556℃, 冷段:p 'rh =4.002MPa ,t 'rh =301.9℃, 可知h rh =3577.6kJ/kg ,h'rh =2966.9kJ/kg ,q rh =610.7kJ/kg 。 1.2编制汽轮机组各计算点的汽水参数(如表4所示)

1.1绘制汽轮机的汽态线,如图2所示。 1.假设给水泵加压过程为等熵过程; 2.给水泵入口处水的温度和密度与除氧器的出 口水的温度和密度相等; 3.给水泵入口压力为除氧器出口压力与高度差 产生的静压之和。 2.全厂物质平衡计算 已知全厂汽水损失:D l=0.015D b(锅炉蒸发量),锅炉为直流锅炉,无汽包排污。 则计算结果如下表:(表5)

3.计算汽轮机各级回热抽汽量 假设加热器的效率η=1 (1)高压加热器组的计算 由H1,H2,H3的热平衡求α1,α2,α3 063788.0) 3.11068.3051() 10791.1203(111fw 1=--?== ητααq 09067 .06 .9044.2967)6.9043.1106(063788.0/1)1.8791079(1h h -2 12fw 22 1 =--?--?= -= q d w d w )(αηταα154458 .009067.0063788.0212=+=+=αααs 045924 .02 .7825.3375) 2.7826.904(154458.0/1)1.7411.879(h h -3 32s23fw 3=--?--= -= q d d w w )(αηταα200382.0154458.0045924.02s 33=+=+=αααs (2)除氧器H4的计算 进除氧器的份额为α4’; 176 404.0587.4 3187.6) 587.4782.2(200382.0/1)587.4741.3(h h -4 53s34fw 4=--?--= -= q w w d )(’αηταα 进小汽机的份额为 αt 根据水泵的能量平衡计算小汽机的用汽份额αt 1 .31)(4t =-pu mx t h h ηηα 即 056938 .09 .099.0)8.25716.3187(1 .31=??-=t α 0.1011140.0569380.044173t 44=+=+=ααα’ 根据除氧器的物质平衡,求αc4 αc4+α’4+αs3=αfw 则αc4=1-α’4-αs3=0.755442 表6 小汽机参数表

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