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。
图
7.1 大亚湾核电站的主蒸汽系统
图7.2 主蒸汽隔离阀执行机构
开启主蒸汽隔离阀时，需使电磁阀断电，从而关闭控制分配器，切断液压油缸的泄油通路，油系统压力升高是阀门开启。
(2)主蒸汽安全阀
主蒸汽安全阀是防止一、二回路超压的最后一道安全屏障，其功能是：
①蒸汽发生器二回路侧和主蒸汽系统提供超压保护；
②防止一回路超压和过热；
③限制蒸汽释放的数量和速率来防止堆芯过冷。
安全阀的总排放量一般都取额定蒸汽量的110%。但单个安全阀的排放量，在反应堆热停堆工况下，不会引起反应堆所不允许的过冷却。安全阀通常采用多个分组设置。故每条管
线上的7个安全阀分为两组：
第一组为气动操作安全阀，共三只。用来限制蒸汽发生器二回路侧压力，保证不超过蒸
bar a。考虑到蒸汽管线的压降、阀门特性和整定误差，把这一组安汽发生器的设计压力86.
bar a。
全阀的整定点定为83.
第二组为弹簧加载安全阀，共四只，用来限制蒸汽发生器二回路侧和主蒸汽管线中的最高压力不超过设计压力的110%。这一组安全阀的整定点定为87bar。
(3)主蒸汽母管
主蒸汽母管的功能是：
平衡三台蒸汽发生器二次侧的蒸汽压力，均衡汽轮机进口蒸汽压力，分配蒸汽到各有关用汽设备和集中疏水。
为使主蒸汽管束集中疏水，蒸汽管道的安装标高较低，以便主蒸汽隔离阀后管道、通往汽轮机的管道和通往蒸汽旁路排放总管的管道均能将疏水自流到主蒸汽母管。在集管上设有三个大直径的疏水器。
7.2 核电站汽轮机及设备
7.2.1 压水堆核电站汽轮机的主要特点
(1)新蒸汽参数在一定范围内变化
对常规火电站来说，汽轮机的新蒸汽参数(p0、t0)在正常运行期间是不变的(在起、停过程中的滑参数运行除外)。因此，锅炉运行人员的主要责任就是在运行过程中始终保持锅炉出口新蒸汽参数为额定值。
对压水堆核电站来说，如果仍然保持这种运行方式，则反应堆平均温度T ave变化太大，如图7.3所示。
这种运行方式虽对常规岛有利，但给核岛带来了很大问题。
(a)由于反应堆平均温度变化，就要求一回路系统具有较大的体积补偿能力，使一回路的压力补偿问题变为更为严重。
(b)对于具有负温度系数的压水反应堆来说，在功率提升过程中要求有较大的控制棒位移，即要求有较大的反应性补偿。
这些问题给一回路设计、运行带来很大困难，因此目前基本上不采用这种运行方式。
图7.3 t0,p0＝常数时输出功图7.4 t ave＝常数方案的温度、压率和温度压力的关系力功率关系(冷却流量不变) 对反应堆比较有利的是平均温度不变的运行方式，如图7.4所示。前面谈的两个问题都可很容易得到解决。但是，这种运行方式蒸汽参数变化太大，对二回路不利。
因此，压水堆核电站常采用一种折衷的运行方式，图7.5所示为大亚湾核电站的运行方式。这里，反应堆平均温度t ave和汽轮机新蒸汽参数p0、t0都作了适当变化，但又都不太大。蒸汽发生器出口新蒸汽压力为零负荷时76bar，满负荷时67.1bar，对应新蒸新汽温度为291.4o C和283.6o C。
(2)新蒸汽参数低，且为饱和蒸汽
对压水堆核电站来说，二回路新蒸汽参数取决于一回路的温度，而一回温度又取决于一回路压力，提高一回路压力将使得反应堆压力容器的结构及其安全保证措施变得复杂，尤其是反应堆压力容器尺寸很大时。因此，压水堆核电站汽轮机的新蒸汽压力，应按照反应堆压力容器计算的极限压力和温度来选取，一般不超过60－73bar的饱和蒸汽，大亚湾核电站一回路压力为155bar，额定工况下二回路蒸汽压力为67.1bar。
(3)理想焓降小，容积流量大：
一般饱和蒸汽汽轮机的理想焓降比高参数火电机组的理想焓降约小一半。因此，在同等功率下核电站汽轮机的容积流量比高参数火电站汽轮机约大60~90%，这样核电站汽轮机在结构上有以下特点：
①进汽机构的尺寸增大(包括管路)；
②功率大于500~800MW时汽轮机的高压缸采取双分流；
③由于叶片高度达，要求采用扭叶片的级数增加，提高了制造成本；
④调节剂的叶片高度大，所以叶片中弯曲应力大，不易采用喷嘴配汽；
⑤由于低压缸通流量大，故需要增多分流数目，或采用低转速。
图7.5 蒸汽发生器一、二回路参数
（4）通流表面积聚水分多，更易超速
与火电站中间再热式汽轮机一样，核电站汽轮机各缸之间也有很大的蒸汽容积，在甩负荷时会使转子升速。另外，处于湿蒸汽区工作的核电站汽轮机及其汽水分离再热器的通流表面上覆盖着一层水膜，当负荷发生大幅度速降时，流道内压力突然降低，这层水膜就会闪蒸，流至汽轮机各级做功，易使汽轮机超速。计算与试验表明，由于这一原因，在甩负荷时，转速会增长15~25%。为减少核电站汽轮机的转速飞升，可采取一下措施：
①在汽水分离再热器后、低压缸前的进汽管道上装设快速截止阀；
②提高分压缸压力，减少管道尺寸，将汽水分离器和蒸汽再热器做成一体；
③完善汽轮机和管道的疏水系统，减少水膜厚度和积水。
7.2.2 大亚湾核电站的汽轮机
大亚湾核电站的汽轮机是由英国GEC公司制造的双分流、中间再热、四缸六排汽、冲
图7.6 大亚湾核电站汽轮机热力系统图
动纯凝式汽轮机，共有四十个压力级和七级非调整抽汽，其热力系统如图7.6所示。四个转子各自的轴承支承，相互通过刚性联轴器连为一体，并且#3低压转子有刚性联轴器与发电机转子相连，组成汽轮机发电机组轴系。高压转子的前端接有一短轴，其上装有主油泵和超速危急保安器(或称危急遮断器)。推力轴承位于高压缸与#1低压缸间的轴承座内。电动盘车装置位于机组轴系尾部的励磁机后。
汽轮机的主要技术规范如下：
汽轮机发电机组额定电功率：983.8MW
转分
汽轮机额定转速：3000/
循环热效率：33.87%
kg kW h?
汽耗率：5.61/
kJ kW h?
热耗率：10128.7/
末级叶片高度：945mm
bar a
主汽门前进汽参数：压力：66.3.
温度：283o C
湿度：0.48%
kg s
流量：1532.7/
bar a
高压缸入口蒸汽参数：压力：61.1.
温度：276.7o C
湿度：0.61%
kg s
流量：1532.7/
bar a
高压缸出口蒸汽参数：压力：7.83.
温度：169.5o C
湿度：14.2%
kg s
流量：1274.14/
bar a
低压缸入口蒸汽参数：压力：7.4.
温度：264.8o C
湿度：0
kg s
流量：1011.6/
bar a
低压缸出口蒸汽参数：压力：0.075.
温度：40.3o C
湿度：9.3%
kg s
排汽量：3*276.47=829.41/
主要结构参数
高压缸低压缸总计长(m) 6.31 7.3×3=21.9 28.21
宽(m) 3.25 7.95 7.95
高(m) 3.98 5.72 5.72 重量(定子+转子)(吨)160+32.5=192.5 (270+66)×3=1008 1200.5
(1)高压缸
高压缸的进汽机构由四只主汽门(或称截止阀)和四只调节阀组成。一只主汽门和一只调节阀卧室共轴对称布置，组成一个高压蒸汽柜。四个高压蒸汽柜布置在高压缸两侧，采用叠置式安装方式。蒸汽柜坐落在基础上，由死点固定，但在其他方向可以自由移动，结构非常紧凑，且有良好的膨胀灵活性。
主蒸汽由蒸汽母管经根Φ610mm管道进入四个高压蒸汽柜的主汽门。蒸汽从四只调节阀出来后再由四根Φ610mm具有弹性的弯道进入高压缸的四个进汽口。这四个进汽口，两个上半缸，通过法兰与蒸汽管相连，以便上缸的装配和拆卸；两个在下半缸，与蒸汽管道焊在一起。
高压缸为浇铸单层缸。每个管道中的5级隔板是通过2个持环(或称隔板套)安装在汽缸上的。两个流道中的第一个持环和第一级隔板之间组成了高压缸的进汽室。每个流道中的两个持环之间形成抽汽室。高压缸的级中设有2级抽汽(不包括高压缸排汽)，前流道中的第1、2、3级隔板安装在前流道第一个持环上，而后流道中第1、2级隔板安装在后流道第一个持环上。如图7.7所示。他们的抽汽分别倒#6、#7高加。
图7.7 大亚湾核电站主汽轮机的高压缸
为了降低蒸汽湿度从第2级起每个隔板和持环上均设有除湿沟槽。
高压转子为整锻转子，从而解决了套装转子在高温下叶轮与轴的松动问题。高压转子的动叶均采用叉型叶根。
高压转子前端的短轴上装有主油泵叶轮和二个危急保安装置的飞锤，后端装有推力轴承
的推力盘。
蒸汽在高压缸做完功后，由汽缸两端的8个对称排列的排汽口排出。上半缸的4个排汽口(前后流道各2个)通过法兰与汽水分离再热器的冷再热管相连。下半缸的4个(前后流道各2个)，排汽口与冷再热管为焊接结构。高压缸的排汽分别送往2个汽水分离再热器。
(2)低压缸
低压缸的进汽机构由6只截止阀和6只调节阀组成，每只低压缸各有2只截止阀和2只调节阀。所有截止阀和调节阀均为蝶阀。一只截止阀和一只调节阀组成一个低压蒸汽柜，安装在低压缸的进汽管上。
由2个汽水分离再热器来的再热蒸汽沿6根Φ1142mm的蒸汽管道进入低压蒸汽柜的截止阀。蒸汽由调节阀出来后再沿6根Φ990mm的管道进入低压缸上部的进汽口、每个低压缸上部的2个进汽口也是通过法兰与蒸汽管连接。
低压汽缸为焊接双层缸，低压轴承座直接放在机座(或台板上)，而低压缸采用由下缸伸出的支承面支承在台板上。因此，大气压力引起外缸的任何变形不影响转子间的对中和轴承的载荷，如图7.8所示。
图7.8 大亚湾核电站主汽轮机的低压缸
低压缸两端的汽封是直接连在轴承座上，再通过可弯曲的波纹管连接到低压缸的端部，从而满足低压缸端部的密封要求。
由于进入低压缸的蒸汽为过热蒸汽，故第1、2级隔板上未设除湿沟槽，第3、4、5级隔板上均有除湿沟槽。
低压缸转子也为整锻式。动叶的叶根除末级为枞树型外，其余4级都是叉型结构。末级叶片高度为945mm，顶部堆焊了钨铬钴合金。
蒸汽在低压缸做完功后，沿各自两端的排汽口排入低压缸下部的凝汽器。为提高低压缸的刚度和使排气通道有合理的导流形状，减少排汽损失，低压缸的排汽口中装有导流板。
(3)抽汽
为提高热力循环，设置了7级抽汽回热，高压缸3级(包括高压缸排汽至除氧器)，低压缸4级。
高压缸的3级抽汽，一级抽自高压缸后流道第二级后，抽汽压力为：27.57bar，称为第1级抽汽。另一抽自高压缸前流道第三级后，抽汽压力为：19.08bar，称为第2级抽汽；第三级抽汽是高压缸排汽，至除氧器，抽汽压力为：7.83bar。
低压缸的抽汽采用前后流道对称布置，即第4级抽汽在2号低压缸前后两个流道中的第
bar a;
一级后，抽汽压力为3.863.
bar a；
第5级抽汽在1号和3号低压缸前后每个流道中的第二级后，抽汽压力为2.02.
第6级抽汽抽自1、2、3号低压缸前后每个流道中的第三级后，抽汽压力为bar a；
0.962.
bar a。
第7级抽汽在1、2、3号低压缸前后每个流道中的第四级后，抽汽压力为0.359.
(4)气封
⑴级内汽封
高、低压缸各级的隔板及动叶顶部均设有曲径式汽封，以减少级内漏气，提高机组效率。
隔板汽封是由汽封块安装在隔板内孔槽中构成的，汽封块被弹簧压紧在内壁上，如图7.9所示。汽封块上镶嵌着许多汽封片。
动叶顶部的汽封是由围带和隔板的外环构成，汽封片插在外环上。外环是用螺栓固定在隔板上后与隔板整体加工而成。这样的汽封结构减少了叶顶处漏汽，并在任何可能产生的动静摩擦的情况下，只会磨去外环上的汽封片，而不至损坏叶顶。
低压缸末级叶片没有围带，但其顶部有倾斜的薄边，和隔板上的外环一起构成末级叶顶的轴向汽封。
为了防止高压蒸汽外漏，减少汽轮机内作功的蒸汽量和防止空气漏入低压部分，破坏凝汽器的真空，高、低压缸两端均设有曲径式端部汽封。
高压缸的端部汽封块并不直接安装在汽缸上，而是采用了汽封套的方式。汽封套在中分面处通过螺栓连成一个整体，安装在汽缸上。
高压缸端部气封组成三个汽封，在启动、低负荷运行及停机时，由外汽源将密封蒸汽送
图7.9 隔板的曲径式汽封
入中间腔室进行密封。在高负荷时将高压缸入口蒸汽经节流导入内侧腔室，再由中间腔室导
bar a)
入低压缸端部汽封。外侧腔室为抽气腔，处于微负压状态(0.986.
低压缸端部汽封的结构也一样，只是汽封套不是安装在汽缸上，而是安装在落地式轴承座的延伸体上，如图7.10所示。汽封套是通过可弯曲的波纹管连接到低压缸的端部。
低压缸端部汽封组成了二个汽封腔，内腔为进汽腔，外腔为抽汽腔。
图7.10 低压缸端部气封
7.2.3 汽水分离再热器
蒸汽在高压缸中作功后湿度达到14.2%，如果继续送往低压缸中作功，那么低压末级的湿度可能达到30%左右，大大超出12-15%的许用值。因此，对于压水堆核电机组，在高、低压缸间必须设置汽水分离再热器，除去高压排汽中的水分，提高低压缸的蒸汽温度，使其有一定的过热度。这样，不仅改善低压缸的工作条件，而且能提高汽轮机的效率、减缓湿蒸汽对汽轮机部件的腐蚀。
大亚湾核电站的汽轮机配有二台并列工作的汽水分离再热器，布置于汽轮机的两侧。汽水分离再热器由汽水分离器、第一再热器、第二再热器等三部分组成，其结构如图7.11所示。高压缸的排汽由4根管道及汽水分离再热器筒体端部进汽口导入，经分配板进入波形板分离器，除去约98%的水分；然后上行进入第一再热器，被高压缸第一抽汽的蒸汽加热；继续上行进入第二再热器，由新蒸汽加热，使之达到过热状态。最后，由筒体顶部的三个排汽口排出，分别送往三个低压缸。
图7.11 大亚湾核电站主汽轮机的汽水分离再热器
汽水分离器分离出现的水汇集到筒体底部的疏水箱，再由疏水泵打入除氧器前的凝水
管；抽气再热器的疏水流入#6高压加热器的疏水箱；新蒸汽再热器的凝水流入#7高压加热器的疏水箱。在高压加热器的高水位时，再热器的凝水直接排至凝汽器。
汽水分离器筒体的设计工作压力为11bar(绝对)，正常运行压力为7.8bar。为防止意外超压，导致筒体爆损，在筒体上设有一个卸压阀和八个爆破盘。卸压阀的动作压力为
9.55bar(绝对)，爆破盘的动作压力为11.4bar(绝对)。为强化再热器的传热，再热器管为带散热片的不锈钢管。
汽水分离再热器的主要技术参数为：
直径：5.35m
长度：24.38m
重量：342吨
温度(o C) 压力(bar) 湿度(%) 过热度(o C) 冷再热蒸汽169 7.8 14.2
热再热蒸汽265 7.4 96
新蒸汽279 64.3
抽气229 27.6
7.2.4 凝气器
凝汽器在热力循环中起着冷源的作用，它与抽气系统一起在汽轮机的尾部建立和维持真空，凝结来自主汽轮机、给水泵汽轮机及旁路系统来的蒸汽，对凝水作一级热力除氧，并向一回路系统提供足够的凝结水贮备量和接收疏水箱来的疏水。
大亚湾核电站的三个低压缸配置三个结构和容量相同的凝汽器。直径为2米的联通管将三个凝汽器的汽侧空间相互联通。凝汽器的结构如图7.12所示，主要由壳体、膨胀连接件、管板、管束、水室和热井等组成。在其喉部装有一台组合式的#1、#2低压加热器、4个旁路系统的蒸汽排放扩散器，以及#3、#4低压加热器的抽气管。
图7.12 大亚湾核电站主汽轮机的凝汽器
每个凝汽器设有两组独立的管束，每组管束由6808根外径25.5mm、壁厚0.71mm、长16700mm的钛管组成。管束的布置保证蒸汽以较低的速度沿周围边界进进入中心区，聚集在管束中央的不凝结气体由中央通道引至管束冷却水的进口端，然后被抽气系统抽至大气环境。管束内设有凝水收集盘，防止管束下部传热管水淹没和凝水过冷。每组管束的底部设
有第一凝水收集盘，所有凝水必须由此进入除氧盘。这样，可使低压缸的排汽直接流向热井，通过除氧盘加热凝水来除氧。
低压缸与凝汽器之间通过“哑铃”状橡胶膨胀件连接，如图7.13所示。环状橡胶膨胀件的上部和底部压紧在上、下支承块上，防护板从内侧保护膨胀件。在凝汽器的颈部和低压缸排汽口的法兰间，由蓄水槽作密封，确保凝汽器的真空。
凝汽器的技术参数为：
主汽轮机低压缸排汽量 829.41/kg s
给水泵汽轮机的排汽量 28.52/kg s
图7.13 凝汽器的密封连接件
m s
循环水流量44.963/
循环水入口温度23o C
凝汽器的喉部压力75mbar(绝对)
凝汽器出口凝水含氧量<12ppb
7.3 汽轮机的辅助系统及设备
7.3.1 蒸汽旁路排放系统
蒸汽旁路排放系统是为机组适应启停工况和事故处理设置的。当反应堆的热功率大于汽轮机的功率时，该系统为反应堆产生一个人为的负载，达到反应堆负荷与汽轮机功率相适应的目的。
在蒸汽旁路排放系统作用下，当机组甩去部分负荷、甚至全部负荷时，不使反应堆紧急停堆和主蒸汽安全阀动作；允许反应堆随大于10%额定负荷的阶跃变化和每分钟超过5%额定负荷的线性变化；在反应堆紧急停堆和机组正常启动及停堆时，防止冷却剂过热和主蒸汽安全阀起跳，并导致反应堆冷却器系统的贮热和剩余发热，使反应堆冷却剂的平均温度达到零负荷或投用余热排出系统的水平。
蒸汽旁路排放系统由蒸汽器排放系统、除氧器排放系统和大气排放系统三部分组成，系统如图7.14 。
图7.14 大亚湾核电站主汽轮机的旁路系统
凝汽器排放系统是一个大旁路，从排放总管引出的12根管道，经隔离阀、气功控制排放阀和扩散器到凝汽器上。12个凝汽器排放阀分为三组，对称、均匀地分布在三个凝汽器上，按先后顺序逐组比例开启，三组的排放量分别为18.2%、18.1%和36.3%额定流量。排放蒸汽在扩散器中降温、降压后喷入凝汽器空间。
除氧器排放系统是个小旁路，从排放总管引出的一根管道在除氧器处分为三根支管，经隔离阀和气动控制排放阀与除氧器的加热抽汽管合并，排汽经除氧器的主蒸汽鼓泡器进入除氧器的水空间。该排放系统的设计排放量为12.4%额定流量。
大气排放系统仅当排放蒸汽量超出大、小旁路系统的排放能力时才投入使用。三条各自独立的大气排放系统管线接自主蒸汽隔离阀的上游，每根排放管上装有电动隔离阀的气动控制排放阀。为提高排放阀的工作可靠性、在气动排放阀处设置看一个压缩空气罐，在压缩空气系统失灵时，能使气动排放阀维持6小时的工作时间。大气排放系统的总放量为10-15%。
当机组功率在5%额定功率以上、二个回路的功率平衡、负荷阶跃变化小于10%或每分钟小于15%额定负荷线性变化时，蒸汽旁路排放系统不投入工作。在机组启动和正常停运时，第1、2组凝汽器排放阀在冷却剂平均温度高于284o C时投入工作；为避免一回路系统过冷，在冷却剂平均温度小于284o C工况下，所有排放阀都关闭。在冷停堆时，冷却剂平均温度由291.4o C降到180o C的过渡阶段，蒸汽排放系统投入运行。
排放阀有温度控制和压力控制两种工作模式。当反应堆功率大于15%时，采用温度控制模式，开启信号正比于反应堆的平均温度与汽轮机负荷表征温度的差值。在反应堆的功率小于15%时，采用压力控制模式，是蒸汽母管的压力维持在手动设定的水平。
7.3.2凝结水抽出系统
凝结水抽出系统抽取凝汽器热井中的凝结水，
经四级低压加热器输送到除氧器，同时向蒸汽旁路
排放系统的扩散器、低压缸排汽口的喷淋系统、新
蒸汽疏水接收器和汽轮机疏水接收器等提供冷却
水，以及向凝结水泵、低压疏水泵和主给水泵提供
轴封水。此外，还向辅助给水系统的贮水箱提供补
充水。
凝结水抽出系统是由三台凝水泵、四台疏水接
收器、凝结水过滤器以及除氧器水位控制和凝结水
再循环控制阀等组成。
大亚湾核电站的每台主汽轮机配置三台50%
额定流量的电动立式三级凝结水泵，结构如图7.15
所示。正常工况下二台工作，一台备用。泵的第一
级采用双吸入口，从第一级叶轮轮缘排出的凝水经
双蜗壳引向单侧进水的第二级叶轮，第二级叶轮的
出水经扩压器引向第三级叶轮，最后由支承泵体重
图7.15 凝结水泵
量的垂直管排出泵外。凝结水泵的工作转速为1482rpm，扬程215m，额定功率1660kW，kg s。
额定流量552.67/
凝结水泵通过低压加热器输送到除氧器的凝结水量是由除氧器的水位控制器来调节，控制回路如图7.16 。为避免凝结水泵的汽蚀，必须保证凝水泵有最小量流过。在除氧器高水位、输入的凝结水量减少时，由再循环控制阀来保证通过凝结水泵的最小许用流量。再循环控制器感受#4低压加热出口的凝水流量，凝结水泵的出水经直径500mm的管道和直径
kg s。
300mm的控制阀返回凝汽器。设计最大再循环流量为500/
图7.16 凝结水控制系统
7.3.3 低压加热系统
低压加热器系统是利用汽轮机的抽汽加热来自凝结水泵的凝水，达到提高热力循环效率的目的。大亚湾核电站的主汽轮机设有4级U型管表面式低压加热器，将凝汽器热井中温度为40.82o C的凝结水加热到139.9o C。
#1、#2低压加热器采用组合式结构，即两个加热器组合在同一筒体内，结构如图7.17所示。每台主汽轮机设有三台并列工作、1/3容量的#1、#2低压组合式加热器，分别安装在凝汽器的喉部。来自凝结水泵的凝水在U型管中流动，加热蒸汽在管侧流动。蒸汽冷却产生的凝结水由#2低加流向#1低加，再由#1低加流向凝汽器。
图7.17 1号、2号组合式低压加热器
#3、#4低压加热器均为二台50%额定流量并列工作，其中#4低压加热器的底部设有5.7%总传热面的疏水冷却段。#3、#4低压加热器的疏水汇集到疏水集箱，由疏水泵打入#3、#4低加间的凝结水管道。为防止甩负荷工况下加热器中水闪蒸产生的蒸汽返回汽轮引起机组超速，在#3、#4低压加热器的抽汽管上设有逆止阀；同时，为在传热管泄漏或疏水阻塞时将加热器退出系统，在抽汽管道上还设有隔离阀。逆止阀位于汽轮机侧，目的在于减少抽汽管道产生的中间容积，减少甩负荷工况下机组的飞升转速；隔离阀位于加热器侧，防止加热器高水位时疏水进入抽汽管道。抽气隔离阀在加热器高水位时自动关闭，以免造成汽轮机进水事故。#1、#2组合式低加抽汽隔离阀的最小关闭时间为30秒，#3、#4隔离阀的最小关闭时间为60秒。
在低压加热器系统的凝水管路上均设有隔离阀和电动旁路阀，以便必要时将部分低压加热器退出系统。为保证低压加热器良好的传热性能，及时将蒸汽凝结过程中产生的不凝结气体抽起，在4级低压加热器上均设有不凝结气体排气口，由抽气管直接引至凝汽器。
7.3.4 除氧器系统
除氧器系统对凝结水泵送来的凝水加热到除氧器工作压力下的饱和温度，出去凝结水中残留的不凝结气体，向蒸汽发生器提供含氧量低于5ppb的给水；为给水泵提供所要求的吸入压头，避免给水泵遭受汽蚀；同时，作为给水与凝水间的缓冲器，在给水量与凝水量供应间失配时提供补偿。此外，接收来自蒸汽旁路排放系统的蒸汽和高压加热器及汽水分离再热
器的疏水。
大亚湾核电站主汽轮机的除氧器结构如图7.18所示，它是由一个圆筒形压力容器、四个凝水喷雾头、二个主蒸汽鼓泡器和一个辅助蒸汽鼓泡器等组成。其中压力容器的内径4.3米、长50米、安装标高28.2米。
图7.18 大亚湾核电站主汽轮机的除氧器
除氧器的加热汽源来自高压缸的排汽和新蒸汽，在除氧器贮水箱启动加热阶段由辅助蒸汽加热。来自高压缸的排气(正常运行)或新蒸汽(甩负荷或低负荷工况)经两根直径750mm的管子引入两个主蒸汽鼓泡器；鼓泡器将加热蒸汽均匀地分布于除氧器水箱的底部，蒸汽沿除氧器长度方向均匀地向上流动加热存水，一部分蒸汽溢出水面，在汽空间与经斯托克喷淋器(如图7.19)的雾状凝水接触，喷雾区的水加热到除氧器压力下的饱和温度，凝水中的不凝结气体逸出，由除氧器顶部的8根放气管排向大气环境。
在除氧器贮水箱启动加热时为达到高度除氧的目的，在除氧器系统中设置了一套再循环装置，再循环泵由除氧器的底部吸水，然后送到除氧器上部的主凝结水管，经喷淋器返回除氧器。
除氧器正常运行压力为7.5 bar(绝对)，设计压力为11bar(绝对)，为防止除氧器意外超压，在除氧器上设有12个结构相同的卸压阀，在压力10.71 bar(绝对)±3%时动作。
7.3.5 给水泵系统
给水泵的功能是根据蒸汽发生器的要求，将凝水从除氧器中抽出、升压，经高压给水加热器送往蒸汽发生器。
大亚湾核电站每台主汽轮机配置了三台容量各为50%的给水泵，其中两台为汽动泵，一台为电动泵。两台汽动泵为工作泵，电动泵为备用泵。每台汽动泵都可以单独运行，也可
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。
核电厂系统与设备知识点
核电厂系统与设备知识点 2020年前要新建核电站31座，今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组 我国发展核电的基本政策是：坚持集中领导，统一规划，并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策：自主，国产化，与压水堆配套；引进的基础上,消化,改进,国产化。 在核电布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区。 坚持“质量第一，安全第一”，坚持“以我为主，中外合作” 我国确定发展压水堆 核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。 常规岛:汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。 配套设施：除核岛、常规岛的其余部分。 压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节，在四个主要设备中实现的： 1）核反应堆：将核能经转变为热能，并将热能传给反应堆冷却剂，是一回路压力边界的重要部件。 2）蒸汽发生器：将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水，使其变为蒸汽。在此只进行热量交换，不进行能量形态的转变； 3）汽轮机：将蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能； 4）发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。 大亚湾核电厂共有348个系统 核电厂平面布置原则：a.区分脏净,脏区尽可能在下风口.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房.
布置分区：核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区 核心区布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置：T型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大,单独汽机厂房。 L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台吊车。 我国采用T型布置。 安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、检验的规范标准 安全功能: 1 安全停堆和维持安全停堆状态； 2 停堆后余热导出； 3 事故后防止放射性物质释放，以保证放射性物质释放不超过容许值。 确定某物项对于安全的重要性有：确定论方法；概率论方法。 安全分为四级1 安全一级：一回路承压边界所有部件；选用设备等级一级，质量A组。按照实际可能的最高标准设计、制造、安装和实验。 2 安全二级：余热去除、安注和安喷系统。 3 安全三级：辅助给水；设备冷却水；乏燃料池冷却系统；为安全系统提供支持的系统和设施。 4 安全四级：核岛中不属于安全三级以上的，但要求按照非和规范和标准中较高要求设计制造。 抗震分为一、二类和非抗震类（）：抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的工况以及用来实施停堆或维持停堆状态的构筑物、系统和设备。 安全一、二、三级和和1E级电器设备属抗震一类。抗震一类要求满足安全停堆地震载荷要求 安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件，分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史
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
核电厂电气系统与设备
1.成套配电装置的特点 （1）、电气设备布置在封闭或半封闭的金属外壳内，相间和对地距离可以缩小，结构紧揍，占地面积小。 （2）、所有电器元件已在工厂组装成一整体，现场安装工作量大大减小，有利缩短建设周期，也便于扩建和搬迁。（3）、运行可靠性高，维护方便 （4）、耗用钢材较多，造价较高。 2.发电机与配电装置的连接有三种方式，即用电缆、敞露母线、封闭母线连接。 3.电气主接线图一般画成单线图 4.核电厂主要有三种主接线：高压开关站主接线、发变组接线、厂用电接线。 5.在两组母线间，装有三个断路器，可引接二个回路，又称为二分之三接线。 6.双母线接线特点 （1）、检修任一组母线时，不会停止对用户连续供电。（2）、运行调度灵活，通过倒换操作可形成不同的运行方式（3.）在特殊需要时，可以用母联与系统进行同期或解列操作。 7.厂用耗电量占发电厂全部发电量的百分数，称为厂用电率。 8.厂用电系统的主要功能是在任何工况下：
（1）为核电厂的厂用点设备提供安全可靠的电源。 （2）并对与核安全有关的系统和设备提供应急电源，以确保核电站的安全运行。 励磁方式分为：用直流发电机作为励磁电源的直流励磁机励磁系统；用硅整流器装置将交流转化成直流后供给励磁的整流器励磁系统 用直流发电机作为励磁电源的直流励磁机励磁系统用硅整流器将交流转化成直流后供给励磁的整流器励磁系统。 同步发电机并联运行的优点 1.电能的供应可以相互调剂，合理使用 2.增加供电的可靠性 3.提高供电的质量，电网的电压和频率能保持在要求的恒定范围内 4.系统愈大，负载就愈趋均匀，不同性质的负载，互相起补偿作用。 5.联成大电力系统，有可能使发电厂布局更加合理。
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。
核电厂系统与设备一回路复习题
核电厂系统与设备一回路复习题 绪论 简述压水堆核电站基本组成及工作原理？基本组成：以压水堆为热源的核电1、 站。主要由核岛（）、常规岛（）、电站配套设施（）三大部分组成。 工作原理： （一）工作过程：核电厂用的燃料是铀235。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水（冷却剂）把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。 一回路冷却剂循环：反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆二回路工质循环：蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器 （二）压水堆核电站将核能转变为电能的过程，分为四步，在四个主要设备中实现的。 1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）； 2、蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为 饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变； 3、汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。 4、发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。能量传递过程为：裂变能→热 能→传递→机械能→电能。 厂房及房间的识别符号如何定义？（P 3-5 ）厂房的识别定义：厂房的识别一般用3 个符号来表示。第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属 2、
于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机
表示该设备属于哪台机组，哪个系统。后 5 个符号为设备组符号，表示是什么设 备及设备的编号。 （L —字母， N —数字） 第一章 1、压水型反应堆由哪几大部分组成？ 反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。 2、控制棒组件按材料和功能各如何分类？其作用如何？ 控制棒组件按材料分类： （ 1）黑棒组：由 24 根吸收剂棒组成，吸收能力强； （2） 灰棒组：由 8 根吸收剂棒和 16 根不锈钢棒组成，吸收能力弱。采用一部分灰棒 束控制组件是为了使功率分布均匀，避免局部中子注量率畸变过大。 按在运行中的用途分类： 控制棒组件可分为功率调节棒、 温度调节棒和停堆棒三 类，每类又分为若干组。 正常运行时， 功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度， 用于调节反应堆功率； 温度调节捧在堆芯上部一定范围移动， 用于控制冷却剂温 度的波动；停堆棒用于事故紧急停堆，正常运行时提出堆外。 3、可燃毒物和中子源组件的功能是什么？ 可燃毒物功能： 新堆第一次装料的后备反应性过大， 为了保证慢化剂温度系数为 负值，其硼浓度又不能过高，所以装入 66 束具有较强吸收中子能力的可燃毒物 组件。他们在第一次换料时全部取走。 中子源组件功能： 用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平， 使堆外3、 组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表 示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。 房间的识别定义： 房间的识别一般用三个数字符号来表示， 第一个数字表示楼层， 第二、三个数字表示房号。 设备的识别符号如何定义？ 设备识别用 9个符号来表示。这 9个符号又 分为两个大组，前 4 个符号为功能组符号，
核电站系统与设备复习资料
一回路部分： 1、了解压水堆核电厂的基本组成、工作原理、安全设计、环境保护，熟悉我国 各主要核电站的堆型、功率、发展战略等。 基本组成：核岛（NI）、常规岛（CI）、电站配套设施（BOP） 工作原理：一回路冷却剂循环：反应堆→蒸汽发生器→冷却剂泵→反应堆 二回路工质循环：蒸汽发生器→汽轮机→凝汽器凝→给水泵→蒸汽发生器安全设计：严格遵守核电站安全三要素：反应性控制、堆芯冷却和放射性产物的包容。采用了多道安全屏障和纵深防御的原则 环境保护：对核电厂的放射性进行热屏蔽、生物屏蔽；设臵放射性废物处理系统；严格遵守核废物处理的原则：分类处理，尽量回收，把排放量和放射性水平减至最小。 核电发展战略：坚持发展百万千瓦级先进压水堆核电技术路线，目前按照热中子反应堆—快中子反应堆—受控核聚变堆“三步走”的步骤开展工作。 2、掌握反应堆的基本结构、组成，各功能组件的组成、原理等；压力容器内冷 却剂的流动方向等。 基本结构：1、反应堆压力容器2、反应堆堆内构件3、堆芯4、驱动机构 组成：堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构 3、掌握RCP系统、各设备的主要功能、主要组成、重要特征参数、运行参数 等，自然循环的原理。 系统主要功能：1、热量传输2、中子慢化3、反应性控制4、压力控制5、阻止放射性物质扩散6、稳压器的安全阀起超压安全保护作用 系统组成：由反应堆和与其相连的三个环路组成，每条环路包含一台蒸汽发生器、一台主泵及相应的管道。一台稳压器是三个环路公用，经波动管连接在一环路的热管段上。
运行参数：系统运行压力14.7~15.7MPa（常用15.5MPa）——指什么地方压力？（稳压器汽腔压力）（1）反应堆进口冷却剂温度280~300℃（2）反应堆出口冷却剂温度310~330℃（3）反应堆进出口冷却剂温升30~40℃自然循环的原理：蒸汽发生器位置高于反应堆的位置，在蒸汽发生器中，冷（水）柱和热（水）柱之间的密度差为工质的循环提供驱动压头。使冷却剂能在无外力的情况下循环流动。 4、掌握RCV、REA、RRA的主要功能，系统组成、设计流程（管线），投入条 件，已经相互之间的连接关系，会看图分析。 1）化学和容积控制系统（RCV） 主要功能：是与核安全有关的系统之一；实现容积控制、化学控制和反应性控制。 流程：包括：、下泄回路、净化回路、上充回路、轴封水及过剩下泄回路、低压下泄管线、除硼管线。 组成：1、再生式热交换器-RCV001EX 2、下泄降压孔板-RCV001/002/003DI 3、下泄热交换器-RCV002RF（非再生式热交换器） 4、除盐器前旁路阀-RCV017VP 5、下泄控制阀-RCV013VP 6、除盐器前过滤器-RCV001FI 7、混床除盐器-RCV001、002DE 8、阳床除盐器-RCV003DE 9、三通阀-RCV026VP 10、容积控制箱-RCV002BA 11、上充泵-RCV001、002、003PO 投入条件：1、一回路冷却剂温度变化以及一回路冷却剂泄漏引起冷却剂体积波动导致稳压器液位偏离程控液位的整定值 2、冷却剂中的悬浮杂质、冷却剂的水质及放射性指标超过规定范围。 2）反应堆硼和水补给系统（REA） 主要功能：为化容系统贮存并供给其容积控制、化学控制 和反应性控制所需的各种流体。 (1) 提供除盐除氧含硼水，以保证RCV系统的容 积控制功能；(2) 注入联氨、氢氧化锂等药品，以保证RCV系 统的化学控制功能；(3) 提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证 RCV系统的反应性控制功能。 组成：一、补水回路 两个除盐除氧水贮存箱，两个机组共用 四台除盐除氧水泵，每个机组两台 两个化学物添加箱，每个机组一个 二、硼酸补充回路 一个硼酸溶液配制箱，两个机组共用 三个硼酸溶液贮存箱，每个机组各用一个， 第三个为共用四台硼酸溶液输送泵，每个机组两台 流程：正常补给管线、补水旁路管线、直接硼化管线、应急硼化管线、与换料水箱的连接管线 投入条件： 3）余热排出系统（RRA）
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？
核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题
一、填空题（共20分，每题2分） 得分 1.通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。 2.反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。 3.压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。 4.燃料组件骨架由24根控制棒导向管、1根中子注量率测量管与上下管座焊接而成。 5.蒸汽发生器是分隔一、二回路工质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。 6.稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。 7.放射性废水有可复用废水和不可复用废水，可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用，这是硼回收系统的任务。 8.专设安全设施包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。 9.安全注入系统通常分为高压安全注入系统、蓄压箱注入系统、低压安全注入系统。 10.反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。 11.核电站运行中产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气。 12.核电厂主要厂房包括：反应堆厂房（安全壳）、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机发电厂房、控制厂房。 13.核电厂设计一般遵循的安全设计原则有：多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照剂量标准。 14.燃料组件由燃料元件、定位架格和组件骨架组成。 15.堆芯支撑结构包括下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构 16.阻力塞棒是封闭的不锈钢管，其长度较短，约20 cm 17.大亚湾压水堆核电厂的控制棒组件中黑棒采用的中子吸收剂材料为__ Ag-In-Gr(银-铟-镉)___，灰棒材料为___不锈钢__，控制棒驱动采用___电磁步进式______方式； 18. 大亚湾核电厂的蒸汽发生器采用的是在压水堆核电站最为常见的__立式自然循环U型管蒸汽发生器； 19.天然铀所含有的三种同位素中，属于易裂变核素的是铀-235 ； 20.反应堆冷却剂泵主要分为两大类型分别是屏蔽电机泵和轴封泵； 21. 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80％左右; 22.压水堆核电厂使用较广泛的有三种: 立式U型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环
核电厂系统与设备复习题
《核电厂系统与原理》课后习题（部分答案未找到或与教材有些许出入） 核岛 1.核能有何特点是什么？ 特点1：核能具有很高的能量密度 特点2：核电是清洁的能源 特点3：核能是极为丰富的能源 特点4：核电在经济性具有竞争力 特点5：核电的安全性具有保障 2.压水堆核电厂的基本组成是什么？与火电厂的对应关系是什么？ 压水堆核电站分为三大部分： 核岛（NI） 常规岛（CI）?电站配套设施（BOP） 3.核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 辐射防护目标；确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限 值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 (As Low As Reasonably Achievable-ALARA) 技术安全目标；防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果 4.纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 纵深防御原则（defense-in-depth）多道屏障多级防御 5.单一故障原则是什么，与核电站设计有何关系？ 要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行其正常功能的准则。 6.压水堆核电厂的屏蔽如何分类？ 热屏蔽 设置在被防护设备周围，防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来自活区性的快中子和γ辐射的能量而出现过高的温升而损坏。 生物屏蔽 一次屏蔽-----屏蔽压水堆活性区 二次屏蔽-----屏蔽一回路系统各主要设备 辅助系统屏蔽-----防护来自各个辅助系统的各种核辐射 工艺运输屏蔽-----对乏燃料组件有关操作的屏蔽 7.反应堆冷却剂系统的功能是什么？为实现其功能，主冷却剂系统的基本组成是什么？ 1可控的产生链式裂变反应 2导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 3产生蒸汽 4第二道实体屏障，包容放射性物质 组成：反应堆压力容器 控制棒驱动机构的压力外壳 主冷却剂管道——（热管段、过渡段、冷管段） 蒸汽发生器一回路侧 主冷却剂泵 稳压器及其连接的管道——（波动管、喷淋管） 与辅助系统相连的管道和阀门 8.反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。反应堆是核电站的核心设备，整个核电站的安全和经济性能与其密切相关。 9.主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？ 用于驱动冷却剂在RCP的循环，连续不断地将堆芯产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧给水
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。