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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;b.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉;c.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.d.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（NA）：

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LS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上发生过的最大地震再加上一个适当的安全裕量后确定的。

抗震二类的表明设备的设计要满足能承受运行基准地震（OBE）引起载荷要求。

在美国，抗震I类设备必定是安全级设备，而对非安全级设备也可以提单独的抗安全停堆地震要求。

核电厂的安全设计中辐射防护应遵循：正常运行工况下反射性排放低于预定限值，对环境与公众的影响可以忽略不计；导致高辐射计量或放射性物质大量释放的事故概率要低，而发生概率较高的辐射后果要小。

纵深防御要贯彻到核电厂的全部活动中。核电厂提供多层次的设备和规程，用以防止事故、或在未能防止事故发生时实施适当的防护，保证核电厂的安全。

五道相继深入而又相互增援的设计防御措施：

第一道防御：考虑对事故的预防，核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的

第二道防御：防止运行中出现的偏差发展成为事故。设置可靠的保护装置和系统。探测妨碍安全的瞬变，完成适当的保护动作

第三道防御：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。

第四道防御是应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理尽量低。

第五道防御：应急计划；万一发生严重事故造成放射性大量外逸时，对附近居民实行隐蔽、疏散、供给药物、封锁食品，使放射性物质释放带来的损害减小到最小

制定事故应急响应预案的目的是：在核电厂发生事故时，采取及时有效措施，保护公众、保护环境，将事故损失减到最小国核事故应急管理体系：核事故应急工作实行国家、地方、核电厂三级管理制。

为了阻止放射性物质向外扩散，设计上的最重要安全措施之一，是在放射源与人之间设置了多道屏障:

第一道屏障: 燃料元件包壳;第二道屏障: 一回路压力边界;第三道屏障: 安全壳，即反应堆厂房。

有时见到四道屏障之说，它们依次是：燃料芯块；燃料元件包壳；一回路压力边界；气密性的承压反应堆厂房（安全壳）核电厂各系统安全设计的基本原则有:单一故障准则满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋于的功能多样性原则多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件，即通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性。独立性原则为了提高系统的可靠性，防止发生共因故障或共模故障，系统设计中应通过功能隔离或实体分隔，实现系统布置和设计的独立性。故障安全原则,；充分采用固有安全性的设计原则；运行人员操作优化的设计；主控制操纵员室设计

反应堆冷却剂系统又称为一回路系统

主要功能使冷却剂循环流动，将堆芯裂变产生的热量载出，并通过蒸汽发生器传给二回路工质，产生蒸汽，驱动汽轮发电机组发电

余热载出：在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰变热。

放射性屏障：压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一道屏障，第二道屏障。

反应性控制：冷却剂作为可溶化学毒物硼的载体，并起慢化剂和反射层作用。

压力控制：RCP系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发生偏离泡核沸腾，同时对一回路系统实行超压保护。

按照功能,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

主系统可分为两部分，即一回路系统部分和泄压蒸汽收集部分

一回路主要部件包括：反应堆压力容器、蒸汽发生器的主冷却阀、主泵、稳压器

主管道分期热段、过渡段、冷段三部分

冷却系统由反应堆冷却剂泵、反应堆和蒸汽发生器及相应的管道组成。

在反应堆冷却剂泵电动机顶部装飞轮，延长主泵断电后的惰转时间，增加泵的惯性流量

在一回路设备布置上，应使蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器，以便建立和保持一个自然循环驱动头。

在一回路出现两相流的情况下，必须考虑流动的不稳定性问题。原理上，增加堆芯与蒸汽发生器间的高度差仍然有效，但增加的办法更倾向于降低堆芯高度，拉长反应堆压力容器而不是抬高蒸汽发生器。

卸压系统主要由装在稳压器汽空间连管上的卸压阀或安全阀及其管道和卸压箱组成

一回路的工作压力、冷却剂的反应堆进出口温度、流量和流速等参数的选择，直接影响了核电厂的安全性和经济性核电厂一回路一般采用2～4条环路并联形式。

一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为15.5MPa左右。设计压力取1.10～1.25倍工作压力；冷态水压试验压力取1.25倍设计压力。

电厂热效率与冷却剂的平均温度密切相关，冷却剂出口温度越高，电厂热效率越高，但冷却剂出口温度的确定应考虑以下因素：燃料包壳温度限制、传热温差的要求、冷却剂过冷度要求。

压水堆核电厂一回路参数范围：工作压力15.5MPa左右；冷却剂进口温度取280℃~300℃，出口温度取310℃~330℃。核电厂变工况时，平均温度变化允许的最大温差为17℃~25℃。反应堆的设计温度为350℃。单环路对应的电功率为300MW时，冷却剂总质量流量可达到15000t/h~21000t/h。主管道内冷却剂流速可达15 m/s，一回路系统的总阻力约为0.6MPa~0.8MPa 堆芯又称为活性区，位于反应堆压力容器中心偏下的位置。大亚湾核电厂由157个几何形状和机械结构完全相同的燃料组件，构成一个高3.65m，等效直径3.04m的准圆柱状核反应区。

在典型的燃料管理方案中，初始堆芯分成三个燃料浓集度不同的区，在堆芯外区放置浓集度较高的燃料组件，浓集度较低的燃料组件以棋盘的形式排列在堆芯的内区。

1区53个组件，浓集度1.8%；2区52个组件，浓集度2.4%；3区52个组件，浓集度为3.1%。通常每年进行一次换料，每次换料更换1/3 燃料组件，达到平衡换料时新燃料的浓集度为3.2%。

反应堆冷却剂流过堆芯时起到慢化剂的作用。控制棒组件用于反应堆控制，提供反应堆停堆能力和控制反应性快速变化燃料元件呈17x17正方形排列，每个组件有289个位置，其中264个位置由燃料元件占据。

燃料元件是由产生核裂变并释放热量的部件。

燃料组件骨架由24根控制棒导向管、一根中子通量测量管与上下管座焊接而成，沿高度方向放置有8个定位格架以提高组件的刚性和强度。

可燃毒物组件由装在不锈钢包壳管中的含硼玻璃管(成分为B2O3+SiO2)组成，用于抵消新堆芯第一次装料大部分过剩后备反应性

锎-252被广泛用作为初级中子源

堆芯支承结构包括：下部支承结构；上部支承结构；堆芯仪表支承结构

堆芯下栅板为燃料组件提供精确定位和流量分配

上部堆芯支承结构为燃料组件提供上部的定位，并为控制棒组件提供导向

反应堆压力容器对材料要求：高强度，耐腐蚀，抗辐照

反应堆压力容器本体材料属低碳钢

压力容器的法兰结合处用两道“O”形圈密封。

材料显示塑性还是脆性，取决于工作环境如温度，辐照等因素。

高温，显示塑性；低温，显示出脆性；存在一个塑性－脆性转变温度

反应堆冷却剂泵分为全密封泵和轴封泵。

全密封泵长期在核动力舰艇上使用，密封性能好，运行安全可靠。局限性：它效率低

驱动反应堆冷却剂泵的电动机是立式、鼠笼、单速三相感应式，采用防滴结构

在泵轴末端附近设置轴封组件，它的作用是保证在电厂正常运行期间从反应堆冷却剂系统沿主泵泵轴向安全壳气空间的反应堆冷却剂泄漏量基本为零。

轴封组件的三级密封自下而上依次称为1号、2号、3号密封，其中头两道是全设计压力的轴封,而第三道密封只是一个泄漏水导流轴封，即将第二道密封的泄漏水导流至收集点

1号密封位于泵轴承上方，它是密封组件中最重要的部件，又称主密封。

2号密封的主要作用是阻挡1号密封的泄漏，将其导向化容系统

离心泵（或轴流式泵）借助于叶轮带动流体旋转把能量传递给流体。流体获取能量后，压力升高，从而实现冷却剂在一回路的强迫循环。

汽蚀是这样一种现象：由于流体动力作用，运动液体的局部压力降低到液体温度下的饱和压力时，液体就开始汽化而形成汽泡，汽泡随液体到达静压超过饱和蒸汽压力的区域时，蒸汽突然凝结而使汽泡破裂，这种破裂在很短时间内发生，周围的液体以极高的速度向汽泡原来所占的空间冲去，产生了强烈的高频水力冲击。从而使泵的构件受到严重损伤。这种液体汽化--汽泡产生、蒸汽凝结--汽泡破裂的整个过程及其一系列现象，称为汽蚀。

蒸汽发生器是分隔一、二次侧介质的屏障

蒸汽发生器传热管断裂事故在核电厂事故中居首要地位。压水堆核电厂的非计划停堆事故中约有四分之一是因蒸汽发生器问题造成的。

按照二回路工质在蒸汽发生器中流动方式，蒸汽发生器可分为自然循环蒸汽发生器和直流(强迫循环)蒸汽发生器;按传热管形状可分为U形管、直管、螺旋管蒸汽发生器；按设备的安放方式可分为立式和卧式蒸汽发生器；其中立式U形管自然循环蒸汽发生器应用最为广泛

旋叶式汽水分离器通过离心力作用使汽水分离

百叶窗式汽水分离器用来提高蒸汽干度

稳压器的压力就代表了一回路的压力

稳压器内压力波动来源于冷却剂体积的变化

一回路主要辅助系统是核岛的重组成部分，在事故工况下,为核电厂安全设施系统提供支持。按其功能可分为以下几类：排出核燃料剩余功率；对反应堆冷却剂进行化学和容积控制；进行设备的冷却；废物的收集和处理；核岛通风空调系统。

化容系统主要功能为：改变反应堆冷却剂的硼浓度,控制堆芯反应性；维持稳压器的水位,控制一回路系统的水装量；对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化向反应堆冷却剂泵提供轴封水，对于上充泵兼作高压安注泵的化容系统,事故时用上充泵向堆芯注入应急冷却水

改变冷却剂硼浓度是通过向一回路注入浓硼酸或纯水同时排出等量的一回路水来实现的,这一过程需要几分钟到几十分钟。对反应性调节速度较慢, 仅适于控制较慢的反应性变化：电厂升温过程中反应性的变化; 燃耗引起的反应性变化和裂变产物氙和钐引起的反应性变化。

硼酸控制的反应性量占总的反应性控制量的70%左右。

反应堆工作温度下冷却剂的硼浓度不应大于1400×10-6

容积控制就是通过CVCS（化学和溶积控制系统）吸收稳压器不能全部吸收的那部分一回路水容积的变化的量，维持稳压器水位在一个整定的范围内。

腐蚀带来的问题尤为重要。腐蚀除了能引起结构材料破坏外,也是裂变产物释放和腐蚀产物活化的根本原因。防止腐蚀时冷却剂化学的中心任务。水中游离氧的存在是造成金属材料腐蚀的重要原因。

电导率是水纯度的一个度量标准。

容积控制箱收集和容纳下泄流，为一回路冷却剂提供容积补偿。它作为高位水箱，为上充泵提供净正汲入压头

稳压器汽腔完全消失后，一回路压力由下泄压力控制阀控制。

反应堆硼和水的补给系统有自动补给、稀释、快稀释、硼化及手动补给物种补给方式

余热排出系统功能为：停堆后第二阶段，排出堆芯和一回路热量；反应堆在冷停期间，换料或维修操作时，排出堆内余热，维持一回路温度低于60℃；电厂加热升温初期，控制一回路平均温度；换料操作后，将换料水从换料水池输送至换料水箱。

余热排出系统启动时主要包括两项操作：检验硼浓度，缓慢地对余热排出系统升压和加热

设备冷却水系统是一个封闭的冷却水回路，也是一个把热量从往往具有放射性介质的系统传输到外界环境的中间冷却系统；其功能为作为中间冷却回路，通过重要厂用水系统将热量传送给海水；为核岛内需要冷却的介质设备提供冷却水；在事故工况下作为专设安全设施的支持系统，将热量经重要厂用水系统排入环境。

重要厂用水系统主要作用是冷却设备冷却水，将设备冷却水传输给的热量排入环境水体，此系统又称为重要生水系统，是核岛的最终热阱

最终热阱：接受核电厂所排出余热的大气或水体，或二者的组合

反应堆换料后，卸出的乏燃料要在乏燃料水池中存放半年以上，待燃料冷却到一定程度，在送往后处理工厂。

废燃料池冷却及净化系统主要为燃料厂房中废燃料池服务，它具有冷却、净化、充水和排水功能，在换料期间，它也能对反应堆厂房中换料水池的水进行净化和去浮

废液按其放射性活度和水质分成三种：清洁疏水、工艺疏水和地面疏水。

一回路各系统设备、阀门和管道产生的疏水以及引漏水（清洁疏水, 简称T1废水）

辅助系统产生的树脂再生水，冲排水及设备去污洗涤水（工艺疏水, 简称T2废水）

放射性设备间的地面清洗水（工艺疏水, 简称T3废水）

对于放射性的裂变气体，采用简单的时效处理法；放射性气溶胶的处理方法主要是采用高效过滤器净化处理

在核电厂的设计、建造和运行过程中，必须坚持和确保安全第一的原则

确保反应堆安全的四种安全性要素：自然的安全性，非能动的安全性，能动的安全性，后备的安全性

固有安全性定义为：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。

事故工况下投入的系统或装置有：

第一道屏障：反应堆紧急停堆系统

第二道屏障：稳压器安全阀

第三道屏障：则有以下系统或装置动作：安全壳自动隔离；安全壳喷淋系统，用于降低安全壳内压和减少放射性碘；氢气复合装置，消除失水事故情况下产生的氢气，防止可能出现的氢爆；砂堆过滤器，防止安全壳超压；安全壳内废液及废气的外泄漏分别由碘过滤器及核岛排气及疏水系统收集后重新送回安全壳。

核电站以可能性极小的、假象的最严重事故作为安全设计的依据，这种最严重事故是指一回路大破口时的冷却剂丧失（LOCA）事故。一旦一回路管道大破裂，冷却剂就会喷流而出，造成反应堆失水。如果堆芯失去冷却而烧毁，则大量放射性物质就可能释放到安全壳内。

专设安全系统有六大类：安全注射系统（RIS）、安全壳、安全壳喷淋系统（EAS）、安全壳隔离系统（EIE）、安全壳消氢系统、辅助给水系统（ASG）。

专设安全设施的功能防止放射性物质扩散，保持环境，保护公众和核电厂工作人员的安全

安全注入系统通常分三个子系统：高压安全注入系统、蓄压箱注入系统和低压安全注入系统。

安注过程包括：直接注入阶段，再循环注入阶段

安全注入系统主要功能：一回路小破口失水事故或二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时，RIS 用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位；在一回路大破口失水事故时，RIS向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升；在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼酸溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。在蒸汽发生器传热管破裂事故，反应堆冷却剂从蒸汽发生器一次侧泄漏到二次侧，直到一次侧的压力与二次侧压力平衡。在这种事故，安全注射系统补偿因泄漏造成的冷却剂量的减少。

安全壳系统主要功能是在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承受内压，容纳喷射出的汽水混合物，防止或减少放射性物质向环境的释放，作为放射性物质与环境之间的第三道屏障。对反应堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物屏蔽，并限制污染气体的泄漏。对外部事件（如飞机撞击、龙卷风）进行防护。

安全壳喷淋系统的运行两个阶段：直接喷淋、再循环喷淋

安全壳隔离系统(EIE）在反应堆失水事故发生后，为安全壳提供隔离手段，维护安全壳密封的完整性、阻止放射性裂变产物向安全壳外释放。

安全壳隔离设施均按抗震SSE设计。安全隔离设施的设计应能承受失水事故后安全壳内最高温度和压力。全壳内侧所有隔离设施的累积辐射剂量不应超过2×105Gy。

可燃气体控制系统用来监测、控制安全壳气空间的氢气体积分数，防止失水事故后安全壳内氢气积累到超过燃烧或爆炸限值水平。

安全壳消氢系统的作用是，一旦核电站发生失水事故时，监测安全壳大气的氢浓度，并消除氢气，使安全壳大气的氢浓度保持在较低的数值（<4%）,避免氢—氧混合着火或爆炸保证安全壳结构的完整性。本系统的功能是在核电站发生失水事故后测量安全壳大气的氢浓度并利用氢—氧复合的原理去除安全壳大气中的氢气，使其氢浓度低于4.0%(体积浓度)。本系统在电站启动，正常运行和停堆时均不投入运行。只在失水事故发生后才投入运行

安全壳疏排水系统收集反应堆厂房内所有的液体废物

主要疏水种类：清洁疏水、工艺疏水、地面疏水

辅助给水系统(ASG) 主要功能：

作为专设安全设施，在事故工况下，向蒸汽发生器应急供水，排出堆芯余热直至达到余热排出系统投入的运行条件。

辅助给水系统设计成两个容量为100%的系列。一个系列是两台各为50%容量的电动辅助给水泵，可由不同的应急母线供电；另一个系列是一台100%容量的汽动辅助给水泵（或柴油机驱动泵）

辅助给水泵：两台电动泵、一台汽动泵

汽轮机是将蒸汽的热能转换成机械能的蜗轮式机械。它的主要用途是在热力发电厂中做带动发电机的原动机

作完功的蒸汽称为乏汽

凝汽设备由凝汽器、凝结水泵、循环水泵和抽气器组成

配置有回热加热设备是为了提高循环热效率

除氧器是一种混合式加热器，同时承担除去水中溶解的氧的任务

汽轮机设备是以汽轮机为核心，包括凝汽设备、回热加热设备、汽水分离再热设备、调节和保护装置及供油系统等附属设备在内的一系列动力设备组合

汽轮机按热力过程特性分类分为凝汽式汽轮机，背压式汽轮机，调节抽汽式汽轮机，中间再热式汽轮机。按工作原理分类分为冲动式汽轮机、反动式汽轮机、混合式汽轮机；按新蒸汽压

力分低压汽轮机、中压汽轮机、高压汽轮机、超高压汽轮机、亚临界汽轮机、超临界汽轮机

冲动力的大小取决于运动物体的质量和速度变化

“级”是汽轮机完成能量转换过程的基本单元。它由两个叶栅组成，即静止叶栅(喷嘴)，及旋转叶栅(动叶栅)。

这种将蒸汽在喷嘴中膨胀产生的动能分几次在动叶栅中利用的级，称为速度级

由若干个冲动级依次叠置而成的多级汽轮机，称为多级冲动式汽轮机。

由于流经各级后的蒸汽压力逐渐降低，比容逐渐增大，因而蒸汽的体积流量也逐渐增大。为了使蒸汽顺利流过，汽轮机的通流面积逐渐增加，所以喷嘴和动叶的高度以及级的直径都逐渐增大。

反动式汽轮机一般都是多级的

蒸汽在汽轮机中的能量转换包括两个过程，即蒸汽的热力势能转换成蒸汽的动能；蒸汽的动能转换成推动汽轮机转子旋转的机械功

喷嘴是将热能转变成动能的具有特定形状的流道。

蒸汽具有粘性，因而它在喷嘴中的流动是有损失的，其损失包括：蒸汽与喷嘴壁面的摩擦损失、蒸汽内部质点间的摩擦损失，以及蒸汽在喷嘴内产生的涡流损失等

蒸汽在级内能量转换过程中影响蒸汽状态的各种损失称为级内损失。

现代大中型汽轮机的相对内效率为接近90%。

汽轮机由转动部分和静止部分所组成

饱和汽轮机组总是设计成高压缸和一组低压缸串级式配置，在进入低压缸前设置有汽水分离再热器，

一般情况下，核电厂大功率汽轮机的所有汽缸都设计成双流的

汽轮机为4缸、六排汽口型式

三台低压缸具有基本相同的结构，皆为双层缸，水平对分式饱和汽轮机组六大特征：新蒸汽参数在一定范围内变化；蒸汽参数低；体积流量大；核汽轮机组多数级工作在湿汽区；采用汽水分离再热；易超速

反应堆冷却剂温度提高的潜力已很小(堆芯出口平均温度一般不超过330℃)

与高参数汽轮机相比，低压缸发出的功率较大，达到整个机组功率的50%～60%

考虑到汽轮机轴长度限制，低压缸排汽口不多于８个

饱和汽轮机组需采取除湿措施，以提高效率和保障安全运行，

汽水分离再热器系统功能: 除去高压缸排汽中的水分（汽水分离）；提高进入低压缸的蒸汽温度（再热）

大亚湾核电厂汽轮机额定工况时高压缸排汽湿度近14.3%。

为进一步高经济性，现代核汽轮机组一般采用两级再热，第一级再热的加热蒸汽来自高压缸抽汽，第二级再热的加热蒸汽用新蒸汽

现代核电厂普遍采用一体化的汽水分离再热器，按结构型式，有卧式和立式的两种

凝汽器是二回路热力循环的冷源。其基本功能是接收汽轮机的排汽并将其凝结成水，构成封闭的热力循环。

具体功能有：

①在循环水系统、汽轮机轴封系统及真空系统的支持下，建立并维持汽轮机所要求的背压，保证汽轮机安全、可靠、经济地运行

②接受汽轮机排汽及蒸汽排放系统的蒸汽，并将其凝结成水。

③接受来自各疏水箱的疏水，经过滤除氧，保持凝结水水质，为二回路贮存供应凝结水。

凝汽器是一个工作在真空条件下的表面式热交换器。

凝汽器设计时，应力求：汽侧传热系数高，汽阻要小、凝结水过冷度小，除氧效果好

凝汽器强化传热的主要途径有：提高循环水侧放热系数、减少污垢热阻、提高蒸汽侧放热系数

每台凝汽器由壳体、膨胀连接件、管板、管束、水室和热井组成。

核电厂二回路热力系统功能：作为蒸汽和动力转换系统、将反应堆衰变热带走、控制来自一回路泄露的放射性水平核电厂二回路热力系统分为局部热力系统和全面热力系统

主蒸汽系统的功能是把蒸汽发生器产生的蒸汽送到各用气点。蒸汽用户有汽轮机、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、除氧器等限流器：防止发生蒸汽管道破裂时蒸汽流量过大对一回路造成过度冷却，从而给核电厂提供保护。

蒸汽管线的压力必须低于所属的蒸汽发生器所在的可能运行工况下的压力，因此设计基准和蒸汽发生器二次侧相同安全阀的作用在于防止一、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%

凝结水和给水加热系统利用汽轮机抽气对凝结水和低压给水加热，以提高热循环的经济性

从凝汽器热井到除氧器的部分属于凝结形成的疏水系统，从给水泵到蒸汽发生器的部分属于给水系统

回热加热器按汽水介质传热方式的不同分为混合式和表面式两种。

除氧器是一个混合式加热器

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。汽轮机经济性随加热器端差减小而提高。

现代电场中，除除氧器外，普遍采用表面式加热器

近代大型核电厂，二回路加热器连接方式采用多列大旁路系统设计。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串联在一起，共用一个旁路管线。

各级低压加热器的蒸汽来自低压缸抽气

加热蒸汽在加热器或管道内的凝结水称为疏水

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；对于除氧器前面的几级低压加热器，疏水最终导入凝汽器。给水泵将来自除氧器的给水升压，向蒸汽发生器供水，构成封闭的热力循环，它是保证蒸汽发生器二次冷侧的重要设备对给水泵的主要要求是：运行安全性；良好的抗汽蚀性能，叶轮应有足够的耐磨强度；对压力和温度的变化不敏感；特性曲线在整个运行范围内是稳定的；具有足够的最小流量；维修时间间隔长，维修时间短，一边尽量提高可利用率。

按驱动机类型分类，给水泵分成汽动给水泵和电动给水泵。

给水或凝结水中溶解的氧气会对热力设备和管道造成腐蚀

热力出样原理是建立在亨利定律和道尔顿定律基础之上的。

蒸汽排放系统又称为汽轮机旁路系统，主要功能是在汽轮机突然降低负荷或者汽轮机停机的情况下，排走蒸汽发生器中产生的过量蒸汽，避免蒸汽发生器安全阀动作；在核电厂热避和最初冷却阶段，排出堆内剩余发热和一回路显热直至余热排除系统投入使用。

蒸汽排放系统由三部分组成：凝汽器蒸汽排放系统，大气蒸汽排放系统，除氧器给水箱排放系统。

蒸汽发生器的程序水位随汽轮机功率变化而改变，由于汽轮机第一级压力正比于功率，因此，水位程序定值由汽轮机第一级压力确定。

二回路水系统的任务是保证水质，防止和减少对蒸汽发生器传热管，蒸汽机设备、管道等设备的腐蚀。

反应堆停闭了相当长的时间，温度已降至60度以下的启动称为冷态启动；而热态启动则是反应堆短时间停闭后的启动，启动时反应堆温度和压力等于接近于工作温度和压力。

热启动是反应堆短时间停闭后，在一回路温度和压力等于或接近于工作温度和压力状态的启动。

核电厂的热停闭是短期的，暂时性停堆。

反应堆只有经过热停闭后，才能进入冷停闭。