CNP1500压水堆核电站热力计算与二回路热力系统初步设计
压水堆核电机组二回路热力系统计算的研究_杨豫森
图1 压水堆二回路原则性热力系统图收稿日期:2003-04-07; 修订日期:2003-05-28作者简介:杨豫森(1972-),男,河南安阳人,西安交通大学硕士研究生.文章编号:1001-2060(2004)01-0025-04压水堆核电机组二回路热力系统计算的研究杨豫森1,严俊杰1,刘立成1,沈国升2(1.西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,陕西 西安 710049;2.深圳大亚湾核电站,广东 深圳 518124)摘 要:根据压水堆二回路机组的特点,给出了最简化压水堆二回路热力系统的概念,并通过待定蒸汽份额,编程循环迭代的方法完成了最简化系统的各级抽汽份额计算和正反热平衡计算,在此基础上,通过对核电系统附加项的详细分析,得出了在最简化系统上逐项添加附加项的精确快捷的核电机组原则性热力计算的方法。
关键词:压水堆;二回路;正反平衡;附加项中图分类号:TK 212 文献标识码:A1 前 言压水堆二回路核电机组与常规的火电机组的热力系统有着明显的不同,使得常规火电机组的热力系统计算方法在这种机组的应用中存在着诸多困难。
难点主要在两个方面:(1)系统中包含汽水分离器和采用新蒸汽和高压抽汽来加热的再热器,其疏水引入回热加热器,使得无法直接套用现行的各种原则性热力计算方法;(2)系统中包括排污扩容、管道渗漏工质、管道散热、门杆漏汽、轴封漏汽和小汽轮机等附加项,增加了热力计算的复杂性,正反平衡计算极易出错,且不容易查出错误。
目前,比较成熟的常规火电机组热力系统分析计算方法有文献[1]的简捷法、文献[2]的矩阵法、文献[1]的等效热降法和文献[3]的循环函数法。
基于这4种方法,文献[6～7]针对压水堆二回路热力系统进行了详细的经济性定量分析,而文献[4～5]分别应用矩阵分析法、线性单元分析法对压水堆二回路核电机组进行了整体分析计算,但矩阵分析法和线性单元分析法概念、方程较为抽象,与常规的原则性热力系统计算差别较大。
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。
压水堆核电厂二回路热力系统初步说明
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MATLAB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。
哈工程二回路热力系统初步设计表格和程序
二回路热力系统初步设计表格和程序结果分析与结论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31.19%，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。
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 10002 一回路能量利用系数η10.9953 蒸汽发生器排污率ξd 1.05%4 汽轮机组机械效率ηm0.955 发电机效率ηge0.996 新蒸汽压损Δp fh MPa 5%7 再热蒸汽压损Δp rh MPa 6%8 回热抽汽压损Δp e, j MPa 4%9 低压缸排汽压损Δp cd kPa 5%10 高压给水加热器出口端差θh,u℃ 311 低压给水加热器出口端差θl,u℃ 212 加热器效率η h 0.9813 给水泵效率ηfwp,p0.5814 给水泵汽轮机内效率ηfwp,ti0.7915 给水泵汽轮机机械效率ηfwp,tm0.9016 给水泵汽轮机减速器效率ηfwp,tg0.9817 循环冷却水进口温度T sw,1℃2418 循环冷却水温升ΔT sw℃719 冷凝器传热端差δT℃ 4主要热力参数选定项目符号单位计算公式或来源数值序号P c MPa 选定15.61 反应堆冷却剂系统运行压力2 反应堆冷却剂的饱和温度T c,s℃查水和水蒸汽表确定345.33 反应堆出口冷却剂过冷度ΔT sub℃选定，15~20 184 反应堆出口冷却剂温度T co℃T co =T c,s −ΔT sub327.35 反应堆进出口冷却剂温升ΔT c℃选定356 反应堆进口冷却剂温度T ci℃T ci =T co− ΔT c292.37 二回路蒸汽压力P s MPa 选定 6.58 蒸汽发生器出口新蒸汽温T fh℃p s对应的饱和温度280.9度9 蒸汽发生器出口新蒸汽干度x fh % 选定 99.75 10 循环冷却水温升 ΔT sw ℃ 选定 7 11 冷凝器传热端差 δT ℃ 选定4 12 冷凝器凝结水饱和温度 T cd ℃ T cd =T sw,1 + ΔT sw +δT 35 13 冷凝器的运行压力 P cd kPa T cd 对应的饱和压力 5.63 14 高压缸进口蒸汽压力 P h,i MPa 新蒸汽压损5% 6.17 15 高压缸进口蒸汽干度x h,i % 散热导致焓值下降，造成干度下降99.35 16 高压缸内效率 η h,i 选定0.79 17 高压缸排汽压力 p h,z MPa 根据最佳分缸比选定 0.74 18 高压缸排汽干度 x h,z % 由内效率等计算 86.05 19 汽水分离器进口蒸汽压力 p sp,i MPa 等于高压缸排气压力 0.74 20 汽水分离器进口蒸汽干度 x sp,i % 等于高压缸排气干度 86.05 21 第一级再热器进口蒸汽压力 p rh1,i MPa 考虑4%的压损0.71 22 第一级再热器进口蒸汽干度 x rh1,i % 选定 99.5 23 第二级再热器进口蒸汽压力 p rh2,i MPa 考虑2%的压损 0.696 24 第二级再热器进口蒸汽温度 T rh2,i ℃ 平均焓升计算 208.64 25 第二级再热器出口蒸汽压力 p rh2,z MPa 考虑压损为2% 0.682 26 第二级再热器出口蒸汽温度 T rh2,z ℃ 平均焓升计算 261.9 27 低压缸进口蒸汽压力 p l,i MPa 考虑压损0.002Mpa 0.68 28 低压缸进口蒸汽温度T l,i ℃ 根据热再热蒸汽焓值计算261.5 29 低压缸内效率 η l,i 选定0.89 30 低压缸排汽压力 p l,z MPa 冷凝器压力与排汽压损之和 0.00593 31 低压缸排汽干度 x l,z % 根据低压缸内效率等计算89.04 32 回热级数 Z 选定 6 33 低压给水加热器级数 Z L 选定 4 34 高压给水加热器级数Z H 选定2 35给水回热分配Δh fwkJ/kgfw h fw cdh h Z-∆=92.2436 低压加热器给水参数第1级进口给水压力MPa凝水泵出口压力，因为0.45第1级回热器参数凝水泵对凝水做功加压第1 级进口给水比焓h lfwi, 1kJ/kg h lfwi, 1 = h lfwo, 0146.64第1 级出口给水比焓h lfwo, 1kJ/kg h lfwo, 1= h lfwi, 1+Δh fw238.88第1 级进口给水温度T lfwi,1℃按(p cwp ,h lfwi, 1)查水蒸汽表35第1级出口给水温度T lfwo, 1℃按(p cwp, h lfwo, 1)查水蒸汽表56.98第1级汽侧疏水温度℃出口给水温度与出口端差之和58.98第1级汽侧疏水比焓kJ/kg 查水蒸汽表246.89第1级汽侧压力MPa 查水蒸气表0.01902第2级回热器参数第2级进口给水压力MPa 考虑均匀压降0.445 第2 级进口给水比焓h lfwi,2kJ/kg h lfwi,2= h lfwo, 1238.88第2 级出口给水比焓h lfwo, 2kJ/kg h lfwo, 2= h lfwi, 2+Δh fw331.12第2级进口给水温度T lfwi, 2℃按(p cwp ,h lfwi, 2)查水蒸汽表56.98第2 级出口给水温度T lfwo, 2℃按(p cwp, h lfwo, 2)查水蒸汽表79.01第2级汽侧疏水温度℃出口给水温度与出口端差之和81.01第2级汽侧疏水比焓kJ/kg 查水蒸汽表339.19第2级汽侧压力MPa 查水蒸汽表0.04939第3极回热器参数第3级进口给水压力MPa 考虑均匀压降0.44 第3 级进口给水比焓h lfwi, 3kJ/kg h lfwi, 3 = h lfwo, 2331.12第3级出口给水比焓h lfwo,3kJ/kg h lfwo,3= h lfwi, 3+Δh fw423.36第3级进口给水温度T lfwi, 3℃按(p cwp ,h lfwi, 3)查水蒸汽表79.01第3 级出口给水温度T lfwo, 3℃按(p cwp, h lfwo, 3)查水蒸汽表100.95第3级汽侧疏水温度℃出口给水温度与出口端差之和102.95第3级汽侧疏水比焓kJ/kg 查水蒸汽表431.55第3级汽侧压力MPa 查水蒸汽表0.11257第4级回热器参数第4级进口给水压力MPa 考虑均匀压降0.435 第4 级进口给水比焓h lfwi,4kJ/kg h lfwi, 4= h lfwo, 3423.36第4 级出口给水比焓h lfwo, 4kJ/kg h lfwo,4= h lfwi, 4+Δh fw515.6第4 级进口给水温度T lfwi, 4℃按(p cwp ,h lfwi, 4)查水蒸汽表100.95第4级出口给水温度T lfwo, 4℃按(p cwp, h lfwo, 4)查水蒸汽表122.75第4级汽侧疏水温度℃出口给水温度与出口端差之和124.75第4级汽侧疏水比焓kJ/kg 查水蒸汽表524第4级汽侧压力MPa 查水蒸汽表0.23044 37 除氧器进口给水比焓h dea,i kJ/kg Ldea ,i lfw o ,Z h h515.6 38 除氧器出口给水比焓 h dea kJ/kg h dea = h dea,i +Δh fw 607.84 39 除氧器出口给水温度T dea ℃ h dea 对应的饱和水温度 144.34 40 除氧器运行压力p dea MPa T dea 对应的饱和压力 0.408141 高压加热器给水参数第6级第6 级进口给水压力 MPa 给水泵出口压力因为给水泵对给水加压6.6第6 级进口给水比焓 h hfwi,6 kJ/kg h hfwi, 6 = h hfwo, 5 607.84 第6 级出口给水比焓 h hfwo, 6 kJ/kg h hfwo, 6= h hfwi, 6+Δh fw 700.08 第6 级进口给水温度 T hfwi,6 ℃ 按(p cwp ,h hfwi, 6)查水蒸汽表 144.34 第6级出口给水温度 T hfwo, 7 ℃ 按(p cwp , h hfwo, 1)查水蒸汽表 164.87 第6级汽侧疏水温度 ℃ 出口给水温度与出口端差之和167.87 第6级汽侧疏水比焓 kJ/kg 查水蒸汽表 709.88 第6级汽侧压力MPa 查水蒸汽表 0.7521第7级第7 级进口给水压力 MPa 考虑压降 6.55 第7 级进口给水比焓 h hfwi,7 kJ/kg h hfwi,7= h hfwo, 6 700.08 第7 级出口给水比焓 h hfwo, 7 kJ/kg h hfwo, 7= h hfwi, 7+Δh fw 792.32 第7级进口给水温度 T hfwi, 7 ℃ 按(p cwp ,h hfwi, 7)查水蒸汽表 164.87第7级出口给水温度T hfwo, 7 ℃ 按(p cwp , h hfwo, 7)查水蒸汽表 186 第7级汽侧疏水温度 ℃ 出口给水温度与出口端差之和189 第7级汽侧疏水比焓 kJ/kg 查水蒸汽表 803.11 第7级汽侧压力MPa 查水蒸汽表 1.2277 42 低压缸抽汽参数第1 级 第1 级抽汽压力 p les, 1 MPa 汽侧压力与压损之和 0.01981 第1级抽汽干度 x les, 1 % 根据内效率计算 92.32 第1级抽汽比焓 kJ/kg 查询水蒸汽表 2427.49 第2级 第2 级抽汽压力 p les,2 MPa 汽侧压力与压损之和 0.05144 第2 级抽汽干度 x les, 2 % 根据内效率计算 95.80 第2级抽汽比焓 kJ/kg 查询水蒸汽表 2496.02 第3级 第3级抽汽压力 p les, 3 MPa 汽侧压力与压损之和 0.11726 第3 级抽汽干度 x les, 3 % 根据内效率计算 99.32 第3级抽汽比焓 kJ/kg 查询水蒸汽表 2666.77 第4第4级抽汽压力 p les,4 MPa 汽侧压力与压损之和 0.24004 第4级抽汽干度x les, 4%根据内效率计算100级 第4级抽汽比焓 kJ/kg 查询水蒸汽表 2778.58 43 高压缸抽汽 第6级 第6级抽汽压力 p hes,6 MPa 汽侧压力与压损之和 0.78344 第6级抽汽干度 x hes, 6 % 根据内效率计算 86.21 第6级抽汽比焓 kJ/kg 查询水蒸汽表 2484.45 第7级 第7级抽汽压力 p hes, 7 MPa 汽侧压力与压损之和 1.27890 第7 级抽汽干度 x hes, 7 % 根据内效率计算 87.96 第7级抽汽比焓 kJ/kg 查询水蒸汽表2548.26 44 再热器抽汽参数第1级 来自高压缸的抽汽压力MPa 选定 2.5 抽汽干度 % 根据内效率计算 91.18 抽汽比焓 kJ/kg 查询水蒸汽表 2639.77 疏水比焓 kJ/kg 查询水蒸汽表 962 第2级来自新蒸汽的抽汽压力MPa 考虑压损后的压力 6.11 抽汽温度 ℃ 查询水蒸汽表276.8 抽汽干度 % 选定 99.4 抽汽比焓 kJ/kg 查询水蒸汽表 2783.35 疏水比焓kJ/kg 查询水蒸汽表1219.9 45再热器中的平均焓升kJ/kg选定113.3热平衡计算结果表格序号项目 符号单位 计算结果 1核电厂效率 e p p N % 31.192 反应堆功率 lesi G MW 63.206110⨯ 3 蒸汽发生器总蒸汽产量 s D Kg/s 31.605110⨯4 汽轮机高压缸耗汽量 sh p G Kg/s 31.456210⨯5 汽轮机低压缸耗汽量 slp GKg/s 1050 6 第一级再热器耗汽量 srh 1G Kg/s 72.2848 7 第二级再热器耗汽量 srh 2G Kg/s 77.5703 8 除氧器耗汽量 sd ea G Kg/s 33.9644 9给水泵汽轮机的耗汽量sfw p GKg/s71.479310 给水泵的给水量 fw G Kg/s 1622 11 给水泵扬程fw p HMPa6.19212 高压缸抽汽量第1级高压给水再热器抽汽量 h es1G Kg/s 68.0272 第1级高压给水再热器抽汽量h es2GKg/s68.916713 低压缸抽汽量第1级低压给水再热器抽汽量 le s1G Kg/s 43.1850 第2级低压给水再热器抽汽量 le s2G Kg/s 45.6102 第3级低压给水再热器抽汽量 le s3G Kg/s 45.9056 第4级低压给水再热器抽汽量le s4GKg/s47.45741.1 程序及运行结果1.1.1 用MATLAB 程序如下。
压水堆核电厂二回路系统与设备介绍PPT课件( 31页)
4.2 核电厂汽轮机工作原理及结构
4.2.1பைடு நூலகம்汽轮机工作原理
蒸汽的能量转换过程： 蒸汽热能蒸汽动能叶轮旋转的机械能
级：完成由热能到机械能转换的汽轮机基本工作单元， 在结构上由喷管（静叶栅）和其后的动叶栅所组成。 分为冲动级和反动级。
1－主轴 2－叶轮
转子 3－动叶栅
4－喷嘴（静叶栅） 5－汽缸 6－排汽口
• 附属设备：主汽阀、调节阀、调节系统、主油泵、辅 助油泵及润滑装置。
现代压水堆核电厂汽轮机典型结构： • 冲动式四缸双流中间再热凝汽式饱和蒸汽汽轮机 • 一个高压缸，四个低压缸，均为双流式 • 四个高、低压缸转子通过刚性联轴器联接成一个轴系 • 高压缸每个流道有5个压力级 • 低压缸每个流道有5个压力级
主蒸汽系统与主给水系统和辅助给水系统配合，用 于在电站正常运行工况、事故工况下排出一回路产生的 热量。
向反应堆保护系统、安全注射系统和蒸汽管路隔离 动作提供主蒸汽压力和流量信号。
4.3.2 系统描述
• 核岛部分 三条主蒸汽管道，每条管道上有以下设备： 7个安全阀 三个动力操作安全阀，整定压力8.3MPa 四个常规弹簧加载安全阀，整定压力8.7MPa 向大气排放的接头 主蒸汽隔离阀 主蒸汽隔离阀旁路管线
4.4.3 系统主要设备
• 减压阀 15个排放控制阀，分别位于凝汽器蒸汽排放系统和除氧器蒸汽排 放系统，实现排放名义蒸汽流量的85％。
• 气动蒸汽排放控制阀 装于三根主蒸汽管道上，用于大气蒸汽排放控制系统。排放容量 为10％～15％额定容量。
• 消音器 安装气动蒸汽排放控制阀的管线上都配备一个消音器，以减小排 汽噪音。
• 半速机组与全速机组
4.3 主蒸汽系统
哈工程核学院 大三下课设 压水堆二回路
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：核科学与核技术学院专业名称：核工程与技术指导教师：2013年6月目录1. 目的和要求............................................................................ 错误！未定义书签。
2. 任务和内容............................................................................ 错误！未定义书签。
3. 热力系统原则方案确定方法................................................ 错误！未定义书签。
3.1 热力系统原则方案....................................................... 错误！未定义书签。
3.1.1. 拟定热力系统方案的基本原则...................... 错误！未定义书签。
3.1.2 拟定热力系统方案的基本要求........................ 错误！未定义书签。
3.2 主要热力参数选定....................................................... 错误！未定义书签。
3.2.1 一一回路冷却剂的参数选择............................ 错误！未定义书签。
3.2.2 二回路工质的参数选择.................................... 错误！未定义书签。
4. 热力计算方法与步骤 (1)4.1整理原始资料 (2)4.2核蒸汽供应系统热功率计算 (3)4.3 各级回热量计算 (3)4.5低压缸功率计算： (4)4.6高压给水加热器的耗气量计算： (5)4.7所需实际新蒸汽量计算 (5)4.8核电厂热效率计算： (6)5. 结论及分析 (6)附录 (7)附表1 已知条件和给定参数 (7)附表2 确定的主要热力参数汇总表 (8)附表3 热平衡计算结果汇总表 (12)1.热力计算方法与步骤进行机组原则性热力系统计算采用常规计算法中的串联法，对凝汽式机组采用“由高至低”的计算次序，即从抽汽压力最高的加热器开始计算，依次逐个计算至抽汽压力最低的加热器。
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。
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。
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CNP1500 PWRTHERMODYNAMICCALCULATION ANDSECONDARYLOOPPRELIMINARYDESIGN
Abstract
This design is about the thermodynamic calculation of CNP1500 PWR nuclear power plant and the preliminary design of the secondary circuitthermodynamic system.The paper mainly divided into three steps. The first part is thermodynamic system calculation based on the raw data of specificCNP1500 unit to selected the full power operating conditions of the valve, andthe conventional thermal equilibrium analysis method, the conventional manual calculation method together with the fixed value Pe of the electric power of the steam turbine generator set are used.The calculation procedures are as follows: first, making the calculation point parameter table ofThePower PlantRegenerative System according to the given initial data in order to estimate the total steam of steam turbine consumption. And then the steam consumption of each equipment in the high and low pressure heater group was calculatedseparately.Finally, check the total steam consumption of steam turbines.
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CNP1500压水堆核电站热力计算及
二回路热力系统初步设计
摘 要
本设计分为三个部分，分别进行了CNP1500压水堆核电站热力计算及二回路热力系统初步设计。第一部分是依据特定的CNP1500机组的原始资料，选定阀门全开功率工况，基于常规热平衡分析法，用常规的手工计算，以汽轮发电机组的电功率Pe为定值，进行原则性热力系统计算。其计算过程：依据给定原始数据，制作机组回热回热系统计算点参数表，对汽轮机总汽耗量进行估算，然后分别对高、低压加热器组进行各设备的汽耗量进行计算，最后进行lculation results of the thermal system of the second circuit, the main factors which affect the thermal economy of the whole nuclear power plant in itssystem structure can be determined. It has an important guiding significancetoimprove the design of the thermal system, educe fuelconsumption, improve the economic and safety index of the power plant. There is no doubt that the size and material selection of the pipelines directly influence the service life and economic of the nuclear power plant. More attention should be paid into thermal system of the second circuit in order to ensure theeconomic and safe operation of nuclear power plant.
第二部分是根据CNP1500机组的特点和运行规范，设计能够满足全工况运行的热力系统，对本机组的各个局部系统展开探讨和分析。第三部分是依据《管道规定》推荐的管道介质流速，利用连续方程对各蒸汽管道尺寸的进行计算，然后查阅相关国家标准和规范，根据各管道的使用条件(包括设计温度、设计压力、工作介质类别)、经济性、材料的焊接及加工等特性的不同来选取不同的材料和用钢型号。
本设计通过二回路热力系统的计算结果，可以确定其各个系统结构中影响整个核电站热经济性的主要因素，对改进核电厂热力系统设计，减少燃料消耗，提高电厂经济性和安全性指标具有实际的指导意义。各管道的尺寸、选材直接影响核电厂的使用寿命和经济性。想要核电厂经济，安全的运行。就要深入计算研究二回路热力系统。
关键词：CNP1500，二回路，热力计算，管径，热力系统设计