某核电厂主蒸汽系统差异分析
核电站与火电厂汽轮机参数及热力系统的比较分析
析 了在 汽轮机设计及结构上 ，如气缸设置、级 效率 、末级 叶片长度和通流部分冲蚀等 的不 同点 。并分析 比较了核 电站与火 电厂各 自的热力系统 ，且归纳出不同点 ，提 出了在借鉴常规火 电热力系统计算时存在的难点 ，结合火 电厂热经济性 指标 给
出核 电站发 电能力评价指标 。为提高核 电汽轮机运行效率及核 电厂发 电效率提供借鉴 。 关键词 ： 电站 ； 电厂 ； 核 火 汽轮机 ； 热力系统 ； 电效率 发 基金项 目 ： 本文系国家 “ ７ ”计 划项 目 （ 目编号 ： ０ ７ Ｂ ０ ８ ０ ，横向研究课题 的研究成果 。 ９３ 项 ２０ Ｃ ２９０）
从 能量 转 化 角度 看 ，核 电站 与火 电厂都 是 将 热 能转 图 １ 图 ２所示 ，图 １ 、 中的 （—４ — １ ３ ～５ ）阶段 ，为冷却剂 换成 电能 ， 核 电站 是利用反 应堆所产生 的核裂变 能产生 吸热 阶段 ， 与图 ２中火 电厂工质的吸热阶段 （—４ —６ 但 它 ３ —５ ） 热 能，这 点与 火 电厂 的 锅炉 不 同。 核 电站 一 回路 维持 约 相 同 。 １ＭＰ ６ ａ的压 力 ， 反应堆出 口冷却剂温度通常 不超 过 ３ ０ ３ ℃， 核 电二 回路 的主蒸 汽从蒸汽发生器 出来后是饱和蒸汽 ， １ ，到 在这样 的冷却剂温度下 ， 在蒸汽发生器 中产生压力约 ６ ａ 没有过热阶段 ，饱 和蒸汽在 高压 缸中做功 （一ａ线段 ） ＭＰ 的饱和蒸汽 。而 火 电厂 中的锅炉则 是在过热器 中加 热主 蒸 汽水分离再 热器 （—ｄ线段 ） ａ ，然后进行 再热 （—ｂ线段 ） ｄ ， 汽的，蒸汽都处于过热状态 ，温度达 ５ ０ ， ４ ℃ 其压力更是高 最后 主蒸 汽再到低压缸做功 （ 一２ ） ｂ 段 。
核电厂主蒸汽管路压力差异影响蒸汽疏水系统流动性能的数值研究
核电厂主蒸汽管路压力差异影响蒸汽疏水系统流动性能的数值研究郭新刚【摘要】核电厂主蒸汽管路中由于压差的存在将导致某些管道中可能会存积凝结水,这将对管道产生冲击力,甚至产生严重的后果.本文针对某核电站主蒸汽管路疏水系统进行了数值研究,通过分析不同背压下管路内部的流动状态,探究管路中压差对蒸汽输水系统流动性能的影响程度及作用机理,研究结果表明:排气管路出口背压较低时,管路内部流动流畅,但当出口背压较大时,入口压力较低的管道发生阻塞,该管路中出现凝结水积存现象,使得蒸汽输水系统流动性能恶化.【期刊名称】《节能技术》【年(卷),期】2016(034)005【总页数】5页(P465-469)【关键词】蒸汽疏水系统;压力差异;流动阻塞;凝结水积存;数值模拟【作者】郭新刚【作者单位】辽宁红沿河核电有限公司,辽宁大连116319【正文语种】中文【中图分类】TL353.13汽轮机组在停机，启动和变工况条件下运行时，蒸汽与汽轮机本体和相应的蒸汽管路相接触，蒸汽由此被冷却，当其温度低于与蒸汽压力相对应的饱和温度时蒸汽凝结，若凝结的水未被及时排出，凝结水便会存积在某些管路中，这些存积的水由于在运行时与蒸汽的密度、流速均不同，管道阻力也不同，这些积水容易对管道产生冲击，造成严重的后果。
但现代蒸汽轮机机组却普遍存在这管路积水的问题，这一问题急待解决。
蒸汽回收水系统对于管路积水问题存在一定的影响。
白瑛华等[1]对蒸汽系统水击、非凝结性气体不能排除、气阻及疏水阀的选型安装等问题的解决办法进行了探讨，发现有效改善回收水系统可以达到余热利用，节约能源，保护环境，降低生产成本的目的。
蒸汽回收系统中疏水阀起到了关键的作用。
赵亮等[2]指出了蒸汽疏水阀大部分不能正常发挥作用的原因，并提出对疏水阀制造、使用进行监管的模式和建议。
在现实的蒸汽管路中，一般不能完整的监视其内部的流动，因此考虑数值模拟的方法对蒸汽管路内部流动状态模拟。
世界上最早的关于管路的数值模拟计算是在20世纪70年代开始的，Ciurli[3]对地热场的蒸汽管路进行了数值模拟研究，计算了蒸汽的流动特性、温度和压力分布、沿程热量损失、质量和能量流率等，通过模拟支路管路的流动和热力状态来确定新的蒸汽管路的结构和形式。
核电站与火电站水蒸气参数、汽轮机差异共26页文档
36、“不可能”这个字(法语是一个字 )，只 在愚人 的字典 中找得 到。--拿 破仑。 37、不要生气要争气，不要看破要突 破，不 要嫉妒 要欣赏 ，不要 托延要 积极， 不要心 动要行 动。 38、勤奋，机会，乐观是成功的三要 素。(注 意：传 统观念 认为勤 奋和机 会是成 功的要 素，但 是经过 统计学 和成功 人士的 分析得 出，乐 观是成 功的第 三要素 。
39、没有不老的誓言，没有不变的承 诺，踏 上旅途 ，义无 反顾。 40、对时间的价值没有没有深切认识 的人， 决不会 坚韧勤 勉。
66、节制使快乐增加并使享受加强。 —泰洛齐 68、决定一个人的一生，以及整个命运 的，只 是一瞬 之间。 ——歌 德 69、懒人无法享受休息之乐。——拉布 克 70、浪费时间是一桩大罪过。——卢梭
核电厂主给水及主蒸汽隔离阀调试浅析
３ ４ ． ４ ７ ５ ＭＰ ａ ， 这样 ， 没有氮气作为缓冲， 对整个液压 系统都 有一
定 的 冲击 ， 在后 续 调 试 过 程 中 发 生 了 多 次 密 封 圈 泄 漏 的 问 题 ，
这也 是 原 因之 一 。
（ ３ ） 压 力 开 关 整 定 值 没 有 校准 。在 进 行 逻 辑 试 验 时发 现 其
门是否能够正常动作 ， 防止事故 状态 时阀 门无 法关 闭， 是保 证 电站安全的一个 功能 ， 非常重 要 ， 因此在 电站 连续稳 定运行 期
间需 要 定 期 检查 。 报警 、 联锁和带载测试 ： 液 压 系 统 报 警 有 油 位 低 报 警 和 压
油泵 的启停联锁定 值有漂移 ， 需要 进行重 新调整 ， 而在 现场 由 于压 力开关装在一个 比较狭 小的盒 子里 ， 其空 间有 限 ， 拆装 的 难度很大 ， 所以最终决定 在线调 校 。另外 ， 启停 油泵 的设计定 值非 常高 ， 停 泵为 ３ ４ ． ４ ７ ５ ＭＰ ａ ， 启泵 定值为 ２ ６ ． ２ ０ １ ＭＰ ａ ， 这增
０ 引 言
主 给 水 及 主蒸 汽 隔离 阀调 试 主 要 包 括 ２部 分 ： 第 一 部 分 是
该 阀 门 的调 试 进 展 情 况 ， 由于 该 设 备 属 于 进 口设 备 ， 油 路 结 构 很复杂 ， 发 现 安装 公 司 由 于 对 这 ４个 阀 门 不 了解 ， 在 他 们 进 行
Hale Waihona Puke 安 装 公 司 调 试 主要 就是 进 行 了 阀 门 的 慢 开 慢 关 ， 但 是 在 这 个 过 程有 不 少 问题 ， 主要 如 下 ： （ １ ）液压 系统 的呼 吸 器 没 有安 装 。液 压 系 统 的储 油箱 上 有
核电站主蒸汽系统
核电站主蒸汽系统
▪ 正常运行过程中的疏水主要由管道中蒸汽冷凝或蒸 汽的湿度产生。影响系统中形成疏水和各疏水集管 中的疏水量的因素包括以下几项：
• 保温效率 • 系统压降，随着机组的老化而增加 • 汽轮机中的机械和热力性能降低，随着设备的老化
核电站主蒸汽系统
1.2 系统描述
▪ 主蒸汽系统主要由管道、阀门和相关仪表 组成。主蒸汽系统管道和部件主要布置于 汽机房内，包括从蒸汽发生器出口到主汽 阀之间的主蒸汽管道以及与连接到汽轮机 上的主蒸汽管道相连的设备和管道。
核电站主蒸汽系统
主蒸汽系统参数
名称 主蒸汽额定流量 主蒸汽压力／温度 汽机旁路额定流量 MSR壳侧额定流量(冷再热) MSR再热器管侧额定流量 至汽机轴封主蒸汽流量 至VYS的主蒸汽流量 至7号加热器的抽汽量 管道设计压力／温度
核电站主蒸汽系统
1.4 仪表和控制
1）疏水集管液位计
▪ 在主蒸汽和抽汽疏水集管上配备液位测量仪表。对于各 疏水集管，一个水位通道提供输入信号用于控制、报警 和指示。安装在疏水集管上的一只水位变送器提供水位 控制，用于排除来自该疏水集管的凝结水并通过降低汽 机进水的可能性来支持电站运行。各水位变送器的量程 涵盖相关疏水集管正常的水位控制范围。
至6号加热器的抽汽量 管道设计压力／温度
至5号除氧器的抽汽量 管道设计压力／温度
参数 6799t/h 5.38MPa/268.6℃ 2719.6t/h 4510.7t/h 324.5 t/h (一级)/182.7 t/h (二级) 13.4 t/h 待定 390.96 t/h 3.134MPa/238℃ 333.33 t/h 1.847MPa/211℃ 420.859 t/h 核电站主1蒸.0汽6系2M统 Pa
两种核电站主蒸汽安全阀对比分析
为保证蒸汽发生 器和主蒸汽管线超压保护 的安
全 ，主蒸汽安全 阀的定值 要准确 ，精度高 ，既要防止安 全 阀的误开 、提前开 ，同时要防止卡开和不 回座 ，安全 阀的不 回座直接等于二 回路的大破 口事故 ，因此主蒸 汽
安全阀必须要有可靠的开启和关闭功能。同时主蒸汽安 全阀必须满足高可靠性的要求，每个组成模块应具有高 可靠性，还需要采用冗余设计。安全阀数量的设置必须 考虑互为冗余，防止个别安全阀故障后总的排放量不满
压 水堆 核 电站主 蒸汽 系统 是 电站最 重要 的 系统之
一
，
它承担着将一回路反应堆裂变产生的热量传递到二
回路的重要任务，将核岛内蒸汽发生器产生的高温高压 饱和蒸汽送入常规岛驱动汽轮机带动发电机产生电力。 因此，主蒸汽系统的安全可靠直接关系到压水堆核电机 组的安全和运行效率。压水堆核电站主蒸汽系统设计压 力一般为７ ＭＰ ，设计温度为３０ ． ａ ８ ０￣ Ｃ，主蒸汽系统正常 运行时介质为饱和蒸汽，蒸汽温度一般为２０ ８￣ Ｃ，正常
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两种核电 站 主蒸汽安全阀对
江苏核 电有 限公 司静机科 科长 周兴强
一
、
前言
时要求 主蒸 汽安全阀设置足够 的数量 ， 安全 阀总的排 放 能力必须满 足事 故工况下能将对应 的蒸汽发生 器产生 的 所有蒸汽排放 到大气 ，防止系统或管线超压 。
高，制造难度大 ，质量保证要求高的安全阀。主蒸汽安 全阀开发设计时的样机必须经过各种工况的鉴定 （ 包括
抗震鉴定 ， 化试 验、循环 寿命试验 、饱和 蒸汽和汽水 老
两相流等工况下鉴定试验），并经过实际运行工况的试
验和考验 合格后才 能用 于核 电站 。
二，两种结 ８ ． ． ． 阀瓣 ９反作用环 １ ． ． Ｏ 调节环 １阀 座 １ 阀 体 １ ２
CAP1400与其他核电厂的蒸汽发生器对比分析
CAP1400与其他核电厂的蒸汽发生器对比分析摘要：通过对比分析CAP1400蒸汽发生器和国际上其他核电站蒸汽发生器，从结构、运行参数等方面分析了各系统之间的差异。
指出了CAP1400蒸汽发生器的优缺点，它占地面积小，但水位控制较差。
每台蒸汽发生器连接两个屏蔽泵。
在运行参数上显示出换热面积更大，从而产生小的热应力。
在工作性能上显示出U形管换热性能好，抗振动性好的特点，能够满足高功率核电站设备要求。
关键词：核电站；蒸汽发生器；CAP1400蒸汽发生器引言：自1954年6月27日前苏联建设的第一台核电站——奥布灵斯克核电站起，国际上的核电站已经发展了几十年。
核电的技术也不断在变化发展着。
作为大多数核电站堆芯的一、二回路的枢纽，蒸汽发生器也发展为各种形式。
它主要的作用是将一回路冷却剂中的热量传递给二回路给水，使之产生蒸汽来驱动汽轮发电机组发电。
本文介绍各种堆芯与三代堆的主蒸汽发生器进行对比分析，指出CAP1400蒸汽发生器设计的发展和自有的特点，同时为下一代蒸汽发生器的设计提供参考。
1 各电厂的蒸汽发生器1.1 切尔诺贝利石墨堆对于第一次重大核事故的切尔诺贝利核电站，它是石墨堆，在石墨堆型中，堆芯的水直接进入汽轮机，所以没有真正意义上的蒸汽发生器。
它的传热在堆芯中完成，汽水分离在汽水分离包中实现。
该种堆芯优点是由于没有一、二回路，热量损失小，传热效率高。
缺点是有放射性的水直接进入汽轮机，如果汽轮机显露，则放射性可能直接泄露出来。
且汽轮机大修时，放射性水平较高。
同时对外部环境的放射性也较高。
从经济的角度上来看是较好的，从安全角度上来说是较差的。
1.2 大亚湾蒸汽发生器大亚湾核电站是国内典型的核电站，它的蒸汽发生器由带有内置式汽水分离设备的立式筒体和倒置式U形管束组成，一回路的每一个环路有一台蒸汽发生器，它是垂直布置的、自然循环的管式汽化装置。
主蒸汽发生器参数：总高度20．8m，上筒体外径6．2m，下筒体外径4．8m，一回路压力15．5MPa，二回路压力6.89MPa，冷却剂进口温度327．6℃，冷却剂出口温度292．4℃，总传热面积5429m2，换热管数目4474根。
核电厂蒸汽排放系统安全性分析及改进
核电厂蒸汽排放系统安全性分析及改进随着全球对清洁能源的需求不断增加，核能成为了一种备受关注的清洁能源。
核电厂作为核能发电的重要设施之一，在提供可靠电力的同时，其安全性也备受关注。
其中，蒸汽排放系统是核电厂中非常重要的一部分，其安全运行直接影响着核电厂的运行安全和工作效率。
蒸汽排放系统包含了一系列关键部件，如排放管、排放阀、蒸汽疏水器、蒸汽泵、蒸汽疏水系统等。
这些部件的安全性能对核电厂的运行安全和发电效率有着至关重要的影响。
本文将对核电厂蒸汽排放系统的安全性进行分析，并提出改进的方法。
一、核电厂蒸汽排放系统安全性分析1. 环境因素环境因素是影响蒸汽排放系统安全性的重要因素之一。
核电厂的蒸汽排放系统经常受到高温高压、腐蚀等外部环境的影响，如果不能及时进行维护和检修，会对系统的安全性造成很大的威胁。
2. 设备因素蒸汽排放系统由多个设备组成，其中任何一个设备的故障都可能导致整个系统的故障。
例如，排放管道老化、排放阀门失灵等都会对蒸汽排放系统的运行产生安全隐患，这需要对设备进行定期的检测和维护。
3. 操作因素蒸汽排放系统的操作人员要具备丰富的操作经验和技术能力，熟悉系统的各个环节和流程，避免操作不当对系统安全造成影响。
此外，操作人员应当遵循严格的操作规程和安全标准，确保系统的正常运行。
二、核电厂蒸汽排放系统改进方法1.加强设备的检测和维护核电厂应该建立完整的设备管理制度，对蒸汽排放系统的各个部件进行定期的检测和维护，及时发现设备故障，避免出现安全隐患。
此外，还应对设备进行升级和改造，提高其适应性和安全性能。
2. 建立完善的安全管理制度核电厂应建立完善的安全管理制度，制定相关的安全措施和标准，对蒸汽排放系统的操作人员进行培训和技术提升，加强对系统的管理和监控。
此外，还应建立严格的应急预案，提前制定对各种事故的应对措施。
3.采用先进的技术手段采用先进的技术手段，如物联网、大数据、人工智能等，对核电厂的蒸汽排放系统进行智能化管理，实现监测、控制、调度等多种功能。
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某核电厂主蒸汽系统差异分析
核电厂主蒸汽系统的差异主要体现在以下几个方面：蒸汽参数、主蒸汽节流控制方式、主蒸汽系统布置和设备选型等。
接下来，我们将分别对这几个方面展开详细的分析。
1. 蒸汽参数
蒸汽参数是指主蒸汽系统中的蒸汽压力和温度等参数。
核电厂的蒸汽参数通常根据反
应堆的许可设计来确定。
不同的反应堆类型、功率等级可能会导致主蒸汽系统的蒸汽参数
存在差异。
某些厂商的反应堆设计允许更高的蒸汽压力和温度，因此对应的主蒸汽系统参
数也会更高。
而在实际运行中，蒸汽参数的差异可能会影响到汽轮机的运行效率、叶片受
热与寿命等因素。
2. 主蒸汽节流控制方式
主蒸汽系统的节流控制方式是影响其运行性能的重要因素。
一般来说，主蒸汽系统的
节流控制方式主要有两种：机械式节流和电子式节流。
机械式节流通过调节阀门的开度来
控制蒸汽流量，而电子式节流则是通过控制系统对阀门进行精确的电动控制。
不同的控制
方式会影响到主蒸汽系统的稳定性、调节性能等方面。
某些核电厂可能会采用不同的主蒸
汽节流控制方式，这就导致了主蒸汽系统的差异。
3. 主蒸汽系统布置
主蒸汽系统的布置方式也可能存在差异。
一般来说，主蒸汽系统的布置包括主蒸汽管道、混合器、汽轮机等设备的布置。
不同的核电厂可能会根据其厂区的具体情况，采用不
同的主蒸汽系统布置方式。
某些核电厂由于场地限制，可能会采用较为紧凑的布置方式，
而另一些核电厂则可能会布置得更为宽敞。
这种差异可能会导致主蒸汽系统的管道长度、
布置形式、设备相对位置等方面存在差异。
4. 设备选型
主蒸汽系统中的设备选型也可能存在差异。
不同的核电厂可能会选择不同厂商的汽轮机、蒸汽发生器等设备，这些设备的性能和制造工艺可能存在一定的差异。
不同的设备选
型可能会影响到主蒸汽系统的工作效率、可靠性等方面。
在实际运行中，这些差异可能会导致主蒸汽系统的运行性能存在一定的差异。
在设计
和运行主蒸汽系统时，需要充分考虑这些差异，并采取相应的措施来保证主蒸汽系统的安全、可靠运行。
某核电厂主蒸汽系统的差异主要体现在蒸汽参数、主蒸汽节流控制方式、主蒸汽系统
布置和设备选型等方面。
这些差异可能会影响到主蒸汽系统的运行性能，因此需要在设计
和运行中予以充分考虑。
希望今后能够通过对这些差异的深入研究，进一步提高核电厂主蒸汽系统的运行性能和可靠性。