第七章 压水堆核电站的二回路系统及设备
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哈尔滨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3.3 主要参数汇总表 (5)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。
对效率不满意时可调整合理调整各设备的运行参数,直至求出电厂效率满意为止。
经过迭代计算得到整个系统电厂效率为31.77%。
1、设计内容及要求1.1设计要求➢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;➢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;➢提高计算机绘图、制表、数据处理的能力;➢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。
1.2设计内容根据设计的要求,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:➢确定二回路热力系统的形式和配置方式;➢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;➢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;➢编制课程设计说明书,绘制原则性热力系统图。
核动力设备与系统第7课

3)净化后的排污水是否作为废水排放取决于什么? 除盐设备可用性、凝汽器可用性、一、二次侧是否 发生泄漏
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8 二回路水处理系统
• 二回路水处理系统功能:保证水质,防止 和减少对蒸汽发生器、汽轮机、管道等设 备的腐蚀。
• 早先沿用火电厂水质规范,之后通过实践 和深入研究,提高了标准、增加了设施
• 循环水泵为立式混合泵,电动机功率为 1600 kW,流量16000 m3/h,扬程25 m
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5 蒸汽排放系统
• 在安全方面,蒸汽排放系统导出负荷突然 减少所多余的蒸汽,使反应堆冷却剂系统 得到有效的冷却,从而防止一、二回路超 压。另一方面,由于蒸汽管道破裂导致反 应堆冷却剂系统过冷时,为避免出现阀门 的意外打开导致一回路进一步过冷要闭锁 有关的阀门。
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• 由于二回路负荷变化速率往往比一回路大, 所以,对蒸汽排放系统要求比火电厂高,这是 核电厂与火电厂的又一重要区别。
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6 蒸汽发生器水位控制系统
1)蒸发器水位值有哪两种?各针对何目的? 宽量程——显示;窄量程——控制和保护
2)蒸发器水位过低和过高各有什么危害? 水位太低——U形管局部裸露,导致热冲击; 给水环暴露在汽空间,可能导致水锤 水位太高——汽水分离器不能正常工作,蒸 汽湿度增加,危及汽轮机安全运行
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补充:海水循环水系统
• 设有五台循环水泵,水源为海水,供凝汽 器和二回路其它设备冷却用水。
• 循环水泵入口共设三台旋转滤网,以去除 海水中的杂物。每台泵出口有二台电动蝶 阀,其中一台蝶阀与泵有联锁,随泵的启、 停而开、关。
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补充:海水循环水系统
• 当汽机负荷或海水温度变化时,要求循环水 量也变化,用开、停循环水泵的台数来适应。 循环水母管压力由凝汽器出口蝶阀控制,正 常运行时维持在0.08-0.12 MPa。
核电站简介和物项分级

到目前为止,核电站的燃料元件、泵、蒸汽发生器、稳压 器、压力容器的设计,正向标准化、系列化的方向发展。 核电站的研究工作,主要是为了进一步提高其安全性和经 济性。有关各国在这方面都有庞大的研究计划,并开展广 泛的国际合作。民用压水堆核电站从它诞生以后,一直是 最安全的工业部门之一,它已经成为一种成熟的堆型。
冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后,经过一回路循环泵又 回到反应堆。一回路循环泵又称主泵。包括压力容器、蒸 汽发生器、泵、稳压器的整个系统,是一回路的压力边界。 它们都安置在如图4-6的安全壳内,称之为核岛。 蒸汽发生器内有很多管子(见图4-7)。管子外为二回路 的水。一回路的水流过蒸汽发生器管内时,将携带的热量 传给二回路里的水,从而使二回路水变成280℃左右、6~ 7MPa的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里,-回路与二回路 的水在互不接触的情况下,通过管壁发生了热交换。蒸汽 发生器是分隔并连结一、二回路的关键设备。从蒸汽发生 器出来的高温蒸汽,通过高压汽轮机后,一部分变成了水 滴。经过汽水分离器时水滴被分离出去,剩余的蒸汽进入 低压汽轮机继续膨胀,推动叶轮转动。。
反应堆堆芯
堆芯组成
堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等构成。 大亚湾核电厂堆芯由157个尺寸相同、截面为正方形的燃料组件排列 而成 初次(首炉)装料时,堆芯有三种不同富集度的燃料组件,并分区 布置,即:52个富集度为3.1%的燃料组件组成第3区,放在堆芯四周; 52个富集度为2.4%的燃料组件\混合交错布置, 53个富集度为1.8%的燃料组件∕组成第2和第1区 (见图2 堆芯 燃料组件布置)
容器内径/mm 法兰外径/mm 进、出口接管之间的最大距离/mm 法兰到底封头全高/mm
3989 4674 6378 10335 13208
CNP1500压水堆核电站热力计算及二回路热力系统初步设计

目录摘要 ................................................................................................................................. I Abstract ........................................................................................................................... III 第1章绪论 .. (1)1.1 研究背景及意义 (1)1.2 国内外研究现状及发展趋势 (2)1.3二回路热力系统简介 (3)1.4 主要研究工作 (4)第2章计算方法及工况的选取 (5)2.1 计算方法的选取 (5)2.2 工况选定 (6)2.2.1 汽轮机机组各工况简介 (6)2.2.2本设计的工况选定 (6)第3章CNP1500压水堆核电站热力计算 (7)3.1 计算目的及主要内容 (7)3.2 计算所需原始资料 (7)3.2.1 电厂原始参数 (7)3.2.2 其他数据 (8)3.2.3 简化条件 (9)3.3 热平衡法分析计算 (9)3.3.1 汽轮机进汽参数计算 (9)3.3.2 凝汽器参数计算 (9)3.3.3 制作回热系统汽水参数表 (9)3.3.4 制作系统汽态线 (11)3.3.5 定功率法原则性热力计算 (12)第4章二回路热力系统初步设计 (23)4.1 主蒸汽系统(一次蒸汽系统) (23)4.1.1 设计概述 (23)4.1.2 系统功能 (23)4.1.3 系统设计分析 (24)4.2 再热蒸汽系统 (24)4.2.1 设计概述 (24)4.2.2 系统功能 (25)4.2.3 主要系统设备 (25)4.2.4 正常运行工况 (26)4.2.5 低负荷工况 (27)4.3 给水回热系统 (27)4.3.1 设计概述 (27)4.3.2 系统功能 (28)4.3.3 系统设计分析 (29)4.4 旁路系统 (31)4.4.1 设计概述 (31)4.4.2 CNP1500的旁路系统 (31)4.4.3 系统功能 (32)4.4.4 系统的控制模式 (32)4.5 加热器疏水系统 (33)4.5.1 设计概述 (33)4.5.2 疏水方式 (33)4.5.3 危机疏水 (33)4.5.4 排汽系统设计 (34)4.6 蒸汽发生器排污利用系统 (34)4.6.1 设计概述 (34)4.6.2 系统功能 (34)4.6.3 系统示意图 (35)4.6.4 控制阀、隔离阀及放射性监测点 (35)4.6.5 系统运行 (36)4.7 辅助蒸汽系统 (36)4.7.1 设计概述 (36)4.7.2 系统功能 (36)4.8 凝结水系统 (37)4.8.1 设计概述 (37)4.8.2 系统组成及阀门的布置 (37)第5章各蒸汽管道的管径计算及选型 (38)5.1 管径的选取 (38)5.1.1 相关计算公式 (38)5.2 具体管道管径计算 (38)5.2.1 主蒸汽相应管道 (38)5.2.2高压加热器H1相关抽汽管道计算 (40)5.2.3 除氧器H2抽汽管道相关抽汽管道计算 (41)5.2.4 低压加热器H3相关抽汽管道计算 (41)5.2.5 低压加热器H4相关抽汽管道计算 (42)5.2.6 低压加热器H5相关抽汽管道计算 (42)5.2.7 低压加热器H6相关抽汽管道计算 (43)5.2.8 各蒸汽管道和抽汽管道管径 (43)5.3 管材选取 (44)5.3.1 管材选取特点 (44)5.3.2 管材选取原则 (45)5.3.3 各管道材料的选择 (45)第6章总结与展望 (47)参考文献 (49)致谢 (50)附录 (51)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。
压水堆核电站工作原理简介

压水堆核电站工作原理简介核反应堆是核电动力装置的核心设备,是产生核能的源泉。
在压水反应堆中,能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。
裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。
在这种反应中,核俘获一个中子并形成一个复合核。
复合核经过很短时间(10-14s)的极不稳定激化核阶段,然后开裂成两个主要碎片,同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。
一些核素,如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质,它们是核反应堆的主要燃料成分。
铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。
对于铀-235与热中子的裂变反应来说,目前已发现的裂变碎片有80多种,这说明是以40种以上的不同途径分裂。
在裂变反应中,俘获1个中子会产生2~3个中子,只要其中有1个能碰上裂变核,并引起裂变就可以使裂变继续进行下去,称之为链式反应。
由于反应前后存在质量亏损,根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系,质量的亏损相当于系统的能量变化,即ΔE=Δmc2。
对铀-235来说,每次裂变释放出的能量大约为200Mev(1兆电子伏=1.6×10-13焦耳)。
这些能量除了极少数(约2%)随裂变产物泄露出反应堆外,其余(约98%)全部在燃料元件内转化成热能,由此完成核能向热能的转化。
水作为冷却剂,用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。
高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆,由下至上流动,吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆,流进蒸汽发生器,通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水,使二回路水变成蒸汽,而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。
如此循环往复,形成一个封闭的吸热和放热的循环过程,构成一个密闭的循环回路,称为一回路冷却剂系统。
蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量,从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功,将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。
哈尔滨工程大学压水堆核电厂二回路热力系统设计设计讲解学习

专业课程设计说明书压水堆核电厂二回路热力系统核科学与技术学院2013 年6 月目录摘要 (1)1 设计内容及要求 (2)2 热力系统原则方案确定 (2)2.1 总体要求和已知条件 (3)2.2 热力系统原则方案 (3)2.3 主要热力参数选择 (5)3 热力系统热平衡计算3.1 热平衡计算方法 (7)3.2 热平衡计算模型 (8)3.3 热平衡计算流程 (9)3.4 计算结果及分析 (17)4 结论 (17)附录附表1 已知条件和给定参数 (18)附表2 选定的主要热力参数汇总表 (19)附表3 热平衡计算结果汇总表 (24)附图1 原则性热力系图 (25)参考文献 (26)摘要压水堆核电厂二回路以郎肯循环为基础,由蒸汽发生器二次侧、汽水分离再热器、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。
本设计对该热力系统进行拟定与热平衡计算,通过列出6个回热器和汽水分离再热器中的2级再热器的热平衡方程以及除氧器中热平衡方程和质量守恒方程和汽水分离中蒸汽总量守恒,由此得到一个7元一次方程组、一个4元一次方程组,和汽水分离中的一个一元一次方程,通过求解这些方程组和方程,可以得到各点的抽气量和各个管路中的流量与新蒸汽/产量D s 的数学关系,假定一个ηe,npp 并就可以由D s =(N e /ηe,npp)η1/[( h fh - h s ’)+(1+ξd )(h s ’- h fw )]算出D s ,由于各点的抽气量和各个管路中的流量与新蒸汽产量D s 的数学关系以同求解方程组得到进一步可以确定二回路总的新蒸汽耗量G fh ,进而的一个新核电厂的效率ηe,npp ’ =N e η1/[ G fh ( h fh - h fw )+ξd (h s ’- h fw )],由此得到ηe,npp 和ηe,npp ’的一一对应关系ηe,npp ’ =1/(6.708-1.1618/ηe,npp )。
压水堆核电厂二回路热力循环上

.1
.2
22
2. 焓
定义:H = U + pV h = u + pv 单位:J(kJ) J/kg(kJ/kg) 焓是状态参数。 物理意义: 引进或排出工质而输入或排出系统的总能量。
1.3.3 熵
1. 定义
δq ds
T rev
2. 熵是状态参数
J/(kg K) J /(molK)
取喷管为系统—
开口系绝热系?
11
1.1.6 平衡状态和状态参数
1.平衡状态 无外界影响系统保持状态参数不随时间而改变的状态。
讨论: 平衡与稳定
— 稳定未必平衡
2. 状态参数的特性和分类
1) 状态参数是宏观量,是大量粒子的统计平均效 应,只有平
衡态才有状参,系统有多个状态参数,如 p,V ,T ,U , H , S
Hale Waihona Puke c)理想气体和实际气体4
1.1.4 热力系统(系统、体系)和外界
• 系统 人为分割出来,作为热力学研究对象的有限物质系统。
• 外界 与体系发生质、能交换的物系。
• 边界 系统与外界的分界面(线)。
注意:
1)系统与外界的人为性
2)外界与环境介质的关系
3)边界可以是:
a)刚性的或可变形的或有弹性的
b)固定的或可移动的
气体动力装置 内燃机、喷气动力装置、 燃气轮机动力装置、 ……
蒸汽动力装置
共同本质:由媒介物通过吸热—膨胀作功—排热
3
1.1.2 工质
a)定义:实现热能和机械能相互转化的媒介物质
b)对工质的要求: 1)膨胀性;
2)流动性 3)热容量 4)稳定性,安全性 5)对环境友善 6)价廉,易大量获取
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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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:945mmbar 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:0kg 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。