压水堆核电站二回路热力系统初步设计
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
班学姓级：号：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：
2013年6月
摘要：该说明书介绍了一个1000MWe核电厂二回路热力系统设计及其设计过程。该设计以大亚湾900MWe核电站为母型，设置了一个高压缸，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。一回路冷却剂系统工作压力为15.8MPa，蒸汽发生器的运行压力为 6.7MPa，取分缸比为12.5，高压缸排气压力为0.7956MPa，一级再热器抽汽压力3MPa，低压缸进口过热蒸汽压力为0.7630MPa,温度为268.90℃，冷凝器的运行压力为6.632kPa，给水温度为222.79℃。两级再热器分别由高压缸抽气及新蒸汽加热，疏水分别流入两级高压给水加热器。高压给水加热器由高压缸抽气加热，疏水逐级回流送入除氧器，低压给水加热器由低压缸加热，疏水逐级回流送入冷凝器。排污水经净化后排进冷凝器或除氧器，本设计采用排污水打回至除氧器方案。各级回热器和再热器的蒸汽经合理分配，经过加热器后，蒸汽全部冷凝成疏水，整个系统电厂效率为30.94%。
设计时，假设蒸汽发生器蒸汽产量为1，根据选定的合理的参数值可求出给水泵的耗汽份额为6.61%，假设低压缸进口蒸汽份额为a，低压回热蒸汽、再热蒸汽、高压回热蒸汽、除氧器加热蒸汽份额都可以用a表示。对除氧器列质量守恒、能量平衡方程即可求出a值，从而知道各设备的蒸汽分配。利用各设备的蒸汽分配后可求出高压缸、低压缸比做功量，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。
1、设计内容及要求：
1.1设计内容
（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。
1.2设计要求
（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、热力系统原则方案说明
该设计设有一个高压缸，三个低压缸，两级再热，七级回热，汽动给水泵。一回路冷却剂系统工作压力为15.8MPa，蒸汽发生器的运行压力为 6.7MPa，冷凝器的运行压力为 6.632kPa。两级再热器分别由高压缸抽气及新蒸汽加热，疏水分别流入两级高压给水加热器。高压给水加热器由高压缸抽气加热，疏水逐级回流送入除氧器，低压给水加热器由低压缸加热，疏水逐级回流送入冷凝器。排污水打回至除氧器。
2.1 汽轮机组
该核电厂汽轮机使用运行压力为 6.7MPa的蒸汽发生器产生的低参数的饱和蒸汽，汽轮机由一个高压缸、3个低压缸组成，高压缸、低压缸之间设置外置式汽水分离器和两级再热器。
高压缸进口蒸汽压力为6.365MPa，高压缸内效率为82.07%，出口压力为0.7956，出口蒸汽干度为85.54%，低压缸进口过热蒸汽压力为0.7630MPa，温度为268.90℃，低压缸内效率为83.59%，排汽压力为6.964kPa，干度为90.56%。分缸压力为0.125，高压缸发出整个机组功率的41.36%，低压缸发出整个机组功率的58.64%。
2.2 蒸汽再热系统
在主汽轮机的高、低压缸之间设置汽水分离-再热器，高压缸排汽经过分离器除湿、经过两级再热器加热，使得进入低压缸的蒸汽达到过热状态，提高了低压汽轮机运行的安全性和经济性。
汽水分离-再热器由一级分离器、两级再热器组成，第一级再热器使用高压缸的抽汽（压力为3MPa，比焓为2656.98kJ/kg）加热，第二级再热器使用蒸汽发生器的新蒸汽（压力为 6.365MPa，比焓为2772.54 kJ/kg）加热。分离器的疏水排放到除氧器，第一级、第二级再热器的疏水分别排放到第一、第二级高压给水加热器。蒸汽经分离器后干度达到99.5%，经两级再热器加热后达到压力为0.7642MPa、温度为268.92℃的过热蒸汽。
2.3 给水回热系统
该设计的给水回热系统设有7级回热，低压回热4级，除氧器1级、高压回热2级，高压、低压给水加热器为表面式换热器，除氧器为混合式加热器。给水的焓升在各级回热器中平均分配，每级焓升为114.07kJ/kg。采用新蒸汽驱动的汽动给水泵，汽动给水泵的压力为7.705MPa，给水泵汽轮机排出的废汽直接被送到主冷凝器。
高压给水加热器采用主汽轮机高压缸的抽汽（抽汽压力2.6639/1.5689MPa）进行加热，除氧器采用高压缸的排汽(压力0.7946MPa，干度85.54%)进行加热，低压给水加热器采用主汽轮机低压缸的抽汽（抽汽压力0.4327/0.1997/0.0803/0.0272MPa）进行加热。高压给水加热器的疏水逐级回流，最终送入除氧器；低压给水加热器的疏水逐级回流，最终送入冷凝器。
除氧器既是热力除氧设备，又是一个混合式加热器。来自低压给水加热器的给水在除氧器中被来自汽轮机高压缸的经减压后排汽、高压给水加热器的疏水以及排污水经净化的蒸汽加热到除氧器运行压力0.78MPa下的饱和温度169.37℃，经过除氧的饱和水再由给水泵输送到高压给水加热器，被加热到222.79℃后再送入蒸汽发生器。
附表1.已知条件和给定参数
序号项目符号单位取值范围或数值
1核电厂输出电功率N e MW 给定，1000
2一回路能量利用系数η10.995
3蒸汽发生器出口蒸汽干度x fh% 99.75
4蒸汽发生器排污率ξ d 1.05%
5高压缸内效率η h,i% 82.07
6低压缸内效率ηl,i% 83.59
7汽轮机组机械效率η m0.98
8发电机效率ηge0.98
9新蒸汽压损?p fh MPa ?p fh = 5%p fh 10再热蒸汽压损?p rh MPa ?p rh ≤10% p hz 11回热抽汽压损?p e, j MPa ?p e, j = 3% p e, j
12低压缸排汽压损?p cd kPa 5%
13高压给水加热器出口端差θ h,u℃ 3
14低压给水加热器出口端差θ l,u℃ 2
15加热器效率η h0.98
16给水泵效率ηfwp,p0.58
17给水泵汽轮机内效率ηfwp,ti0.80
18给水泵汽轮机机械效率ηfwp,tm0.90
19给水泵汽轮机减速器效率ηfwp,tg0.98
20循环冷却水进口温度T sw,1℃24
在确定二回路热力系统原则方案和给定的参数的基础上，选定和计算出热平衡计算的主要热力参数。选定、确定热力参数的顺序和方法见下表：
表二主要热力参数确定
序号项目符号单位计算公式或来源数值
1 反应堆冷却剂系统运行压力p c MPa 选定，15~16 15.8
2 冷却剂压力对应的饱和温度T c,s℃查水和水蒸汽表确定 346.378
3 反应堆出口冷却剂过冷度?T sub℃选定，15~20 17
4 反应堆出口冷却剂温度T co℃T co = T c,s - ?T sub 329.378
5 反应堆进出口冷却剂温升?T c℃选定，30~40 37
6 反应堆进口冷却剂温度T ci℃T ci = T co - ?T c 292.378
7 蒸汽发生器饱和蒸汽压力p s MPa 选定，5.0~7.0 6.7
8 蒸汽发生器饱和蒸汽温度T fh℃ps 对应的饱和温度 282.920
9 一、二次侧对数平均温差?T m℃ 23.25
10 冷凝器中循环冷却水温升?T sw℃选定，6~8 7
11 冷凝器传热端差δT℃选定，3~10 7
12 冷凝器凝结水饱和温度T cd℃T cd = T sw,1 + ?T sw + δT 38
13 冷凝器的运行压力p cd kPa Tcd 对应的饱和压力 6.632
14 高压缸进口蒸汽压力p h,i MPa p h,i = p fh - ?p fh 6.365
15 高压缸进口蒸汽干度x h,i% 焓值下降，干度减小 99.49
16 高压缸排汽压力p h,z MPa 最佳分缸压力确定 0.7956
17 高压缸排汽干度x h,z% 由高压缸内效率计算 85.54
18 汽水分离器进口蒸汽压力p sp,i MPa 忽略压损 0.7956
19 汽水分离器进口蒸汽干度x sp,i% 选定 85.54
第一级再热器
20 再热蒸汽进口压力p rh1,i MPa 考虑分离器2%的压损0.7797
21 再热蒸汽进口干度x rh1,i% 选定99.5
22 加热蒸汽进口压力p rh1,hs MPa 选定3
23 加热蒸汽进口干度x rh1,hs% 选定91.85
第二级再热器
24 再热蒸汽进口压力p rh2,i MPa 考虑1%的压损0.7719
25 再热蒸汽进口温度T rh2,i℃根据平均焓升计算214.75
26 再热蒸汽出口压力p rh2,z MPa 考虑1%的压损0.7642
27 再热蒸汽出口温度T rh2,z℃根据平均焓升计算268.92
28 加热蒸汽进口压力p rh2,hs MPa 选定 6.365
29 加热蒸汽进口干度x rh2,hs% 选定99.49
低压缸
30 进口蒸汽压力p l,i MPa 考虑0.0012压损0.7630
31 进口蒸汽温度T l,i℃根据热再热蒸汽焓值268.90
32 排汽压力p l,z MPa 冷凝器压力与排汽压损
之和
0.006964
33 排汽干度x l,z% 根据低压缸内效率90.56
34 回热级数Z选定7
35 低压给水加热器级数Z l选择4
36 高压给水加热器级数Z h选择2
37 第一次给水回热分配?h fw kJ/kg
z
h
h
h cd
fw
fw
-
=
?
114.07
第二次给水回热分配
38 高压加热器给水焓升
?h fw, h
kJ/kg
h
o
dea fw h fw Z h h h ,,-=
?
120.62 39 除氧器及低加给水焓升 ?h fw, l
kJ/kg
111.45 40 低压加热器给水参数
第 1 级进口给水比焓 h lfwi, 1 kJ/kg h lfwi, j = h lfwo, j -1 159.18 第 1 级出口给水比焓 h lfwo, 1 kJ/kg h lfwo, j = h lfwi, j + ?h fw
270.63
第 1 级进口给水温度
T lfwi, 1
℃
按
(p cwp
, h lfwi, j )
查水蒸
汽表
37.47
第 1 级出口给水温度 T lfwo, 1
℃
按
(p
cwp
, h lfwo, j )
查水蒸
汽表
64.16
第 2 级进口给水比焓 h lfwi, 2 kJ/kg h lfwi, j = h lfwo, j -1 270.63 第 2 级出口给水比焓 h lfwo, 2 kJ/kg h lfwo, j = h lfwi, j + ?h fw
382.08
第 2 级进口给水温度
T lfwi, 2
℃
按
(p cwp
, h lfwi, j )
查水蒸
汽表
64.16
第 2 级出口给水温度 T lfwo, 2
℃
按
(p
cwp
, h lfwo, j )
查水蒸
汽表
90.77
第 3 级进口给水比焓 h lfwi, 3 kJ/kg h lfwi, j = h lfwo, j -1 382.08 第 3 级出口给水比焓 h lfwo, 3 kJ/kg h lfwo, j = h lfwi, j + ?h fw
493.53
第 3 级进口给水温度
T lfwi, 3
℃
按
(p cwp
, h lfwi, j )
查水蒸
汽表
90.77
第 3 级出口给水温度 T lfwo, 3
℃
按
(p
cwp
, h lfwo, j )
查水蒸
汽表
117.20
第 4 级进口给水比焓 h lfwi, 4 kJ/kg h lfwi, j = h lfwo, j -1 493.53 第 4 级出口给水比焓 h lfwo, 4 kJ/kg h lfwo, j = h lfwi, j + ?h fw
604.98 第 4 级进口给水温度
T lfwi, 4
℃
按
(p cwp
, h lfwi, j )
查水蒸
汽表
117.20
第 4 级出口给水温度 T lfwo, 4
℃
按
(p
cwp
, h lfwo, j )
查水蒸
143.36
汽表
除氧器
41 进口给水比焓h dea,i kJ/kg h dea,i = h lfwo,Z l604.98
42 出口给水比焓h dea,o kJ/kg h dea,o = h dea,i + ?h fw716.43
43 出口给水温度T dea℃h dea,o对应的饱和水温度169.37
44 运行压力p dea MPa T dea对应的饱和压力0.78
45 高压加热器给水参数p fwp取7.705MPa
第6级进口给水比焓h hfwi,i kJ/kg h hfwi,i = h hfwo,i-1716.43 第6级出口给水比焓h hfwo,i kJ/kg h hfwo,i = h hfwi,i + ?h fw837.05
168.48 第6级进口给水温度T hfwi,i℃按 (p fwp , h hfwi,i )查水蒸
汽表
195.98 第6级出口给水温度T hfwo,i℃按 (p fwp , h hfwo,i )查水蒸
汽表
第7级进口给水比焓h hfwi,i kJ/kg h hfwi,i = h hfwo,i-1837.05 第7级出口给水比焓h hfwo,i kJ/kg h hfwo,i = h hfwi,i + ?h fw957.67
195.98 第7级进口给水温度T hfwi,i℃按 (p fwp , h hfwi,i )查水蒸
汽表
第7级出口给水温度T hfwo,i℃按 (p fwp , h hfwo,i )查水蒸
222.79
汽表
46 高压缸抽汽（i = 1, , Z h）
第6级抽汽压力p hes,i MPa由T hes，6求出饱和水压
1.5689
力，并考虑压损3%
88.19
第6级抽汽干度x hes,i%由（p hes，6，h hes，6）查水
蒸汽表
第7级抽汽压力p hes,i MPa由T hes，7求出饱和水压
2.6639
力，并考虑压损3%
91.05
第7级抽汽干度x hes,i%由（p hes，7，h hes，7）查水
蒸汽表
47 低压缸抽汽（j = 1, , Z l）
第1级抽汽压力p les, 1MPa由T hes，1求出饱和水压
0.02719
力，并考虑压损3%
94.57
第1级抽汽干度x les, 1%由（p hes，1，h hes，1）查水
蒸汽表
第2级抽汽压力p les,2MPa由T hes，2求出饱和水压
0.08031
力，并考虑压损3%
第2级抽汽干度x les, 2% 由（p hes，2，h hes，2）查水
98.41
蒸汽表
第3级抽汽压力p les, 3MPa由T hes，3求出饱和水压
0.1997
力，并考虑压损3%
第3级抽汽干度x les, 3%由（p hes，3，h hes，3）查水
过热
蒸汽表
第4级抽汽压力p les, 4MPa由T hes，4求出饱和水压
0.4327
力，并考虑压损3%
第4级抽汽干度x les, 4%由（p hes，4，h hes，4）查水
过热
蒸汽表
3、热平衡计算
利用表二给定的参数进行热平衡计算。
设蒸汽发生器的蒸汽产量为1，低压缸进口的蒸汽份额为a，冷凝器凝水份额为b，高压缸排汽流入除氧器的份额为c，流经给水泵、高压给水加热器的给水量也为1.0105。
3.1汽动给水泵耗汽份额g
s,fwp
汽动给水泵做功使给水压力增加，新蒸汽进口焓h fh=2772.54kJ/kg,理想出口焓值h气动泵出口*=2472.01 kJ/kg，给水量为1.0105，扬程H=6.925MPa，给水密度
ρ=841.33kg/m3,给水泵效率ηfwp，p=0.58，给水泵汽轮机内效率ηfwp，ti=0.8，给水泵汽轮机机械效率ηfwp，tm=0.90，给水泵汽轮机减速器效率ηfwp，tg=0.98。
g s,fwp(
fh
h- h气动泵出口*)ηfwp，pηfwp，tiηfwp，tmηfwp，tg=1000H/ρ求得：
g s,fwp=0.0661
b=a+g s,fwp=a+0.0661
3.2再热器耗汽份额g
s,rh1、g
s,rh2
分离器出来的流经再热器份额为a的蒸汽被加热，使蒸汽焓值增加，在每级再热器的焓增相等，Δh
再热
= 117.6 kJ/kg，第一级再热器是抽高压缸抽汽，P=3MPa，h zes，1= 2656.98 kJ/kg，疏水为该压力下对应的饱和水，
h再热疏水，1= 1008.37 kJ/kg，二级再热蒸汽为新蒸汽，h zes
，2
= 2772.54kJ/kg，
h再热疏水，2= 1233.88kJ/kg，加热器的效率ηh=0.98。
由能量平衡可列方程：
第一级再热：
g s,rh1(h zes，1-h再热疏水,1) ηh =aΔh再热
求得：
g s,rh1= 0.0728a
第二级再热：
g s,rh2(h zes，2-h再热疏水,2) ηh =aΔh再热
求得：
g s,rh2= 0.078a
3.3高压给水加热器耗汽份额g
hes,1、g
hes,2
流经两级高压给水加热器的给水量为1.0105，每流经一级加热器给水的焓增相
等，Δh
回热=120.62kJ/kg，高压给水加热器的蒸汽从高压缸抽汽，份额为g
hes,1
、g
hes,2
，
第一级高压再热器抽汽焓值h
抽汽，1=2563.52kJ/kg，疏水焓值h
疏水，1
=854.36kJ/kg，
第二级高压再热器抽汽焓值h
抽汽，2=2639.41kJ/kg，疏水焓值h
疏水，2
= 977.84kJ/kg ，
加热器的效率η
h
=0.98。
由能量平衡可列方程：
第二级高压加热：
g hes,2(h抽汽,2-h疏水,2) ηh+ g s,rh2(h再热疏水，2-h疏水,2) ηh =Δh回热
求得：
g hes,2= 0.0741-0.01202a
第一级高压加热：
g hes,1(h抽汽,1-h疏水,1) ηh+ g s,rh1(h再热疏水，1-h疏水,1) ηh+(g s,rh2+g hes,2)(h疏水，2-h
疏水,1)
ηh=Δh回热
求得：
g hes,1= 0.06666-0.01133a
3.4分离器分离的饱和水份额g s,dea
高压缸排出的蒸汽，一部分（份额为c）直接排到除氧器，加热除氧器的给水，其余部分经过分离器，干度由85.54%升到99.5%，分离的饱和水g s,dea排到除氧器，分离的蒸汽a经再热器加热流入低压缸做功。
由质量守恒：
（a+g s,dea）*85.54%=a*99.5%
求得：
g s,dea= 0.1632a
3.5除氧器热力计算
流进除氧器的工质有：再热、回热疏水g
s,rh1+g
s,rh2
+g
hes,1
+g
hes,2
，分离器疏水g
s,dea
、
给水b（=a+g
s,fwp
），高压缸排汽c，流出除氧器的工质是份额为1.0105的饱和给水，h给水= 716.43 kJ/kg。除氧器为混合换热器，换热效率为100%。进出稳压器的各股工质的流量和焓值将下表：
流量L 焓值h（kJ/kg）
疏水g s,rh1+g s,rh2+g hes,1+g hes,20.1408+0.1275a 854.36
高压缸排汽c c 2472.01 流进给水b（=a+g s,fwp）a+0.0661 604.98 分离器疏水g s,dea0.1632a 720.02
排污净化0.0105 1233.88 流出除氧器给水1．0105 716.43
由流入流出流量相等：
ΣL流入=(0.1408+0.1275a)+c+(a+0.0661)+ 0.1632a+0.0105=1.0105
由能量平衡:
Σ（L流入h流入）
=854.36*(0.1408+0.1275a)+2472.01*c+604.98*(a+0.0661)+
720.02*0.1632a+1233.88*0.0105
=716.43*1．0105=723.95
由以上两个方程解得：
a=0.5976
c=0.02179
由a=0.5976可得
b=a+g s,fwp=a+0.0661=0.6637
g s,rh1= 0.0728a= 0.04351
g s,rh2= 0.0780a= 0.04661
g hes,1= 0.06666-0.01133a= 0.05989
g hes,2= 0.0741-0.01202a= 0.06692
g s,dea= 0.1632a= 0.09753
3.6低压给水加热器耗汽份额g
les,1、g
les,2
、g
les,3
、g
les,4
流经各低压给水加热器的给水量为b，每流经一级加热器给水的焓增相等，Δ
h
fw
=111.45kJ/kg，低压给水加热器的蒸汽份额为g les,i（i=1、2、3、4），抽汽焓值h
抽汽为汽轮机抽汽压力下对应的湿蒸汽的焓值，疏水焓值h
疏水
为给水加热器蒸汽侧温
度对应饱和水的焓值，具体值见下表，加热器的效率η
h
=0.98。
回热级数抽汽量g les,i抽汽焓值h抽汽（kJ/kg）疏水焓值h疏水（kJ/kg）
第一级g les,12493.68 279.83
第二级g les,22629.23 392.08
第三级g les,32757.21 504.48
第四级g les,42883.68 617.01
由能量平衡可列方程：
第四级低压加热：
g les,4(h抽汽,4-h疏水,4) ηh=bΔh fw
求得：
g les,4= 0.0333
第三级低压加热：
g les,3(h抽汽,3-h疏水,3) ηh+ g les,4(h疏水，4-h疏水,3) ηh =bΔh fw
求得：
g les,3= 0.03186
第二级低压加热：
g les,2(h抽汽,2-h疏水,2) ηh+(g les,3+g les,4)(h疏水，3-h疏水,2) ηh =bΔh fw
求得：
g les,2=0.03047
第一级低压加热：
g les,1(h抽汽,1-h疏水,1) ηh+( g les,2+g les,3+g les,4)(h疏水，2-h疏水,1) ηh =bΔh fw 求得：
g les,1= 0.02925
3.7高压缸比功率n高
高压缸进口蒸汽焓值h
初始=2772.54 kJ/kg，一级再热器抽汽g
s,rh1
、两级高压抽
汽g
hes,1、g
hes,2
抽汽焓值见下表,汽轮机组机械效率η
m
=0.98，发电机功率η
ge
,0.98
高压缸出口蒸汽抽汽g s,rh1抽汽g hes,1抽汽g hes,2
焓值h（kJ/kg）2472.01 2656.98 2563.52 2639.41 份额L 0.7170 0.04351 0.05989 0.06692
蒸汽在高压缸内膨胀做功
n
高=η
m
*η
ge
*[ΣL*（h
初始
-h
流入
）]
=0.98*0.98[0.7170*(2772.54-2472.01)+0.04351*(2772.54-2656.98)+
0.05989*(2772.54-2563.521)+0.06692*(2772.54-2639.41)]
=232.357kw/kg
3.8低压缸比功率n
低
低压缸进口蒸汽焓值h
初始= 2992.54 kJ/kg，四级低压抽汽g
les,1
、g
les,2
、g
les,3
、
g
les,4，抽汽焓值见下表,汽轮机组机械效率η
m
=0.98，发电机功率η
ge
,0.98
低压缸出口蒸汽抽汽g les,1抽汽g les,2抽汽g les,3抽汽g les,4
焓值h（kJ/kg）2344.14 2493.68 2628.23 2757.21 2883.68 份额L 0.4727 0.02925 0.03047 0.03186 0.0333
蒸汽在低压缸内膨胀做功
n低=ηm*ηge*[ΣL*（h初始-h流入）]
=0.98*0.98[0.4727 *(2992.54-2344.14)
+ 0.02925*(2992.54-2493.68)+ 0.03047*(2992.54-2628.23)
+ 0.03186*(2992.54-2757.21)+ 0.0333*（22992.54-2883.68）]
=329.494kw/kg 3.9电厂效率ηe，npp
汽轮机总比功n= n
高+ n
低
=561.85kw/kg
蒸汽发生器蒸汽产量D
S
= Ne/n= 1000000 / 561.85 = 1779.83 kg/s
蒸汽发生器给水焓h
fw =957.67kJ/kg，排污水焓值h
s
‘= 1233.88kJ/kg
新蒸汽焓值h
fh = 2776.39 kJ/kg，一回路效率η
1
=0.995，排污率ζ
d
=0.0105
由能量蒸汽发生器平衡方程：
Ds[(h
fh -h
fw
)-ζ
d
(h
s
-h
fw
)]=Q
R
η
1
求得堆芯产热: Q
R
=3231850.5kw
电厂效率：η
e，npp =N
e
/Q
R
=30.94%
热平衡计算结果
序号项目符号单位计算结果
1 核电厂效率ηe,npp% 30.94
2 反应堆热功率Q R MW 3231.85
3 蒸汽发生器总蒸汽产量D s kg/s 1779.83
4 汽轮机高压缸耗汽量G s,hp kg/s 1579.28
5 汽轮机低压缸耗汽量G s,lp kg/s 1063.59
6 第一级再热器耗汽量G s,rh1kg/s 77.44
7 第二级再热器耗汽量G s,rh2kg/s 82.96
8 除氧器耗汽量G s,dea kg/s 38.78
9 给水泵汽轮机耗汽量G s,fwp kg/s 117.65
10 给水泵给水量G fw kg/s 1798.52
11 给水泵扬程H fwp MPa 6.925
12 高压缸第1级抽汽量G hes,1kg/s 106.59
13 高压缸第 2 级抽汽量G hes,2kg/s 119.10
14 低压缸第1级抽汽量G les,1kg/s 52.06
15 低压缸第2 级抽汽量G les, 2kg/s 54.23
16 低压缸第3 级抽汽量G les,3kg/s 56.71
17 低压缸第4 级抽汽量G les, 4kg/s 59.27
4、结果分析与结论
=30.94%，高压缸做功占整个机组做功的41.36%，低本次设计电厂效率为η
e，npp
压缸做功占58.64%。
由结果可以看出本次设计接近实际电站效率，可以认为采取二级再热七级回热提高了电厂的效率，采用分离再热器可以提高汽轮机末级干度，保证了汽轮机的安全性，提高了低压缸的有效焓降。本次设计还采用了七级回热，回热级数越高效率提到的越大，但是随着回热级数增加，每增加一级的效益投资比减小了，同时装置复杂性提高可靠性降低。出于综合考虑选择了七级回热。即四级低压回热一级除氧器二级高压回热。
本次设计中分缸比为0.125，经计算后发现高压缸排气干度为0.8554低于0.86 可能对汽轮机的安全运行产生不利影响.
初始计算过程中，由于冷凝器压力计算错误，导致最终得出的电站效率远低于正常范围，修正后效率有较大提升，可以认为降低冷凝器工作压力有利于提高电站效率，但考虑到过分降低冷凝器压力可能导致低压缸排气湿度过大，不利于汽轮机安全运行，同时为提高冷凝器真空度而多消耗于循环冷却水系统的电能也应考虑在内，所以冷凝器工作压力应综合考虑各方因素后合理确定。
在设计过程中，未考虑散热等能量损失，同时计入的二回路压损均为估计值，导致计算结过偏高。
设计过程中查询水蒸气性质表部分主要是查询了水和蒸汽性质计算软件，所求的参数可能与实际情况有偏差，而且不同的程序查询的结果有一定偏差。这也是影响设计精度的一个原因。
参考文献
[1] 压水堆核电厂二回路热力系统初步设计指导书
[2]广东核电培训中心．900MW压水堆核电厂系统与设备［M］．北京：原子能出版社，2000．
[3]藏希年.核电厂系统及设备［M］.北京：清华大学出版社，2003
[4]于瑞侠.核动力汽轮机[M].哈尔滨：哈尔滨工程大学出版社，1999
[5] 彭敏俊．核动力装置热力分析［M］．哈尔滨：哈尔滨工程大学，2003
核电基础知识
核电基础知识 核电技术发展：自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16% 1、什么是核能 世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。 本书内提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成： 铀－235 含量0.71% 铀－238 含量99.28% 铀－234 含量0.0058% 铀－235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。
当一个中子轰击铀－235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中子和射线，并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀－235原子核，能引起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。 铀－235裂变放出多少能量呢？1千克铀－235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。 2、核反应堆原理 反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。 压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。 压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收
了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。 3、什么是核电站 火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“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把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气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，这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种
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。
核工业基本知识复习题
核工业基本知识复习题 是非题 一、核能基础知识 1.核能是一种可持续发展的能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、 （＋）经济、干净的能源。 2.核能是一种可持续发展的能源，其优越性是干净、经济、负荷因子高和功 （＋）率调节能力强。 3.核电站具有安全、经济、负荷因子高和污染少等优点。（+ ） 4.我国目前投入商业运行的核电站都是轻水堆型。（－） 5.核能是原子核内部的化学反应释放出来的能量。（—） 6.核能是由质量转换出来的，符合爱因斯坦的著名公式E=mc2。（＋） 7.核电是释放核子内部能量来发电的，目前释放核子能的方法是裂变。（＋） 8.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。（＋） 9.我国压水堆核电站中所使用的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量 （＋）的慢化剂。 10.核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的核电站堆型仅有轻 （—）水堆、重水堆。 11.核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所。（＋） 12.核电站的常规岛就是常规的火电站。（—） 13.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成。（＋） 14.核电站按冷却剂分类有水堆、气堆、液态金属堆和熔盐堆。（+） （＋）15.核电安全的三道安全屏障指的是核燃料元件包壳、一回路压力边界和安全 壳。 16.秦山一期核电站反应堆是用轻水作为慢化剂和冷却剂的。（＋） 17.铀－235链式裂变反应是核能发电的物理基础。（＋） 18.秦山三期核电站反应堆是用重水作为慢化剂，轻水作为冷却剂的。（—） 19.全世界当前拥有的核电站数量已超过400座。（＋） 20.当前核电站单机容量最大的核电站是重水堆核电站。（—） 21.目前大部分压水堆核电站的燃料棒包壳由锆合金管制成。（＋） 22.压水堆核电站中的蒸汽发生器其主要作用是将一回路高温高压的水转变（＋）
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
压水堆核电站组成资料
压水堆核电站组成 上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护 enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次 压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。 2-1 压水堆主要部件 2-1-1 堆芯 堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。 压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。 图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图
图2-1(b) 压水堆燃料组件 燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。 堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。 为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。 2-1-2 控制棒组件
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
核电站基本知识考试习题
核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 答：安全目标是建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、公众和环境免遭放射性危害。 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。 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。 核能发电有何特点？ 1、核能具有很高的能量密度 2、核电是清洁的能源 3、核能是极为丰富的能源 4、核电在经济性具有竞争力 5、核电的安全性具有保障 纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 多道屏障：燃料芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界、安全壳 多级防御 预防，预防出现异常工况和系统故障； ——保守设计、高质量建造和运行 保护，异常工况的控制和故障检测； ——控制、保护系统和定期检查 限制，控制事故在设计基准事故内； ——工程安全设施和事故处置程序 缓解，防止事故的扩展，减轻严重事故的后果； ——备用措施和事故管理 应急，减轻大量放射性物质释放所造成的环境影响； ——厂外应急响应计划。 反应堆冷却剂系统的功能是什么？ 系统功能： 可控的产生链式裂变反应 导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 产生蒸汽 第二道实体屏障，包容放射性物质 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自持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。 由以下部分组成：堆芯、下部堆内构件、上部堆内构件、压力容器（含筒体及顶盖）、控制棒驱动机构。 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？
功能：用于驱动冷却剂在RCP内的循环，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。 空气冷却、立式电动单级离心泵，带有可控泄漏轴封装置。 大流量、低扬程。 稳压器的基本功能是什么？如何实现？稳压器的压力与水位控制如何实现？ 压力控制—维持一回路压力在整定值附近，防止堆芯冷却剂汽化； 压力保护—系统超压时，安全阀自动开启，使RCP卸压； 作为一回路冷却剂的缓冲箱，补偿RCP水容积变化 在启堆时使RCP升压，停堆时使RCP降压。 化学和容积控制系统的基本功能是什么？ 启动前向一回路系统充水，进行水压试验。 运行中用于调节稳压器水位，保持一回路冷却剂系统水体积。 调节冷却剂系统硼浓度，控制反应堆反应性的慢变化 净化冷却剂，减少反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量。 为主泵提供轴封水； 向反应堆冷却剂加入适量的腐蚀抑制剂，以保持一回路水质。 冷却剂泵停运后提供稳压器的辅助喷淋水。 RCV系统的功能如何实现？ 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 反应堆硼和水补给系统的功能是什么？ 为一回路系统提供除气除盐含硼水，辅助化容系统实现容积控制； 为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备； 为改变反应堆冷却剂硼质量分数，向化容系统提供硼酸和除气除盐水； 为换料水储存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水，为稳压器卸压箱提供辅助喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。 余热排出系统的功能是什么？ 当反应堆进入冷停闭的第二阶段以下时，用于排出堆芯余热，水和设备中的释热，以及运行的主泵在一回路中产生的热量。 在反应堆停堆及装卸料或维修时，导出燃料发出的余热，将一回路水保持在冷态温度。 换料操作后，余热排出泵可将反应堆换料腔中的水送回换料水箱。 主泵停止时，可以使一回路硼浓度均匀化。 与化容系统相连，当一回路压力过低时，可排放和净化一回路冷却剂。 用RRA排料腔水时，水由此去PTR水箱。 设备冷却水系统的功能是什么，系统有何特点？
压水堆核电厂二回路热力系统
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 2013 年6 月
目录 摘要 (2) 1 设计内容及要求 (2) 2 热力系统原则方案确定 (3) 2.1 热力系统原则方案 (3) 2.2 主要热力参数选择 (4) 3 热力系统热平衡计算 (5) 3.1 热平衡计算方法 (5) 3.2 热平衡计算流程 (6) 3.3 计算结果及分析 (8) 4 结论 (8) 附录 (8) 附表1 已知条件和给定参数 (8) 附表2 选定的主要热力参数汇总表 (9) 附表3 热平衡计算结果汇总表 (13) 附图1 原则性热力系统图 (15)
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。 该说明书介绍了一个1000MWe核电厂二回路热力系统设计及其设计过程。该设计以大亚湾900MWe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6.5MPa，高压缸排气压力为0.78MPa，一级再热器抽汽压力 2.8MPa，低压缸进口过热蒸汽压力为0.7045MPa,温度为265.9℃，冷凝器的运行压力为 5.9kPa，给水温度为224.69℃。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。排污水经净化后排进冷凝器。各级回热器和再热器的蒸汽分配合理，经过加热器后，蒸汽全部冷凝成疏水，整个系统电厂效率为30.04%。 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。
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？
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。在膨胀过程中，从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水，大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器，在这里进行汽水分离，并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功，从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低
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。
压水堆核电厂二回路热力系统初步设计说明书
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MA TLAB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。 关键字：热平衡做功循环 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。 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.
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，
压水堆核电站的组成及总布置
压水堆核电站的组成及总布置 （1）反应堆厂房 –该厂房主要布置核反应堆和反应堆冷却剂系统及部分核岛辅助系统、专设安全设施系统。从结构上来讲，反应堆厂房由筏板基础，带钢衬里的圆筒形预应力钢筋混凝土安全壳及其内部结构组成。安全壳内径37m，屏蔽墙厚0.9m，总高59.4ｍ，设计压力0.52Mpa （绝对压力）。反应堆厂房内部结构布置如下： –·-3.5m放置堆芯仪表系统、安注系统、余热排出系统热交换器、化容控制系统的再生热交换器、安全壳连续通风系统及反应堆坑通风系统的风机。 –·±0.00m放置余热排出系统泵、稳压器卸压箱、安全壳的过滤净化系统过滤器、各系统管道、应急人员气闸门。 –·4.65m主要为三套蒸汽发生器、主泵和稳压器的支承楼板的隔间，放置在本层的还有安全壳过滤净化系统的风机和反应堆压力容器顶盖存放地，压力容器也通过该层。 –·8.00m层为反应堆换料水池楼板层，堆内构件存放及燃料组件倒换装置也放置在该层，进入安全壳的人员闸门也在此标高。–·20.00m层为反应堆操作大厅，有设备闸门通入。 –·反应堆压力容器占有从-3.50至8.20m的堆本体中心净空间。M310加改进型反应堆本体由压力容器、堆芯、堆内构件、堆内测量仪表和控制棒驱动机构等设备组成。
–·各层之间的交通由楼梯与电梯联系。反应堆在运行期间，一般人员不得进入；事故检修和停堆检修时，人员可经由空气闸门进入；设备闸门为安装大件设备时的进入通道，运行时封闭。 –以下简要对堆内构件进行补充说明。 （2）核辅助厂房 –由1、2号机组共用，主要布置核辅助系统及设备，厂房面积74×46m，高22m。布置（层高变化较大，仅介绍几个重要的层间）有如下系统和设备： –·±0.00m主要有上充泵、硼回收系统、废物处理系统、设备冷却水系统、电气用房。 –·5.00～8.00m主要为硼回收系统的气体分离器和蒸发器间，过滤器及除盐装置间，废气处理系统的气体衰变箱隔间、化容控制系统设备间、阀门操作间等。 –·11.50m主要为过滤器及除盐装置上部操作间，硼水制备、硼回收系统贮槽及核辅助厂房通风系统。 –·本厂房的对外出入卫生闸门设在电气厂房±0.00m层，整个厂房内各层垂直联系是通过楼梯和电梯完成。厂房为现浇钢筋混凝土结构，有放射性防护要求的房间按屏蔽要求确定墙和楼板厚度。 （3）燃料厂房 –位于反应堆厂房南侧，外轮廓尺寸46×24m，51×24m。
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。 为了便于实际热力系统的构造和分析，通常的方法是绘制热力系统图。为了不同的目的，绘制热力系统的方法也有所区别。只表示热力设备之间的本质联系，相同的设备只用一个表示，不表示备用设备,设备之间的联系以单线表示，管道附件一般不表示。按照这样的原则所绘制的热力系统，称为原则性热力系统。它只说明功率运行工况系统热力设计特征，是原理性的。 与原则性热力系统相对应的，是全面性热力系统。它给出全部热力设计（主要的辅助的和备用的）以及按照选定循环将热能转化为电能过程中所必要的全部设备、连接管路、阀门等部件。