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。
核电厂系统与设备
2015/11/11
7
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
3、凝结水抽取系统流程
系统包括从凝汽器开始到第一级低压给水加热器前为止的所有设备、阀门和管路。主要有三台凝结水泵、两台疏水接收器（新蒸汽疏水箱、汽轮机疏水箱）、凝结水过滤器以及除氧器水位控制阀和凝结水再循环控制阀等。
泵
过滤器来自常规岛除盐水分配系统补水
去低压加热器系统
新蒸汽疏水箱
汽轮机疏水箱孔板
核电厂系统与设备
2015/11/11
8
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
5.1.3 凝结水系统运行
排热量MW 1897.21凝汽量
Kg/s 829.41额定循环水温℃23循环水流量
m 3/s 44.96循环水温升℃10.3凝汽器管内流速
m/s
2.44
正常情况下，三台凝结水泵中的两台运行，将凝结水送到除氧器。凝汽器与抽真空系统一起维持凝汽器的真空度，以保证机组的运行效率，满功率运行工况下的参数如下：
核电厂系统与设备
2015/11/11
9
凝结水控制系统包括3个控制系统：凝汽器水位控制、再循环流量控制和除氧器水位控制。凝汽器通过补水调节阀，维持凝汽器水位保持在整定值，控制信号比例于真实水位和整定值的差。水位整定值一定为汽轮机负荷的函数，在零负荷和100%负荷时凝汽器的水位分别为280mm 和600mm 。
为防止泵在低流量下发生气蚀，提高再循环控制阀控制一部分再循环流量，来保证凝结水泵的最小流量。控制阀的开度依赖于流过泵的流量大小。在正常运行时，除氧器水位保持在2.5m ，为维持除氧器的水位，通过控制两个并联的气动调节阀来保持进入除氧器水流量。
5.1.4 凝结水控制系统
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
10
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
5.2 给水回热系统
5.2.1 系统功能：利用抽汽在独立的级内加热给水。主要由回热加热器、除氧器、疏水器、疏水泵等设备和相应关系组成。
核电厂系统与设备
2015/11/11
11
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
5.2.2 系统描述
1000MW（100万千瓦）级核电厂热力系统里面，一般都设置了二级高压加热器，四级低压加热器和一级除氧器。1、低压加热器
其设计需满足所要求的热力性能，防止蒸汽或凝结水的反向流动，以保护汽轮机，保证加热器抽汽管道有足够的疏水设施，并在所有运行工况下均能安全、可靠地运行。
低压加热器系统是利用抽汽在4个独立的级内加热凝结水。1、2级复式加热器组合在一个共同的壳体内，在平行的通路中设有3个复式加热器，每个凝汽器的颈部各装有一个复式加热器可以单个地或成组地隔离。当加热器被隔离时，可通过旁路保持向除氧器输送流量，共有两套旁路阀的组合，第一套允许旁通1号和2号复式加热器，第二套允许旁通3号和4号低压加热器。
1号和2号低压加热器的疏水采取逐级自流方式，即利用相邻加热器间的压力差，将压力较高的2号加热器的疏水自流至1号加热器，1号加热器疏水流入凝汽器，每个低压加热器的不凝结气体都直接通向凝汽器。
3号和4号低压加热器的疏水进入疏水箱后由专用疏水泵抽出送入3、4号低压加热器间的主凝结水回路（图5-2），此外，另设有紧急疏水直接输送至凝汽器，紧急疏水是疏水箱内出现高水位时自动投入的。
核电厂系统与设备
2015/11/1112
低压加热器系统流程
核电厂系统与设备
2015/11/1113第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
5.2.2 系统描述（续）
2、高压加热器系统
高压加热器系统的设计，需要满足所要求的热力学性能，在所有运行工况下保证向蒸汽发生器输送给水，不发生蒸汽或给水反向流动，保证加热器和抽汽管道疏水能有效地排放。
高压加热器系统包括2级共4个高压加热器、相关管道及阀门。——两台50%流量的6号高加，通常为双流程表面式加热器，分为凝结段和疏水冷却段，疏水冷却段使热量进一步传给给水。
——两台50%流量的7号高压加热器型式与6号相同，但疏水冷却段的传热面积较小。
高压加热器系统用抽汽加热给水，当疏水系统失效或传热管损坏时，可隔离一组加热器，系统能连续运行。本系统还设有两条旁路管线以保证向蒸汽发生器供水。正常运行时，7号高压加热器和抽汽管的疏水自流入6号高压加热器疏水接收罐，6号高压加热器和抽汽管疏水则自流进入给水除氧器；当疏水接收罐水位过高时，高水位控制器动作，将使疏水直接排入凝汽器。核电厂系统与设备
2015/11/11
14
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
5.2.3 系统的运行
1、启动和正常停运
在启动前，给水管线必须充满水。低压给水加热器系统的充水是依靠开启旁路阀，绕过除氧器隔离阀，同时，凝结水抽取泵在再循环方式下运行来进行的。
在启动时，全部给水和抽汽的隔离阀是开启的，各给水旁路阀是关闭的。在启动或正常运行工况下，这些阀门状态不再改变。
正常停运时，全部隔离阀保持在开启位置，而给水旁路阀保持在关闭位置。如果是长时间的冷停闭，则必须保护电厂设备，防止汽空间内汽水混合物所引起的氧化腐蚀。1号和2号复式低压加热器的蒸汽空间用于干燥空气循环通过，3号和4号低压加热器由氮气覆盖进行保护，它们的给水侧空间应充满符合正常保养条件的凝结水。
2、正常运行
正常运行工况是指汽轮发电机在最大连续出力983.8MW下运行，给水加热管线任何一段无旁路状态的运行工况。
核电厂系统与设备2015/11/11
15
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
单位
低1低2低3低4每台加热器的蒸汽流量kg/s 17.4116.1220.1220.71每台加热器的疏水出口流量kg/s 17.63716.1221.03620.71疏水温度
℃72.7497.97119.46121.44每台加热器的凝结水流量kg/s 320.39320.39480.58522.33凝结水进口温度℃
40.82
69.34
95.57118.24凝结水出口温度
℃69.3495.57118.16
139.88
5.2.3 系统的运行——运行参数
单位
高6高7每台加热器给水进口温度℃169.08203.90给水出口温度
℃
203.90
226.00
蒸汽压力
MPa 1.9 2.757表5-2 高压加热器主要参数
表5-1 低压加热器主要参数核电厂系统与设备
2015/11/11
16
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
5.3 给水除氧器系统
5.3.1、系统的功能
◆对给水进行除氧和加热，向主给水泵连续提供合格的含氧量小于3μg/kg 的给水，以防止对设备的腐蚀；
◆将不凝结的气体排放到主冷凝器或大气。
5.3.2系统的描述
除氧器的目的在于除去给水中的氧气和二氧化碳，凝结水在进入除气器之前已在凝汽器中经过预除氧，但凝汽器中压力较低，真空管线的密封一旦出现小故障泄漏，空气就可能进入，而使部分气体重新溶入凝结水，随着给水温度的提高，除氧要求也提高，所以核电厂系统中还设有独立的除气器，其工作压力高于大气压力，使溶解在凝结水中的气体分离出来。
为了保证核电厂安全运行，必须对给水不断地除气，而主要对象是气体中的氧，因而又称为给水除氧。给水除氧分为化学除氧及物理除氧两类，工业上一般使用物理除氧法（热力除氧法），若使水在常压或加压下加热至沸腾温度时，气体在水中含量趋近于零，所溶解的气体便被释放出。
核电厂系统与设备
2015/11/11
17
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
应用热力除氧原理的喷淋式除氧器简图，它有3个独立的蒸汽源：
（1）在正常运行时，取自汽轮机抽汽和疏水系统冷再热管线的蒸汽；
（2）来自新蒸汽总管的蒸汽，在汽轮机脱扣，甩负荷或低负荷运行等瞬态时用，保持除氧器的压力，以保证给水泵的净正吸入压头；
（3）来自辅助蒸汽分配系统的辅助蒸汽，供贮存箱启动时用，也用于无负荷时进行加热和除氧
5.3.2 给水除氧器系统描述
核电厂系统与设备2015/11/11
18
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
除氧器接纳低压给水加热器系统的凝结水（即给水）和蒸汽发生
器排污凝结水的回流。
—除氧器4个低压给水进口都装有喷雾装置，待除氧的水由上部引入，并经喷雾器成为雾滴，在降落的过程中被逆向流动的蒸汽加热达到饱和，进行初级除氧。
—当水通过淋水盘的小孔时，分散成细小水流；而加热蒸汽由中央接管及进口接管进入时，加热细水流，同时本身被部分凝结，这样，通过喷淋水盘的蒸汽逐层减少，而水量却自上而下逐层增加，析出的不凝性气体通过8条放气管排向凝结水抽取系统或大气。
—为了达到高度除氧，当利用辅助蒸汽通过鼓泡装置使给水箱中水再沸腾时，可增设一台再循环泵，使水在启动时均匀地加热和除氧。
—除氧器容器上设有12个相同的释放阀，它们是为防止除氧器超压而设置的。
5.3.2 给水除氧器系统描述（续）
核电厂系统与设备
2015/11/11
19第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
5.3.3 给水除氧器系统的运行1、启动和正常停闭 冷态启动； 热态启动； 停运。2、正常运行3、非正常瞬态运行
核电厂系统与设备
2015/11/11
20
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
5.4 主给水系统
5.4.1、系统的功能
◆将除氧器的水抽出并升压，经高压加热器送到蒸汽发生器；
◆汽机在甩负荷停堆时能够保证向蒸汽发生器供水，带出反应堆的剩余热量；
◆在反应堆一、二回路系统发生破管失水事故时，具有安全隔离的功能。5.4.2系统的描述
主给水系统由除氧器、给水箱、给水泵、高加、给水调节阀、安全隔离阀、流量测量装置等设备和部件组成。
核电厂系统与设备
2015/11/11
21
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
5.4.3 主给水系统的运行
1、启动和正常停闭
主给水系统在核电厂运行时，同时投运，核电厂机组停运时，主给水系统也自然停运。
在机组启动时，蒸汽发生器水位由手动调到无负荷整定值，给水可由辅助给水系统，或由凝结水抽取系统经给水泵供给。2、正常运行
正常运行时，流量由主给水调节阀控制，旁路给水调节阀全开，给水速度调节起主要作用。
核电厂系统与设备
2015/11/11
22
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
5.4.3 主给水系统的运行
以给水流量与蒸汽流量相比较，即汽水平衡与否与蒸汽发生器水位信号之间的差值，产生主给水调节的动作信号。而每个蒸汽发生器都装有液位控制器，以维持蒸汽发生器水位；蒸汽发生器水位整定值应该是汽轮机负荷的函数。3、非正常瞬态运行
当甩负荷或主汽轮机脱扣时，除氧器降压，由于给水除氧器系统设有压力控制措施，可保证除氧器压力近似不变或以受控方式降低，以保证汽动给水泵进口有足够的净正吸入压头。
核电厂系统与设备
2015/11/11
23
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
5.5 蒸汽发生器的排污系统
5.5.1 系统的功能
1、实现蒸汽发生器二回路水的连续排污，以保持二回路水质；
2、对排污水进行化学处理后，冷却排放或处理后送二回路；
3、在蒸汽发生器维修时，实现二次侧的完全疏水。
5.5.2 系统描述
蒸汽发生器排污系统由排污水收集与冷却的管道和设备，减压和流量控制站、处理回路以及排放回路组成。核电厂系统与设备
2015/11/11
24
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
1、排污水的收集与冷却
每台蒸汽发生器设有一条可控流量的排污管路，每一条管路设置一个汽动防泄漏隔离阀和一个手动流量控制阀（均在安全壳内），每条管路接有一条通向核取样系统的支路接头，这个接头位于安全壳内，尽量接近蒸汽发生器。
三条排污管路通过安全壳外的管道连接，它将流体引至再生热交换器或非再生热交换器进行冷却。2、减压和流量控制站
由热交换器流出的已冷却的流体通过减压和流量控制站进行卸压和流量调节，它由并列的两条管路组成，每条管线设有一个减压和流量控制阀，通常只需1条管线运行，另一条备用
或维修。5.5.2 系统描述
核电厂系统与设备
2015/11/11
25
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
3、处理回路
经冷却和减压后，流体引向处理回路，即通过两台并联的精细过滤器中的任一台进行过滤，然后由一条或两条并列的除盐器管路净化。4、排放管路
经冷却，卸压和处理后的排污水，对其是放射性水平经检验合格，可送回凝汽器再循环使用。
5.5.2 系统描述
核电厂系统与设备
2015/11/11
26
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
5.5.3 系统的运行
1、启动和正常停闭
蒸汽发生器排污系统启动时，必须注意只有在安全壳隔离阀已打开后才能进行有关启动操作。为了避免系统发生水锤，系统中空气必须先排放，冷却非再生热交换器的设备冷却水系统必须先于蒸汽发生器排污水系统的排污而启动，以避免热冲击和非再生热交换器内冷却剂水的汽化。
2、正常运行
在正常运行工况下，蒸汽发生器排污是连续的，排污流量可根据凝汽器的泄漏量和蒸汽发生器一次侧向二次侧的泄漏量进行调节，最小的排污流量为10t/h ，最大为70t/h 。
核电厂系统与设备
2015/11/11
27
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
5.5.3 系统的运行
3、非正常瞬态运行—蒸汽发生器疏水
蒸汽发生器冷态湿保养或干保养时需全部或部分疏水。
—非再生热交换器和再生热交换器出口排污水温度升高
当排污水温度达60℃时，除盐水入口前有关阀门会自动关闭，随后减压阀也会自动关闭。
—当蒸汽发生器管子破断时，必须切断蒸汽发生器给水供应，保持最大排污量以便排空，排污水直接或通过除盐器管路引到废液排放系统。
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。
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。 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。 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。
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
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.
压水堆核电站的发电原理
压水堆核电站的发电原理 把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。 一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。 二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这样的汽水循环过程，被称为二回路。 三回路三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。 什么是核燃料? 核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。 压水堆核电站用的是浓度为3%左右的核燃料（铀一235）。大亚湾核电站的核反应堆内有157个核燃料组件，每个组件由1717根燃料棒组成。燃料棒由烧结二氧化铀芯块装入锆合金管中封焊构成。一个燃料组件中有一束控制棒，控制核裂变反应。
利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，其流程原理如图 2.1所示。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。 反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路（见图2.2）。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。 为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行，核电厂还设置了专设安全设施和一系列辅助系统。 一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废
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。 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。 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
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。
压水堆核电站的发电原理
核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能，再被高压水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。 一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U 型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。 二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这样的汽水循环过程，被称为二回路。 三回路三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。 什么是核燃料? 核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。 压水堆核电站用的是浓度为3%左右的核燃料（铀一235）。大亚湾核电站的核反应堆内有157个核燃料组件，每个组件由17×17根燃料棒组成。燃料棒由烧结二氧化铀芯块装入锆合金管中封焊构成。一个燃料组件中有一束控制棒，控制核裂变反应。 利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，其流程原理如图2.1所示。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。 反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路（见图2.2）。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。 为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行，核电厂还设置了专设安全设施和一系列辅助系统。 一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废物处理系统，部分系统同时作为专设安全设施系统的支持系统。专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。 二回路系统由汽轮机发电机组、冷凝器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热量变成高压蒸汽，然后驱动汽轮发电机组发电，作功后的乏汽在冷凝器内冷
压水堆核电站组成
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
我国压水堆核电站主要设备及原理
压水堆核电站主要设备及原理 压水堆核电站主要设备典型压水反应堆的核心是一个圆柱形高压反应容器。容器内设有实现核裂变反应堆的堆芯和堆芯支承结构，顶部装有控制裂变反应的控制棒驱动机构，随时调节和控制堆芯中控制棒的插入深度。
堆芯是原子核反应堆的心脏，链式裂变反应就在这里进行。它由核燃料组件、控制棒组件和既作中子慢化剂又作为冷却剂的水组成。 堆内铀-235核裂变时释放出来的核能迅速转化为热量，热量通过热传导传递到燃料棒表面，然后，通过对流放热，将热量传递给快速流动的冷却水（冷却剂），使水温升高，从而由冷却水将热量带出反应堆，再通过一套动力回路将热能转变为电能。
压水堆核电站原理：由反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。该动力装置由一回路系统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。 原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发热，高温高压的冷却水在主冷却泵驱动下，流进反应堆堆芯，冷却水温度升高，将堆芯的热量带至蒸汽发生器。蒸汽发生器一次侧再把热量传递给管子外面的二回路循环系统的给水，使给水加热变成高压蒸汽，放热后的一次侧冷却水又重新流回堆芯。这样不断地循环往复，构成一个密闭的循环回路。 一回路系统主要设备除反应堆外，还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。 一回路示意图
稳压器结构图
冷却剂主泵结构图 二回路中蒸汽发生器的给水吸收了一回路传来的热量变成高压蒸汽，然后推动汽轮机，带动发电机发电。做功后的乏汽在冷凝器内冷却而凝结成水，再由给水泵送至加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，再变成高压蒸汽推动汽轮发电机作功发电。这样构成第二个密闭循环回路。 二回路系统由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、发电机、冷凝器、凝 结水泵、给水泵、给水加热器和中间汽水分离再热器等设备组成。