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。
1．2 一回路主要辅助系统 § 1.2.1 化学和容积控制系统（RCV） 一、概述 化学和容积控制系统（RCV）是反应堆冷却剂系统（RCP）的一个主要的辅助系统。它在反应堆的启动、停运及正常运行过程中都起着十分重要的作用，它保证了反应堆的冷却剂的水容积，化学特性的稳定和控制反应性的变化。 二、系统功能： 主要功能： a)容积控制：通过上充和下泄功能维持稳压器水位，保持一回路水容积； b)反应性控制：与反应堆硼和水的补给系统（REA）相配合，调节冷却剂硼浓度以跟踪反应堆的缓慢的反应性变化; c)化学控制：控制反应堆冷却剂的PH值，氧含量和其他容积气体含量，防止腐蚀，裂变气体积聚和爆炸，降低冷却剂放射性水平，净化冷却剂。 辅助功能： （1）为主泵轴封提供经过过滤及冷却的水 （2）为稳压器提供辅助喷淋水 （3）一回路冷却剂过剩下泄 （4）需要时，上充泵可作为高压安注泵运行 三、系统功能描述： 1. 容积控制 所谓容积控制就是通过RCV吸收稳压器不能全部吸收的那部分一回路水容积的变化的量，维持稳压器水位在一个整定的范围内。 一回路水容积变化的原因主要是温度的改变，如图（1）所示：
从图可见当反应堆冷却剂系统RCP 从冷态（60℃）增温到热态（291℃）时，其比容增加将近40%；正常运行时，冷却剂的平均温度随功率的变化而变化，从而比容也随之改变，也造成一回路中水的体积的改变。 另外，由于冷却剂系统处于155Bar 的高压下，也会不可避免地发生泄漏，需要调节水容积。容控原理见图（2） 化学和容积控制系统RCV 从RCP 二环路过渡段引出下泄流，经容控箱再由上充泵把上充流打回RCP ，反应堆稳定运行时，上充流量与下泄流量相等。当温度变化引起一回路内水体积变化时，稳压器水位发生变化，当水位偏离设定值时，调节上充流量，使稳压器水位恢复到设定值。但容控箱容量有限，在RCP 系 统升温、降温过程，或其它瞬态，水容积发生很大变化时，可与其它系统配合，容控箱水位高时，可排放到硼回收系统（TEP ），容控箱水位低时，可由硼和水补给系统（REA ）按需要进行补给。 2. 化学控制 由于冷却剂在一回路内循环流动，其水化学特性会整个回路都相同：即由于水的温度增高，水中含氧量增加，及一回路水PH 值降低，都将导致一回路部件的腐蚀，而冷却 上充泵 图（2） 容积控制原理 ）
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 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。
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
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
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 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
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？
核电站系统三个回路 一回路：反应堆冷却剂（硼水）在主泵的驱动下进入反应堆，流经堆芯后从反应堆容器的出口管流出，进入蒸汽发生器，然后回到主泵，这就是反应堆冷却剂的循环流程（亦称一回路流程）。 二回路：在循环流动过程中，反应堆冷却剂从堆芯带走核反应产生的热量，并且在蒸汽发生器中，在实体隔离的条件下将热量传递给二回路的水。二回路水被加热，生成蒸汽，蒸汽再去驱动汽轮机，带动与汽轮机同轴的发电机发电。 三回路：作功后的乏蒸汽在冷凝器中被海水或河水、湖水冷却水（三回路水）冷凝为水，再补充到蒸汽发生器中。以海水为介质的三回路的作用是把乏蒸汽冷凝为水，同时带走电站的弃热。 核电站主要设备：核反应堆、蒸汽发生器、稳压器、主冷却剂泵、汽轮发电机机组。
1、压水堆核电站 以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。 在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。 2、沸水堆核电站 以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。 沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。 沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。 3、重水堆核电站 以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。 重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。 4、快堆核电站 由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。 目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。
1．2 一回路主要辅助系统1.2.1 化学和容积控制系 统（RCV） 一、概述 化学和容积控制系统（RCV）是反应堆冷却剂系统（RCP）的一个主要的辅助系统。它在反应堆的启动、停运及正常运行过程中都起着十分重要的作用，它保证了反应堆的冷却剂的水容积，化学特性的稳定和控制反应性的变化。 二、系统功能： 主要功能： a)容积控制：通过上充和下泄功能维持稳压器水位，保持一回路水容积； b)反应性控制：与反应堆硼和水的补给系统（REA）相配合，调节冷却剂硼浓度以跟踪反应堆的缓慢的反应性变化; c)化学控制：控制反应堆冷却剂的PH值，氧含量和其他容积气体含量，防止腐蚀，裂变气体积聚和爆炸，降低冷却剂放射性水平，净化冷却剂。 辅助功能： （1）为主泵轴封提供经过过滤及冷却的水 （2）为稳压器提供辅助喷淋水 （3）一回路冷却剂过剩下泄 （4）需要时，上充泵可作为高压安注泵运行 三、系统功能描述：
1. 容积控制 所谓容积控制就是通过RCV吸收稳压器不能全部吸收的那部分一回路水容积的变化的量，维持稳压器水位在一个整定的范围内。 一回路水容积变化的原因主要是温度的改变，如图（1）所示： 从图可见当反应堆冷却剂系统RCP从冷态（60℃）增温到热态（291℃）时，其比容增加将近40%；正常运行时，冷却剂的平均温度随功率的变化而变化，从而比容也随之改变，也造成一回路中水的体积的改变。 另外，由于冷却剂系统处于155Bar的高压下，也会不可避免地发生泄漏，需 系 ） 上充泵 图（2）容积控制原理
2. 化学控制 由于冷却剂在一回路内循环流动，其水化学特性会整个回路都相同：即由于水的温度增高，水中含氧量增加，及一回路水PH值降低，都将导致一回路部件的腐蚀，而冷却剂通过堆芯时，由于中子的辐照，水中的腐蚀产物被活化，并且，也有可能带出元件包壳破裂处逸出的裂变产物。因此，为了把一回路所有部件的腐蚀限制在最低程度，避免杂质沉积在燃料元件表面而导致包壳因传热恶化而破裂，以及限制一回路水中腐蚀产物成为辐射源，就需要通过化学控制，维持一回路水的化学性质在规定的限值内。 化学控制原理见图（3） 1.通过注入化学试剂，控制一回路水质而限制腐蚀，例如，在压水堆启动时，可在一回路冷却剂中注入联氨，以减少水中溶解氧的浓度。 N2H4 + O2 2H2O + N2 在正常运行时，在冷却剂中添加控制剂氢氧化锂，以提高一回路冷却剂的PH值。 2.使一回路冷却剂水流过净化系统进行净化，包括，经过过滤以除去冷却剂水中的悬浮状颗粒物，以及通过离子交换树脂以除去离子杂质。 离子交换器中的树脂不能承受超过60℃的温度，所以下泄水必须先从292℃以上的温度降至45℃左右。另外由于与化学和容积控制系统相关联的其它系统都处于比较低的压力状态，所以必须将下泄流的压力从155bar降至2－5bar。为避免水汽化，降压必须在冷却后进行，共两次降温降压过程，如图（4）所示，每个冷却阶段之后进行一次降压，在运行过程中也应注意在任何时候工作点都应落在饱和曲线上方，即液态区。具体采用方式是（参见流程图），第一级为了回收部分热量使用再生式热交换器，在冷却下泄流时同时对上充回路净化后的水进行加热，然后下泄流经过下泄孔板降压；第二级再利用非再生式热交换器将下泄流冷却到45℃，非再生式热交换器的冷却水为设备冷却水系统（RRI）的水，此时下泄流再经过正常下泄调节阀第二次降压。
核电厂系统与设备一回路复习题 绪论 1、简述压水堆核电站基本组成及工作原理？ 基本组成：以压水堆为热源的核电站。主要由核岛（）、常规岛（）、电站配套设施（）三大部分组成。 工作原理： （一）工作过程：核电厂用的燃料是铀235。用铀制成的核燃料在“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（冷却剂）把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽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。 一回路冷却剂循环：反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆 二回路工质循环：蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器 （二）压水堆核电站将核能转变为电能的过程，分为四步，在四个主要设备中实现的。 1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）； 2、蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为 饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变； 3、汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。 4、发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。 能量传递过程为：裂变能→热能→传递→机械能→电能。 2、厂房及房间的识别符号如何定义？（P 3-5） 厂房的识别定义：厂房的识别一般用3个符号来表示。第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机
组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。 房间的识别定义：房间的识别一般用三个数字符号来表示，第一个数字表示楼层，第二、三个数字表示房号。 3、设备的识别符号如何定义？ 设备识别用9个符号来表示。这9个符号又 分为两个大组，前4个符号为功能组符号， 表示该设备属于哪台机组，哪个系统。后5个符号为设备组符号，表示是什么设备及设备的编号。（L—字母，N—数字） 第一章 1、压水型反应堆由哪几大部分组成？ 反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。 2、控制棒组件按材料和功能各如何分类？其作用如何？ 控制棒组件按材料分类：（1）黑棒组：由24根吸收剂棒组成，吸收能力强；（2）灰棒组：由8根吸收剂棒和16根不锈钢棒组成，吸收能力弱。采用一部分灰棒束控制组件是为了使功率分布均匀，避免局部中子注量率畸变过大。 按在运行中的用途分类：控制棒组件可分为功率调节棒、温度调节棒和停堆棒三类，每类又分为若干组。正常运行时，功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度，用于调节反应堆功率；温度调节捧在堆芯上部一定范围移动，用于控制冷却剂温度的波动；停堆棒用于事故紧急停堆，正常运行时提出堆外。 3、可燃毒物和中子源组件的功能是什么？ 可燃毒物功能：新堆第一次装料的后备反应性过大，为了保证慢化剂温度系数为负值，其硼浓度又不能过高，所以装入66束具有较强吸收中子能力的可燃毒物组件。他们在第一次换料时全部取走。
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
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
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。