核电机组二回路热力系统经济性分析毕业论文.doc

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1、 本 科 毕 业 设 计 核电机组二回路热力系统经济性分析Economy analysis of nuclear power units two loop thermodynamic system 毕业设计（论文）原创性声明和使用授权说明原创性声明本人郑重承诺：所呈交的毕业设计（论文），是我个人在指导教师的指导下进行的研究工作及取得的成果。尽我所知，除文中特别加以标注和致谢的地方外，不包含其他人或组织已经发表或公布过的研究成果，也不包含我为获得 及其它教育机构的学位或学历而使用过的材料。对本研究提供过帮助和做出过贡献的个人或集体，均已在文中作了明确的说明并表示了谢意。作 者 签 名： 日 期：

2、 指导教师签名： 日期： 使用授权说明本人完全了解 大学关于收集、保存、使用毕业设计（论文）的规定，即：按照学校要求提交毕业设计（论文）的印刷本和电子版本；学校有权保存毕业设计（论文）的印刷本和电子版，并提供目录检索与阅览服务；学校可以采用影印、缩印、数字化或其它复制手段保存论文；在不以赢利为目的前提下，学校可以公布论文的部分或全部内容。作者签名： 日 期： 摘 要 高压加热器是核电机组二回路热力系统中的主要设备，它对汽轮机乃至全厂的安全经济运行影响很大。因此，对高压加热器的研究十分必要。核电汽轮发电机组实际运行中，高压回热加热器处于给水泵出口承受的压力高，且在较高的温度下工作，运行条件差，发

3、生故障的几率较大。本文就汽轮机的一种特殊变工况运行形式高加停运（或称切除）核电机组的运行做了简要介绍，并对这两种不同工况下对汽轮机运行经济性和安全性造成的影响进行了分析。首先，对核电机组二回路热力系统的组成和布置进行了介绍，并确定了两种种方案作为热经济性校核计算的理论内容；其次介绍热经济性校核计算的理论方法，采用的是定功率法；通过此方法，在假设工况下,计算出高压加热器在不同停运状态时，机组的热经济性指标热耗率和汽耗率。根据两种种方案对应的计算结果，对比并分析了高压加热器的工作对整个核电机组热经济性影响程度，为机组热力系统的高压加热系统的设计和改造提供了理论指导；最后对不同方案下的热经济性给出了

4、评价，进一步完善了系统改造的可行性分析，对现场的二回路热力系统高压加热器部分的改造给出了指导意见。关键词 ： 二回路热力系统，高压加热器，定功率，热经济性，对比分析 Abstract High pressure heater is the main equipment of nuclear power units two thermodynamic heat system, it has influence to the steam turbine and the safe of economic operation. Therefore,the research of high pressu

5、re heater is necessary. Nuclear power steam turbine generator set in the actual operation, high pressure heater in hot pump to export, susceptive pressure is high, and in high temperatures, and operation condition, the failure of the opportunity more. This paper is a special kind of the steam turbin

6、e variable operation, high suspended add form (or says resection) of two typical way is briefly introduced, and the two different high and way of steam turbine operation resection of the impact of economic and safety are analyzed. At First, to introduced the nuclear power units two loop thermodynami

7、c system composition and layout , and the various scheme determined two as hot economic check calculation theory content; Secondly introduces hot economic check calculation of the theory and method of, use is rated power law; Through this method, on the assumption that conditions, and calculated in

8、different high pressure heater running condition, units of the hot economic indicators, the heat consumption rate and the steam consumption rates. According to a variety of solutions of the two corresponding calculation results, comparative analysis of the high pressure heater work to the nuclear po

9、wer units hot economic influence of thermal system for units of the heating system and the design of high pressure modification provides the theoretical guide; The last for these schemes are given the thermal efficiency evaluation, and further improving the system reform of feasibility analysis, the

10、 second circuit of the high pressure heater thermal system are part of the transformation guidance.Key Words: Two loop thermodynamic system, high pressure heater, rated power ,thermal efficiency, comparative analysis目 录摘 要IAbstractII第一章 绪 论1一、课题的背景和意义1二、课题的主要内容1三、核电站经济性的现状2第二章 1000MW核电机组的二回路热力系统4一、1

11、000MW核电机组原则性热力系统4二、1000MW核电机组热力系统的特点5三、1000MW核电机组热力系统的组成6（一）主蒸汽系统6（二）汽水分离再热系统6（三）凝结水系统7（四）主给水系统8（五）回热抽汽系统9（六）汽机旁路系统10（七）辅助给水系统11（八）辅助蒸汽系统12四、高压加热器12（一）高压加热器工作原理12（二）高压加热器在给水回热系统中的作用13（三）高压加热器的结构13（四）高压加热器的停运14（五）高加自动保护16第三章 核电机组二回路热经济性计算方法17一、定功率分析方法17（一）定功率分析方法简介17（二）计算时需要合理选取以下参数18二、等效焓降法18（一）等效热降

12、法简介18（二） 等效热降的应用19第四章 核电机组二回路热经济性计算20一、汽轮机主要参数20（一）主要技术参数20（二）计算用其他参数21二、额定工况下二回路热力系统的热经济性计算22（一）绘制汽轮机的汽态线22（二）编制汽轮机组各计算点的汽水参数表23（三）各级回热抽汽量的计算24（四）D0的校核计算28（五）机组热经济性计算29三、变工况下二回路热力系统的经济性计算29（一）六号加热器停运后各级流量变化29（二）机组吸收热量31（三）与额定功率Pe相对误差31（四）机组热经济性计算31四、不同工况下二回路热经济性比较32结 论33致 谢34参考文献35附 录 A1.136附 录 A1.

13、237第一章 绪 论一、课题的背景和意义 现代核电站普遍采用具有中间再热的回热循环，讨论具有中间再热的回热循环汽轮发电机组的热力计算，而回热系统的计算又是核电站热力系统计算的核心。目前我国在提高核电机组二回路热力系统经济性的方法主要是对凝结水抽取系统、低压给水加热器系统、主给水流量控制系统、给水除氧器系统、高压加热给水系统进行分析。例如：对轴封系统、加热器端差、加热器压损、加热器散热损失、假设加热器切除进行热经济性分析计算。将分析结果进行比较得出结论。从而找到改善核电机组的热耗率、汽耗率、内效率等经济性指标的方法。 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

14、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；而在核电厂中，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

15、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。 在核电机组的运行过程中，难免会出现高压加热器故障。这时，需要将高压加热器解列停止工作进行检修，而在此期间核电机组依然正常运行。因此在这种变工况下机组运行的热经济性就显得十分重要。高压解列对整个机组的热经济性影响程度直接关系到整个机组的热效率以及发电成本。通过计算可以得出高压加热器对整个机组热经济性影响的程度，根据计算结果以及分析出造成经济性下降的原因可以给出该核电机组的合理改造意见。进而提高变工况下机组的热经济性。因此对变

16、工况下核电机组二回路热力系统的经济性指标的计算很有实际意义。二、课题的主要内容本论文首先在第二章主要介绍了1000MW核电机组的二回路热力系统。阐述了高压加热器在二回路热力系统中的作用。在第三章介绍了计算核电机组热经济性的两种典型方法（定功率法和等效焓降法）。在第四章结合查找到的某1000MW核电机组的主要参数对该核电机组的二回路热力系统经济性进行计算。计算结果与原数据进行对比找到造成误差的原因，分析影响二回路热力系统经济性的主要原因。然后假设某高压加热器停运后对整个机组二回路热力系统经济性重新计算，分析两种工况下二回路热力系统经济性指标的变化。(一) 1000MW核电机组二回路热力系统1.介

17、绍了核电机组二回路热力系统的组成及重要设备；2.介绍了目前核电站的经济性现状；(二)计算核电机组二回路热力系统热经济性的计算方法介绍了定功率计算法，掌握定功率计算的概念、相关名词的意义，明确计算公式及应用定功率计算法的条件。简要介绍等效焓降法计算热经济性。(三)高压加热器停运的工况下二回路热经济性计算 1.借助原始数据对额定工况下的二回路热力系统经济性进行计算； 2.在定功率理论的基础上,结合已知数据, 对某1000MW核电机组进行了具体的变工况下计算高压解列对整个机组运行热经济性的影响；(四)高压加热器额定工况与变工况下热经济性的对比分析根据计算结果，对比分析高压加热器不同停运工况下机组的热

18、经济性，说明了实际工作中改造方案和努力的方向；三、核电站经济性的现状 目前已建部分核电站见表1，由表1 看出大亚湾、岭澳、岭澳二期均属于M310 堆型系列。成套进口设备、准交钥匙建设模式的广东大亚湾核电站，建成价单位投资为2 000 美元/kW;实现本地化率30%的岭澳核电站，建成价单位投资1800 美元/kW，比大亚湾下降了10%; 采用二代加改进技术的岭澳二期,建成价单位投资预期在岭澳核电站的基础上继续下降15%以上，达到1500 美元/kW 的水平。这3 座核电站单位投资呈逐渐下降的趋势，主要得益于建设管理模式的不断进步以及成熟堆型的系列化建造效应。从技术类型而言，秦山二期、秦山二期扩建

19、基本上仍属于M310 堆型系列。秦山二期按“以我为主，中外合作”的模式建设，实现国产化率55%,单位投资1 330 美元/kW，比大亚湾核电站低37.8%。这主要得益于建造自主化、采购自主化; 同时，也体现了成熟堆型系列化建造的效应。田湾核电机组属俄罗斯VVER 堆型，预期的造价是比较低的，但是由于俄罗斯国内经济等原因使得俄方供货能力和质量受到影响，造成投资控制困难,实际建成价已超出预期。浙江三门核电一期和山东海阳核电一期均属于AP1000 自主化依托项目，属于“三代”堆型的首堆建设，尚无建造经验，建造自主化和采购自主化的程度应该不会很高，单位投资高是情理之中的。 表1 我国已部分建成核电站的

20、投资成本 名称 规模（MW） 堆型 项目总投资 单位投资（美元/kw）秦山二期大亚湾岭澳岭澳二期田湾秦山二期扩建红沿河浙江三门一期山东海阳一期260029002900 21000 210002650 41000 21000 21000压水堆压水堆压水堆压水堆压水堆压水堆压水堆压水堆压水堆1446100万元407000万元320400万美元1580000万元4860000万元2500000万元2500000万元1330200018001500第二章 1000MW核电机组的二回路热力系统一、1000MW核电机组原则性热力系统汽轮机热力系统是将蒸汽发生器产生的蒸汽的热能转换成汽轮机的机械能，再通过发

21、电机转变成电能，做过功的蒸汽经凝汽器冷却凝结成水，再加热到217.9送入蒸汽发生器。系统由四级低压加热器、除氧器和两级高压加热器组成，在正常运行工况下对主凝结水进行加热。从蒸汽发生器来的蒸汽沿着四根DN600的管道供到四个主蒸汽高压阀组。每个高压阀组由一个截止阀和一个调节阀组成。蒸汽通过截止阀和调节阀后沿着四根DN600的管道进入汽轮机的高压缸。第二、第三、第四级叶片后的部分蒸汽分别被抽到6号高压加热器、5号高压加热器和除氧器，除高压缸部分排汽被抽到4号低压加热器外，高压缸排汽的主流量直接沿着四根DN1600的蒸汽管道送到汽水分离再热器进行水分分离和蒸汽再热。在汽水分离再热器后，蒸汽通过低压阀

22、组沿着8根DN1200的管道进入低压缸。湿蒸汽在壁式汽水增压分离器内进行汽水分离，分离出来的蒸汽分别到每个再热器。从汽轮机入口管道中抽取271的新蒸汽送到汽水分离再热器作为高压缸排汽的加热汽源。疏水泵将4台汽水分离再热器的汽水收集器内的疏水打到主凝结水系统。将凝结水汇集箱中的加热蒸汽凝结水以及所有汽水分离再热器中的凝结水利用高温液力驱动泵一起打到6号高压加热器后的主给水管道。从低压缸抽出的蒸汽到低压加热器：在每个低压缸第四级后的部分蒸汽被分别抽到4台1号低压加热器；在3号低压缸和4号低压缸的第三级后的通道中的部分蒸汽抽到2号混合式低压加热器；在1号低压缸和2号低压缸第一级后的通道中的部分蒸汽抽

23、到3号表面式低压加热器。为尽可能满足机组高效率的要求，6号高压加热器的疏水到5号高压加热器的汽室，然后与凝结水一起直接到除氧器。4号低压加热器的疏水与汽水分离再热器的分离水一起送入主凝结水系统。3号低压加热器的疏水到2号低压加热器。1号低压加热器疏水通过一个水封到凝汽器。回热系统满足最大可靠性要求，运行方便，布置简洁，并使汽轮机具有较高的热效率。回热系统的结构：4台1号低压加热器+1台2号低压加热器+1台3号低压加热器+2台5号高压加热器+2台6号高压加热器。1号低压加热器布置在凝器汽喉部中，因此，这部分的主凝结水分成四根管道。低压加热器管道系统，主凝结水管道上的管道和阀门设计成凝结水泵在最小

24、流量工况下能可靠运行。高压加热系统有两级，两通道。加热器设有一个快速反应保护装置，当加热器内的水位升高时，保护装置自动投入，给水进入旁路。高压加热器系统具有超压保护功能。汽轮机允许在某些低压加热器（2号低压加热器除外）切断和断开一、两条高压加热器管道而反应堆功率保持不变的情况下长期运行。具有切断两台连成一组的1号低压加热器的功能：一组位于1号低压缸和2号低压缸之中，另一组位于3号低压缸和4号低压缸之中。在至回热加热器的抽汽管道上，由于蒸汽中含有的湿度，可能会出现因腐蚀而导致管道的损坏，故在管道中安装了分离器以降低湿度。为了防止在甩负荷期间汽轮机组超速，抽汽管道在必要的地方配有止回阀。每台机组设

25、有一台除氧器和一个容量为400m3的除氧水箱。除氧器蒸汽额定压力为0.84Mpa，设计为滑压运行。设有超压和高水位保护措施。水位超出允许标准的保护由主凝结水泵的自动控制来实现，超压保护由安全阀来实现。经过除氧器的给水，通过主给水泵（共5台，4台运行，1台备用）供至5号高压加热器、6号高压加热器，而后进入蒸汽发生器。辅助给水泵（共2台）作为主给水泵的备用泵，在机组短时及预期运行事故状态下向蒸汽发生器供水。汽轮机除了回热抽汽以外，还可向辅助系统供汽：从2级抽汽管道（至6号高压加热器）抽汽，抽汽量约50t/h。回热系统中，除了加热器，还包括轴封蒸汽冷却器。从汽轮机端部轴封的最末级腔室和汽轮机蒸汽入口

26、阀的阀杆密封泄漏出来的蒸汽与空气的混合物排入轴封蒸汽冷却器。除氧器来汽至汽轮机端部轴封，保证低压缸内真空，并防止机组在启动期间漏入空气。系统具有两级凝结水泵，第一级凝结水泵（共3台，2台运行，1台备用）从凝汽器吸入凝结水，再使其升压通过轴封蒸汽冷却器、除盐装置和1号低压加热器至2号低压加热器；第二级凝结水泵（共3台，2台运行，1台备用）从2号低压加热器吸入凝结水，并把凝结水打入除氧器。二、1000MW核电机组热力系统的特点1.主蒸汽压力、温度参数低；2.主蒸汽流量大；3.再热蒸汽需要分离除湿，并用主蒸汽再热；4.汽机没有中压缸，高压缸排汽经水份分离再热后进四个低压缸；5.旁路系统有余热导出的功

27、能，也就是在核岛停堆过程中将一回路的余热通过二回路导 出，保证将一回路温度冷却到安全温度。6.AES-91型核动力发电机组为压水堆，其反应堆对介质的参数要求比较严格。如果介质温度过高时，会造成反应堆堆芯熔融现象；当介质压力过高时，会产生对核电站的不安全因素。为此，因一回路介质参数的影响，造成二回路主蒸汽参数与常规电站相比较低。三、1000MW核电机组热力系统的组成（一）主蒸汽系统 在蒸汽发生器出口装设有主蒸汽母管，以均衡各主蒸汽管道的压力。四根主蒸汽管道将四台蒸汽发生器产生的蒸汽，经过主蒸汽快速隔离阀、主汽门和调节汽门送入汽轮机高压缸。主蒸汽母管上还接有三条支路管道，其中两路为汽轮机旁路，作用

28、是将主蒸汽引入凝汽器；另一路为辅助蒸汽，向各个辅助蒸汽用户提供蒸汽。 主蒸汽安全阀用于防止主蒸汽管道压力过高而引起爆管。大气释放阀用于排放核电厂事故工况下的不平衡蒸汽，以减少蒸汽压力的波动。当主蒸汽管道破裂的时候，快速隔离阀迅速隔断蒸汽发生器和主蒸汽管道。1.主蒸汽系统的主要功能 正常运行时，主蒸汽系统将蒸汽发生器产生的蒸汽引入汽轮机高压缸和汽水分离再热器的再热段。当汽轮机带部分负荷或除氧器抽汽压力不足或汽轮机跳闸停机的时候，向除氧器和其它辅助蒸汽系统提供蒸汽。在汽轮机甩负荷的时候，汽轮机旁路系统投入运行，将蒸汽发生器产生的多余的蒸汽经旁路排入凝汽器，并在其中冷凝。当反应堆运行，汽轮机停机时，

29、如果凝汽器发生故障，主蒸汽系统将主蒸汽通过快速释放阀向大气排放。当主蒸汽管道破裂时，主蒸汽系统采用主蒸汽隔离阀将蒸汽发生器与主蒸汽管道隔离。2.系统运行 在机组启动阶段，由外部汽源供汽对机组暖管、除氧器中除盐水除氧及满足汽轮机轴封供汽要求。在反应堆升负荷后，蒸汽发生器内蒸汽参数达到额定负荷时，新蒸汽通过主蒸汽母管祥辅助蒸汽管道供汽。 在核电站正常运行时，蒸汽沿着4根DN600的管道从蒸汽发生器送到汽轮机主汽阀和调节阀。系统实现安全功能的阀门处于备用状态，一旦需要便可投入运行。 在核电站全厂断电状态，当汽轮机主汽门关闭时，二回路蒸汽压力将升高。由于凝汽器没有冷却水，故不能向凝汽器排放蒸汽。当蒸汽

30、发生器中的压力超过7.154Mpa时，大气释放阀（BRU-A）开启，降低二回路压力。一旦压力继续升高到8.23Mpa时，安全阀开启。当反应堆内的余热通过大气释放阀向大气释放时，一回路保持热备用状态。如果发生全厂断电，必须将反应堆冷却下来，首先通过大气释放阀向大气排放，排出反应堆余热，直到反应堆功率降低，一回路的冷却系统可以投入运行为止。（二）汽水分离再热系统 汽轮机高压缸排出的湿蒸汽经过四路对称布置的蒸汽管道分别进入四个汽水分离再热器，在汽水分离再热器装置前的每路湿蒸汽管道上，都装设防止水份进入的除湿装置。 湿蒸汽从汽水分离再热器的底部进入，先通过起分离作用的格板将水分离出去，干燥的蒸汽进入再

31、热器加热成过热蒸汽，然后通过低压主汽门和调节汽门进入低压缸。 每台汽水分离再热器的分离器部分的疏水通过水封排入分离水汇集箱，然后由泵打入4号低压加热器后的主凝结水管道。 在汽水分离再热器中采用是由主蒸汽母管来的新蒸汽，每台汽水分离再热器过热段的疏水先排入凝结水汇集箱，然后由液力驱动泵打入6号高压加热器后的主给水管道，同时考虑至除氧器的切换管道。该疏水泵由水轮机驱动，水源来自高压给水泵出口，其排水至除氧器，排水压力约为1MPa，疏水泵将6MPa的疏水压力提升至9MPa进入高加给水主管路。 汽水分离再热器的有关设备的布置应该遵照对称布置的原则，即四个汽水分离再热器相对于高压缸和低压缸是对称布置的。

32、同样，分离水汇集箱和凝结水汇集箱相对于汽水分离再热器也是对称布置的。这样则能够保证汽水分离器和再热器的疏水都能够顺利地分别进入分离水汇集箱和凝结水汇集箱，管道和设备受力条件较好。高压缸排汽先进入汽水分离再热器的分离器部分将水份消除掉，再进入再热器部分加热。再热器以新蒸汽作为热源，在再热器入口处的饱和蒸汽略有一点过热度。经过再热的低压过热蒸汽由再热器进入低压缸。汽轮机的高压缸是双排汽的，每侧的排汽均先进入两个汽水分离再热器，随后再进入相应的低压缸。1.再热蒸汽系统的主要功能 正常运行时，将高压缸排汽引入汽水分离再热器中进行汽水分离和再热，然后将过热蒸汽引入低压缸作功。机组甩负荷时，利用低压主汽门

33、将汽水分离再热器与低压缸隔开，以防止汽轮机组超速。正常运行时，汽水分离再热器分离出来的疏水汇集到分离水汇集箱，然后送到除氧器；事故时，疏水送到凝汽器。正常运行时，汽水分离再热器再热段的凝结水汇集到凝结水汇集箱，然后通过水泵打入6号高压加热器后的主给水管道；水泵事故时，疏水送到凝汽器。2.系统运行从汽轮机暖机和启动直到关断阀关断，汽水分离再热系统始终保持运行状态。（三）凝结水系统 来自凝汽器热井的主凝结水利用级凝结水升压泵升压后通过轴封蒸汽冷却器和凝结水精处理装置进行处理。轴封蒸汽冷却器可以保证被抽入的蒸汽能够充分冷却，热量被回收，凝结水精处理装置能够除掉水中的盐份，使水质达到运行要求。经过凝结

34、水精处理的凝结水进入1号和2号低压加热器，然后通过级凝结水升压泵升压，送到3号和4号低压加热器加热，最后送到除氧器。四台1号低压加热器两两并列设置，4台1号低压加热器共用一个大旁路。1、3、4号低压加热器为表面式，2号低压加热器为混合式。凝汽器中的水位和2号低压加热器中的水位由级凝结水升压泵后的调节阀来控制，除氧器中的水位由级凝结水升压泵后的调节阀来控制。1号低压加热器的疏水通过水封排入凝汽器，3号低压加热器的疏水流入2号低压加热器（此疏水和主凝结水混合由级凝升泵排出）。4号低压加热器的疏水和汽水分离再热器分离段的疏水打入4号低压加热器后的主凝结水管道中。1.凝结水系统的主要功能利用级凝结水升

35、压泵将凝汽器中的凝结水送到凝结水精处理系统，经过精处理后，利用级凝结水升压泵经低压加热器送到除氧器。主要的系统功能包括：冷却汽轮机轴封蒸汽、回收热量和工质、供应汽轮机旁路装置冷却水、供应低压缸排汽口超温时用的减温水、接收低压加热器排水等。2.系统运行从机组试运一直到蒸汽从蒸汽发生器通过旁路排到凝汽器结束时系统均投入运行。在正常运行状态下，根据负荷大小，一台（每台50%容量）或两台凝结水泵投入运行，第三台泵作为备用。正常运行时关闭主凝结水再循环管道上的阀门，打开主凝结水管道调节阀前后的截止阀。关闭调节阀旁路阀。在准备启动时，凝结水泵入口阀打开，出口阀关闭。在凝结水泵注水达到要求水位后，确定投入运

36、行的凝结水泵投入运行。在凝汽器中没有排汽的情况下，打开到2号低压加热器的再循环管道上的阀门并且通过2号低压加热器溢流管排向凝汽器，两台凝结水泵中的一台沿着再循环管道运行。在对除氧器的可用性进行检查之后，从凝结水精处理水箱或利用凝结水泵从凝汽器向除氧器注水。开启主凝结水管道上的调节阀。在启动调节阀完全打开之后，除氧器水位控制器切换到主调节阀。在机组负荷超过50%后，另一台凝结水泵投入运行。在一台凝结水泵故障或凝结水管道压力降低时，备用泵自动投入运行。在除氧器水位事故升高时，停止运行与汽轮机同时工作的凝结水泵。当除氧器水位降到最低值时，打开除氧器事故补水管道上的调节阀。（四）主给水系统 除氧器与5

37、台25的电动给水泵相连，每台给水泵的出口均设有至除氧器的再循环管道，以便在机组启动或变工况下的小流量时，保证给水泵能够稳定可靠地运行。给水泵将来自除氧器的给水送到高压加热器，然后流入DN500的联箱，最后沿四根DN400的管道流入蒸汽发生器。 送到蒸汽发生器中的给水的温度，正常运行时为217.6，当迅速减负荷和高压加热器解列时，进入到蒸汽发生器中的给水的最低温度为175。6号高压加热器后给水压力为9MPa。 为了确保高压加热器解列时，给水能够进入蒸汽发生器，设置了高压加热器旁路系统。 1.给水系统的主要功能 对凝结水进行除氧处理，使给水中的氧气和二氧化碳的含量低于设计规定值的要求。在运行中，当

38、机组运行工况发生变化或事故工况时，确保供给蒸汽发生器的给水。主要的系统功能还包括：加热给水、保证蒸汽发生器一定的水位，以及当蒸汽发生器中工质溢出或管道破裂时停止供水。2.系统运行 在启动时给水由辅助给水泵送入蒸汽发生器。此时，主调节阀旁路上的调节阀打开。补水系统（LCU）向除氧器供水。第一次启动时，蒸汽从其它汽源供向辅助蒸汽联箱，然后进入除氧器。一回路对二回路开始加热，当二回路压力足够之后，由新蒸汽通过换热器向辅助蒸汽联箱供汽。通过除氧器及凝汽器向二回路供给除盐水。二回路紧急供水由除氧器实现。在启动阀门完全打开后，蒸汽发生器主调节阀投入运行。在启动时，由其它汽源供向辅助蒸汽联箱供器，通过辅助蒸

39、汽联箱向除氧器供汽。在这种情况下，给水泵再循环管道投入运行。在核电站正常运行时，系统对给水进行除氧，并供给蒸汽发生器，额定流量为5940t/h。从除氧水箱出口到给水泵入口的最低温度为165，额定温度为172。4台泵运行，一台泵备用。给水通过高压加热器被加热到217.6，然后通过调节蒸汽发生器水位的调节阀供到蒸汽发生器。当高压加热器的水位超过允许值时，高压加热器被切断，给水通过高压加热器旁路进入蒸汽发生器，给水温度降到175（最低值）。除氧器蒸汽由汽轮机3级抽汽供给。除氧器水位由调节阀控制，除氧器水位主调节阀安装在二级凝结水泵出口。当阀门全开且除氧器水位低于允许值时，控制系统打开除盐水补充系统（

40、LCU）上的调节阀。当机组停机时，汽轮机负荷降低至停机，反应堆功率逐渐减少至零。给水泵负荷降低、切断，并且有一台通过再循环管道保持运行状态。辅助给水泵开始运行，给水泵停机。冷却开始之后，除氧器的供汽由辅助蒸汽母管提供。在冷却期间，新蒸汽通过旁路（MAN）排到凝汽器。在核电站全厂断电时，所有给水泵停止运行。给水由辅助给水泵通过高压加热器旁路系统供向蒸汽发生器。辅助给水泵由第二组可靠电源供电。（五）回热抽汽系统 汽轮机组为一个高压缸（双排汽）四个低压缸同轴结构，高压缸有四段抽汽，低压缸各有三段抽汽。1.高压加热系统高压加热器在正常运行工况下对给水进行加热。经给水泵升压的给水沿着DN500的管道经5

41、号高压加热器、6号高压加热器加热后供到蒸汽发生器。在高压加热器投入运行时，供到蒸汽发生器中的给水温度为217.9。在高压加热器解列时，进入到蒸汽发生器的给水最低温度为165。6号高压加热器的加热蒸汽来自汽轮机高压缸的二级抽汽，5号高压加热器的加热蒸汽来自汽轮机高压缸的三级抽汽。在抽汽管道上安装止回阀和隔离阀。为了能够保证在高压加热器解列时机组仍然保持运行，5号高压加热器和6号高压加热器的给水管道设有公用大旁路，给水通过5号高压加热器和6号高压加热器公用的旁路供水至蒸汽发生器。 加热蒸汽凝结水正常工作状态由6号高压加热器自流到5号高压加热器。凝结水从5号高压加热器排到除氧器或凝汽器（在启动和低负

42、荷运行状态）。5号高压加热器和6号高压加热器设有将空气排入凝汽器的装置。为防止高压加热器超警戒水位，在本体旁路上设有快速关断阀。2.低压加热系统1号低压加热器共有4台，安装在凝汽器中。每台1号低压加热器通过水封分别将加热蒸汽凝结水排到各自的凝汽器中。2号低压加热器采用新型混合接触式换热器，使凝结水能够充分地加热，并可以排除主凝结水中含有的多余的氧和不凝结气体。1号低压加热器、3号低压加热器和4号低压加热器在水侧两端设关断阀。3号低压加热器和4号低压加热器设蒸汽管道关断阀。加热蒸汽疏水从3号低压加热器逐级自流到2号低压加热器。2号低压加热器的凝结水通过二级凝结水泵打到3号低压加热器。4号低压加热

43、器加热蒸汽疏水以及汽水分离再热器的分离水通过疏水泵输送到主凝结水管路。所有低压加热器均设有将空气排到凝汽器的装置。3.回热抽汽系统的主要功能：高压缸的抽汽或排汽作为5、6号高压加热器、除氧器和4号低压加热器的加热汽源。低压缸的抽汽作为1、2、3号低压加热器的加热汽源。4.系统运行在核电站正常运行时，从汽轮机启动到凝结水泵关断，高低压加热系统始终保持运行状态。当高压加热器水位升高时，通过两级保护功能来实现。当某个管道上的高压加热器水位升高时，一级和二级动作，关闭高压加热器管道。当除氧器水位升高时，从5号高压加热器出来的疏水直接排入凝汽器。关闭进入到除氧器的疏水管道。当某个高压加热器本体内的压力升

44、高时，其上的安全阀将动作。通常高压加热器运行最小负荷为额定负荷的30%。在高压加热器故障时，系统可切断高压加热器运行。在1号低压加热器水位升高时，相应降低通往加热器的凝结水。当2号低压加热器的水位偏差时，通过水封阀来调节。当3、4号低压加热器的水位升高到低压加热器的危险值时，同时关闭这个低压加热器的水侧和汽侧的阀门。为了防止汽水混合物从3、4号低压加热器进入到汽轮机引起汽轮机解列，除关闭抽汽管上的逆止阀外，供到低压加热器蒸汽管道的截止阀也将关闭。为了防止汽水混合物从2号低压加热器回流到汽轮机，在蒸汽进入2号低压加热器之前设有逆止阀。（六）汽机旁路系统 汽轮机旁路系统是在汽轮机启动和突然甩负荷时

45、，通过快速动作的汽轮机旁路阀（BRU-K），将蒸汽发生器内过量的蒸汽排到汽轮机凝汽器，以防止蒸汽发生器超压而使安全阀及快速释放阀动作。在机组冷却阶段旁路也动作。汽轮机旁路系统作为蒸汽发生器超压保护的第一步措施，能够排放蒸汽发生器60%的额定蒸汽容量。蒸汽从主蒸汽母管沿着两根630x25的管道供向凝汽器。每台凝汽器设两个旁路阀，蒸汽分别从两根630x25的管道沿着273x16的管道供到每个旁路阀。旁路阀后蒸汽通过固定的集汽器供到凝汽器。从二级凝结水泵来的凝结水供到集汽器对蒸汽进行冷却。为保证汽轮机在启动和冷却情况下安全运行，在旁路和集汽器之间设置旁路管道。在主蒸汽管道最大压力下，负荷从100%降

46、到只可供辅助用户时，旁路阀的大容量为450t/h。旁路系统出力为3600t/h，约为蒸汽发生器额定出力的60。汽机旁路系统总共安装了8套新型的液动快速旁路阀，其动作速度2秒，每套出力450t/h，开启压力为6.27+0.05Mpa，全开压力为6.67Mpa；关闭压力为6.25-0.05Mpa，全关压力为5.59Mpa。它们分别安装在每个凝汽器旁边，出口管道极短，直径小，可防止振动，也便于布置。该快速旁路由减压阀及其后面的消能消声段组成。该旁路由列宁格勒金属工厂生产供货。该系统包括相应的一套管道2DN6008DN300、关断阀及其小旁路阀、动作时间为2秒的自动节流阀，以及容量为蒸汽发生器60额定流量，与其相配的一整套喷水系统。节流阀为列宁格勒金属工厂按德国西门子公司技术生产的液动阀门。1.汽机旁路系统的主要功能：田湾核电站所采用的旁路系统为一级高压旁路，其作用是：在汽轮机甩负荷时，将蒸汽发生器产生的蒸汽泄流至凝汽器。在正常启动过程中帮助机组实现快速启动，避免安全阀动作。通过泄流，冷却一次和二次回路。2.系统运行在机组正常运行工况下，旁路系统关闭。通过旁路控制器来调整和维持主蒸汽管道在稳定的参数。在机组甩负荷时，主蒸汽管道的压力开始升高。当主蒸汽管道的压力高到限制时，旁路阀动作直至全开。当主蒸汽管道的压力下降时，通过负荷自动控