华北水利水电大学毕业设计
第1章 绪论
1.1 研究背景及意义
核能发电作为一种安全、经济、可靠、清洁的新型发电能源，其安全性，可靠性和供应能力强已得到世界的认证。快速发展核电，让核电在电力供应中发挥的更大作用，是我国电力发展的必然选择，发展核电已成为国家能源电力的重要战略之一，是满足当前社会经济发展的重要保障。
核电站从生产角度来讲，核岛利用核能产生蒸汽，常规岛利用蒸汽产生电能。在压水堆核电站中，压水堆、反应堆冷却剂系统（一回路）及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。蒸汽和动力转换系统（二回路）及其辅助系统与常规火电站的系统和设备相类似，称为常规岛。由于反应堆一回路系统往往带有一定剂量的放射性，因此从反应堆出来的冷却剂不可以直接送入汽轮机，所以压水堆核电站比火电站多一套动力回路。该动力回路被称为常规岛二回路系统[6]。
在压水堆核电厂中，是通过热力循环将核能转变为机械能。在热力循环中，往往存在着大量的能量损失，在给水从蒸汽发生器获取的热量中就有大约60％在冷凝器中排向外界。因此在现实应用的热力系统中往往采取给水回热循环，起始循环是从汽轮机中间级抽汽，对给水进行加热，使其温度上升后再进入蒸汽发生器，这样就使二回路吸热的平均温度得到了显著的提高，从而减少了与一次侧冷却剂的温度差，而且也使汽轮机排出的乏汽量大大减少，提高了热力循环的利用效率。实践表明，采取回热循环可使发电厂热力系统的经济效能提高10％～15％，因此近代的大中型火电厂、核电厂几乎都会采用回热循环。
核电厂热力循环系统的完善对其经济性的提高具有重大影响，因此，分析计算提高热功转换系统的完善性是核电厂设计和运行中的一个重要课题，对提高核电厂的热经济性具有重大意义。从热力学的角度研究核电厂运行过程中热力系统各个环节的能量转换、传输及分配，指出能量损失的部位、数量及原因，对于改进核电厂的设计，减少核电厂的燃料消耗，提高核电站的经济性和安全性具有实际的重要影响。在核电厂中，其二回路的经济性直接影响到整个机组的经济性，想要核电厂的合理经济，安全的运行。就要深入计算研究二回路热力系统。
通过二回路热力系统的分析计算，可以确定其各个系统结构中影响整个核电站热经济性的主要因素[10]，为核电站进行优化设计提供理论依据。更重要的是使
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系统具有最佳的整体性能。
1.2 国内外研究现状及发展趋势
当前对电厂热力计算的研究有四个主流方法：一是基于热力学定律的热平衡法，二是基于热力学定律的?分析法。三是在热力学和经济学共同的基础上建立热学经济分析法，四是对热力系统建模分析法。
国内外的专家结合这四种方法对电厂的热力系统进行了大量的研究论证。 杨豫森，严俊杰【1】等人，分别利用简捷法、矩阵法、等效热降法和循环函数法针对压水堆二回路热力系统进行了详细的经济性定量分析, 分别应用矩阵分析法、线性单元分析法对压水堆二回路核电机组进行了整体分析计算, 对各种分析法做了比较，最后认为附加项添加法会成为电力行业机组热力计算的一种有效的新方法。
彭敏俊【2】等人，应用?的概念对压水堆核电站热力系统进行热力分析,指出系统中能量损失的部位、数量及造成损失的主要原因,提出并分析了提高压水堆核电站经济性的可能途径。
李运泽【3】等人根据压水堆的特点，运用了大量的分析法，如矩阵分析法、单元分析法等对核电厂二回路进行分析，为二回路系统的设计优化设计提供了强有力的依据。
热力系统建模的方法工作效率高，通用性强、模块易于维护、建模周期短，因此在所有热力系统分析方法中里有广泛应用。
本次设计在前人相关研究的基础上，基于常规热平衡分析法，用常规的手工计算，以汽轮发电机组的电功率Pe为定值，对CNP1500压水堆核电站进行原则性热力系统计算。
就目前来说，核电厂的热力分析还不像火电厂那么成熟，但是从热力学的角度研究核电厂运行过程中能量转换、传输及分配的各个环节和过程，指出热力系统能量损失的部位、数量及原因，对改进核电厂热力系统设计，减少燃料消耗，提高电厂经济性和安全性指标具有重要意义。所以核电厂的热力系统分析计算一直是核电厂建设和运行过程中一个重要的课题。
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1.3 二回路热力系统简介
压水堆核电站的二回路热力系统的作用是将热能转变机械能再转变为电能的动力转换系统。其原理与火电厂的基本相同，当然它们也有着重大的差别：如本设计的CNP1500压水堆核电厂二回路蒸汽运行压力为6.17MPa，相应的饱和温度约为276.94℃，蒸汽干度为99.75％；而火力发电站使用的新蒸汽初压已经达到34.5MPa，温度为650℃，甚至更高。在压水堆核电站中，采用的是利用新蒸汽对高压缸的排汽进行中间再热。其次，核电站的冷却剂回路一直都是是封闭的。这样的优点是防止带有放射性的物质泄漏到环境中，同时在热力学上来说也大大提高了循环的热效率。
拟定发电厂的热力系统是一项非常重要的工作，它决定了发电厂各局部系统的组成结构，如：汽轮机及其主蒸汽系统、再热蒸汽系统、给水回热加热系统、补充水系统等等。同时这也决定了发电厂的热经济性问题。为了保证运行的安全和经济，压水堆核电站的热力系统通常由若干个功能作用不同但是能协调工作的局部系统组成。
本设计根据CNP1500机组的特点和运行规范，设计能够满足全工况运行的热力系统。所需设计的热力系统就包括：一次蒸汽系统、再热蒸汽系统、回热系统、旁路系统、给水系统、加热器疏水系统、排污利用系统、辅助蒸汽系统、凝结水系统及设备等。
CNP1500压水堆核电机组原则性热力系统图如图1-1所示：
图1-1 CNP1500压水堆核电机组原则性热力系统图
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1.4 主要研究工作
CNP1500压水堆核电站是我国自主研发的百万千瓦级压水堆核电站的代表，是CNP1000的改进堆型。CNP 1500 是有4条并联在反应堆压力容器上的封闭环路 、用轻水作为慢化剂和冷却剂的压水堆核电站 , 反应堆的堆芯由205个AF A-3GXL 燃料组件组成,堆芯冷态活性段高度为426.7 cm , 它的等效直径为347cm。CNP1500压水反应堆热力功率输出为4 250 MW ,其平均线功率密度为179. 5 W /cm 。
本设计的CNP1500二回路抽汽回热系统一共有6级配置，系统是由1个高压加热器、1个除氧器和4个低压加热器构成，汽水分离再热系统采用一级汽水分离和二级加热器再热。各高、低加热器都采用逐级自流方式，两个高压加热器疏水逐级自流至除氧器，3、4、5、6四个低压加热器逐级自流并最终流入冷凝器，由于系统循环过程中，难免会产生汽水损失，故该热力系统设置了补水系统自动补水至冷凝器。
本次设计的主要内容是：
(1) 依据特定的CNP1500机组的原始资料，基于热平衡分析法，采用定功率法，并利用常规的手工计算，进行原则性热力系统计算。
(2) 根据CNP1500机组的特点和运行规范，设计能够满足全工况运行的热力系统。
(3) 查阅相关国家标准和规范，根据数据确定各蒸汽管道和给水管道的尺寸、用钢型号、管道附件的种类和数量。
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