二代改进型核电站辅助蒸汽方案改进分析
二代加改进型核电机组正常运行工况下辐射分区优化设计
4 辐射分 区调整引起的屏蔽设计变更情况
根 据上 述 辐射 分 区原 则 的调 整情 况 , 在 新
建二代加核电厂辐射 防护设计 中, 对参 考电站 核 岛厂房设计 中监督 区及控制区各子区接近和
行 了屏蔽 设计 全面 复 核 以下 三种情 况 :
已超过上述各 区剂量率上边界值的设备 间 , 进 复核 的结果 发 现原 设
改进 型核 电机组辐射分区剂量率边界值调整方 案 ,并对由此所导致的屏 蔽设计变更情况进行 了分析说明
关键词 :辐射分区 优化 二代加 改进项核电机组 屏蔽设计
1 前言
国家核安全局 关于印发(第二代改进型核 ( 电项 目核安全审评原则 的通知中针对辐射防 护设计提 出了明确的要求 , 按国标 !电离辐射防 护与辐射源安全基本标准 (G B 18871一 2 )的 200 分 区要求 , 对原有分 区准则进行复核 , 修订辐射 分 区剂量率边界值 , 对控制 区的进 出应在设计 上体现有效的控制措施
需要 的防护 手段 或安 全措施 的性质 和范 围 ;
* L. . :与 最大容许剂量相对应的最大平均容许剂量率 M A
其 中最 大 允许 剂 量 当量对 于职 业 放射 性 工 作 人员 如下 :
职业放射性工作人 员
第 l类 * 全 身 造 血器官 官 性 腺 皮肤 骨组织 织 其他器官 官 内部组织 织 手∀ 前臂 ∀ 脚∀ 躁 D =5(N 一 ) 18 D (Sv ),N (年龄 ) 极 限值 3 m v 3 个月 0 s / 月 (允许一次受照射 ,但应避免 ) 极 限值 8 m v 3 个月 0 s / 月 30m sv/ 年 极限值 4 m v 3 个月 0 s l 月 15m sv/ 年 极限值 150m sv/ 个月 3 月 60 m sv 年 0 / 第 2 类 ** * 极 限值 15m sv/ / 年
核电厂运行中的主蒸汽安全阀技术改进分析
核电厂运行中的主蒸汽安全阀技术改进分析摘要：目前，基于新时期发展背景下，人们的生活水平与质量有了很大提升，从而对于电力使用提出了更高的要求。
通常情况下，在核电厂运行过程中，主蒸汽运行安全性与安全阀之间有着非常密切的联系，同时也是整个系统中非常重要的设备。
但是，因为受到一些外界因素的影响，导致核电厂主蒸汽系统在运行过程中，其安全阀经常会出现各种问题。
本文主要针对核电厂运行中主蒸汽安全阀问题产生的具体原因进行了深入分析，并结合实际情况提出了一些有效的技术改进措施，希望能为相关人员提供合理的参考依据。
关键词：核电厂；主蒸汽；安全阀；技术改进；策略在核电厂运行过程中，主蒸汽系统属于非常重要的设备，主要是可以将回路中产生的热量进行有效转化，从而形成具有高温高压特点的蒸汽，这样在核电厂汽轮机组运行过程中，能够起到非常重要的动力作用。
对于安全阀而言，可以有效避免各种超压或者是过热等问题的产生，及时对蒸汽下所产生的速率进行有效控制，对于整个核电机组运行安全性有着非常重要的保障作用。
1.核电厂主蒸汽安全阀门泄漏问题产生的原因1.1.助动式安全阀泄漏原因在核电厂主蒸汽系统运行过程中，针对助力式安全阀所产生的泄漏问题，其原因主要体现在了人员、设备以及环境等多个方面，可以采用故障树分析法对各项因素进行分析，具体如下图1所示。
图1 故障树分析方法对于相关的维修工作人员而言，在长时间工作中已经积累了非常丰富的工作经验，可以保证各项检查工作在开展中，都能严格按照相应的规范流程来进行，所以，对于主蒸汽安全阀门所出现的泄漏现象，一般不会受到人员操作失误的影响。
对于主蒸汽系统当中所涉及到的相关设备，如果助力装置在运行过程中出现了故障问题，那么将会直接影响到安全阀使用效能。
对于各阀芯主件而言，如果是具有一定的封闭性质时，当出现故障问题时也会影响到安全阀门，而整定压力设置不合理，是造成主动式阀门泄漏问题产生的主要原因。
基于材料角度上进行分析，一般在蒸汽系统中所使用到的各部件，都是由制造厂直接提供的，并且在出厂之间都经过了非常严格的检查，在现场完成部件安全工作时候，工作人员又对其进行了复查，所以，一般在材料方面不会导致安全阀门出现泄漏问题。
简述核电厂运行中的主蒸汽案例阀技术改进
简述核电厂运行中的主蒸汽案例阀技术改进摘要：主蒸汽安全阀是核电站核级二级阀，它担负着在突发和突发事件时，主蒸汽管路和蒸汽发生器的超压保护功能，其安全等级和操作等级都有很高的要求。
但因其所处管道振动大，造成阀门零件存在异常磨损等问题。
基于此，本文介绍了主蒸汽安全阀的主要缺陷和特性，并对其成因进行了分析，对如何改进主要蒸汽安全阀，给出了一些有意义的建议。
关键词：核电厂；主蒸汽；安全阀技术引言在压水堆核电站中，主蒸汽系统是核心设备。
它的主要作用是把主反应炉中的裂变热量转移到二次循环。
核岛蒸汽发生器产生的高温、高压饱和蒸汽为涡轮提供动力，并将其输送到常规岛。
主蒸汽安全阀作为二次循环蒸汽发生器和二次蒸汽管路的超压。
核电厂主蒸汽安全阀安全级别高，操作水平高。
按照 RCCM标准，核安全级别是二级。
经过对主安全阀的拆解与检修，发现其主要故障有：汽缸固定销脱落、导向铜环磨损。
为此，对安全阀的主要问题及成因进行了探讨。
一、主蒸汽安全阀的工作原理主蒸汽安全阀的工作原理是：在正常工作时，当主蒸汽压力维持在标准压力下，安全阀上部的弹簧预紧力通过阀杆将阀盘安装在阀座上的阀片紧紧地压在阀座上，从而实现对蒸汽的密封。
在主汽操作超压时，由于汽压作用于阀片的合力大于弹簧的预紧力，导致阀片被向上推，从而提升阀杆。
阀片与阀座分离，使得阀盘座组件在排气装置内上下移动，并经由排气设备排出蒸汽。
当主要蒸汽压降到系统正常工作压力时，阀杆上的弹力会把阀杆压回到阀座上。
主要的蒸汽安全阀可分为两类，一类是加能辅助安全阀，另一类是弹簧加载安全阀。
加能型安全阀比弹簧型安全阀多一个气膜型致动器。
在隔板上方加载压缩空气，可以作为弹簧负载的额外负荷，从而提高安全阀的起跳数值。
相反，在隔板下方加载压缩空气，可以增加蒸汽压力，降低安全阀的起跳数值。
二、主蒸汽安全阀存在的主要缺陷及原因分析（一）主蒸汽安全阀的主要缺陷第一，导向套筒钢环磨损。
在动力操作过程中，现场出现了一些主汽门的异常敲击声音。
核工程中的蒸汽发生器设计与优化
核工程中的蒸汽发生器设计与优化1. 介绍核工程中的蒸汽发生器是核电站的重要组成部分，它负责将核反应堆中产生的热能转化为蒸汽，驱动涡轮发电机组产生电能。
蒸汽发生器的设计与优化对于核电站的安全运行和高效发电具有重要意义。
本文将深入探讨核工程中蒸汽发生器设计与优化的相关内容。
2. 蒸汽发生器原理2.1 蒸汽生成在核反应堆中，燃料棒受到裂变反应产生的高温热能作用，将水冷却剂加热至高温高压状态。
在蒸汽发生器内部，水冷却剂通过管道流动，并通过与管道外壁接触传递热量给水管内流动的水。
由于温度和压力差异，水冷却剂内部形成沿着管道轴向流动的涡旋流，并将热量传递给水管内壁。
2.2 转化为蒸汽在接触到加热后的水管内壁后，液态水开始沿着轴向上升，逐渐转化为蒸汽。
蒸汽随后通过蒸汽发生器顶部的出口离开，进入涡轮发电机组进行进一步的能量转化。
3. 设计原则3.1 安全性蒸汽发生器在设计过程中必须考虑到核电站的安全性。
首先，应该确保设计能够抵御核反应堆事故中可能出现的高温高压等极端条件。
其次，应该考虑到可能出现的泄漏和故障情况，并采取相应措施保护人员和设备安全。
3.2 效率高效发电是核电站运行中的一个重要目标。
在蒸汽发生器设计过程中，需要考虑到热量传递效率、流体流动阻力等因素，并通过合理优化设计来提高能量转化效率。
3.3 维护性蒸汽发生器是核电站中需要经常进行维护和检修的设备之一。
因此，在设计过程中需要考虑到维护人员对设备进行检修和维护时的便捷性，并确保可以快速、安全地进行必要操作。
4. 设计优化方法4.1 流体力学模拟通过使用计算流体力学（CFD）模拟软件，可以对蒸汽发生器内部的流体流动进行模拟和优化。
通过调整管道的尺寸、布局和形状，可以改善热量传递效率和流体流动阻力，从而提高蒸汽发生器的性能。
4.2 材料优化蒸汽发生器内部的材料选择对于其性能和寿命具有重要影响。
通过选择高温、耐压、耐腐蚀等性能优良的材料，可以提高蒸汽发生器的安全性和可靠性。
核电主蒸汽安全阀技术改进分析
核电主蒸汽安全阀技术改进分析摘要：在核电厂主蒸汽系统中，主蒸汽安全阀是保证核电厂统稳定运转的重要设备。
要对核电厂主蒸汽系统中安全阀所存在的某些问题展开深入地研究，找出造成这些问题的主要因素，并给出有针对性的技改进方案，从而可以提升核电厂与其有关的设备的可靠性，保证核电厂整个机组的稳定运转。
关键词：核电；主蒸汽安全阀技术；改进主蒸汽系统是保证核电厂正常工作的重要环节。
在蒸汽管路中，主要的蒸汽安全阀扮演了重要角色。
良好的安全阀能有效地避免系统温度过高或过高。
但在目前的使用中，存在着漏电流的问题。
为保证核电厂工作的安全和工作效率，必须对其进行全面的技术改造。
利用蒸汽发生器，可以把循环中的热量转换成适合于高温、高压的蒸汽，从而为核电厂的汽轮机提供动力。
主蒸汽系统能否安全、可靠地工作，直接关系到核电厂的安全、高效。
主蒸汽安全阀是主蒸汽系统的核心部件，它的功能是通过主蒸汽管与主蒸汽切断阀的连接，从而保证了主蒸汽的正常运行。
如果安全阀泄漏，高速高压蒸汽将加快安全阀的密封表面腐蚀，从而使泄漏更加严重。
这时，安全阀的检修和维修必须立即停止。
核电厂的正常运营会导致核电厂的运行效率下降，并带来相应的经济损失。
一、主蒸汽安全阀在核电厂中的应用分析主蒸汽安全阀是核动力工业中使用最多的一种泄压设备。
核电厂的主蒸汽系统，其操作环境十分复杂。
核电厂主蒸汽系统在正常工作时，其工作液以饱和蒸汽为主。
在发生事故时，主要蒸汽系统的工作液体是碳酸氢钠和放射性水。
因此，在主汽系统中，安全阀必须具有适应多种复杂情况的能力。
在主要蒸汽系统中，不管是饱和蒸气、碳酸氢气、放射性水，其安全阀应确保其具有稳定的泄放性能。
主蒸汽系统在运转时，对安全阀的密封性能提出了很高的需求。
由于主蒸汽系统中工作介质以饱和蒸汽为主，故其入口高压，出口压力大于大气压。
当安全阀发生渗漏时，其密封件表面将迅速被侵蚀，如果使核电机组无法继续正常工作，不但会降低核电机组的工作效果，还会对核电厂造成经济上的损失。
核电站辅助蒸汽隔离阀开启故障分析及处理
核电站辅助蒸汽隔离阀开启故障分析及处理核电站辅助蒸汽隔离阀经常发生开启故障现象，威胁着设备和机组的正常安全运行，本文通过对辅助蒸汽隔离阀无法开启和开启超时问题分析，利用故障诊断技术，识别辅助蒸汽隔离阀无法开启和开启超时产生的原因。
利用临时处理和最终处理措施，对比试验和数据分析，解决了辅助蒸汽隔离阀无法开启和开启超时的实际案例，为后续机组和其它核电站提供借鉴。
标签：隔离阀；锅炉效应；无法开启；电磁阀ASG系统，又称辅助给水系统，属于CPR1000压水堆核电站的专设安全系统之一，其安全作用表现在主给水系统的任何一个环节发生故障时，它作为应急手段向蒸汽发生器二次侧供水，使一回路维持一个冷源，排出堆芯剩余功率，直到RRA（余热排出系统）允许投入运行为止。
本文通过发生的故障实例，分析了四个辅助蒸汽隔离阀开启故障原因，讲述了在线临时处理方法、后续的改造方案，同时通过试验和数据分析得出结论，为后续其它机组及其它核电站提供借鉴。
1 ASG隔离阀的简要概述1.1 阀门类型某核电站ASG137、138、237、238VV是法国VELAN厂家生产的“失气开”平行双闸板闸阀。
如图1所示，阀瓣为两个独立的圆盘形闸板组成，阀门关闭时，在膨胀作用下，两个闸板在各自座内自由位移，闸板之间用弹簧隔开，使闸板压在阀体内的平行阀座上。
这种平行闸阀阀瓣中的弹簧推力不足以保证阀门密封，系统在线阀门处于正常的关闭状态时，上游管道中蒸汽的压力使压力侧（入口侧）的闸板离开阀座，从而使无压侧（出口侧）的闸板压紧阀座，蒸汽压力越大，出口侧闸板压得越紧，从而保证了密封性。
1.2 驱动装置介绍阀门选用气动活塞式执行机构，以压缩空气为动力源，如图2所示，压缩空气经简单过滤后先经减压阀，将8bar气源压力降至气缸实际需要的4～4.5bar，通过电磁阀的通断电操作，控制气缸供气和排气状态。
2.辅助蒸汽隔离阀无法开启故障原因分析2.1 阀门故障时参数记录和分析通过查讯阀门资料，阀门最大设计运行温度为316℃，允许阀瓣两侧最大压差为85 bar，阀门工作环境没有超出设计范围，供气压力不是使阀门无法开启的主因。
核工程中的蒸汽发生器设计与改进研究
核工程中的蒸汽发生器设计与改进研究核工程中的蒸汽发生器设计与改进研究摘要：蒸汽发生器是核工程中的重要组件之一，其设计和改进对于提高核工厂的工作效率和安全性具有重要意义。
本论文主要研究核工程中蒸汽发生器设计与改进的方法和技术，并讨论了相关的实际应用案例。
首先，介绍了蒸汽发生器的基本原理和主要功能，然后讨论了目前主流的蒸汽发生器设计方法，包括热负荷计算、流体力学模拟和结构优化等。
接着，探讨了一些常见的蒸汽发生器问题和改进技术，比如循环流量不稳定、传热效率低和材料腐蚀等。
最后，通过实际案例分析了蒸汽发生器设计与改进的效果和局限性，并提出了一些未来的研究方向和发展趋势。
关键词：蒸汽发生器，核工程，设计，改进，热负荷计算，流体力学模拟，结构优化，循环流量，传热效率，材料腐蚀1. 引言蒸汽发生器是核工程中的核心设备之一，其主要作用是将核反应堆中产生的高温、高压的工质转化为蒸汽，用于供应给其他设备或转化为电能。
蒸汽发生器的设计与改进对于核工厂的安全性、可靠性和经济性具有重要意义。
因此，研究蒸汽发生器的设计方法和改进技术是当前核工程领域的热点问题。
2. 蒸汽发生器的基本原理和功能蒸汽发生器是一种换热设备，其基本原理是通过核反应堆中的热能将工质加热至饱和蒸汽或过热蒸汽状态。
蒸汽发生器一般由壳体、热交换管束、冷却器和其他附件组成。
工质进入蒸汽发生器后，通过热交换管束与核反应堆中的热能交换，从而产生高温、高压的蒸汽。
蒸汽发生器还具有事故保护和控制系统，用于监测和控制蒸汽产量和质量，确保设备的安全运行。
3. 蒸汽发生器的设计方法蒸汽发生器的设计方法主要包括热负荷计算、流体力学模拟和结构优化等。
热负荷计算是确定蒸汽发生器所需传热面积和结构尺寸的关键步骤，可以通过核反应堆的热功率和工质的流量来计算。
流体力学模拟是使用计算流体动力学（CFD）方法，通过对蒸汽发生器内部流动场的模拟和分析，评估其传热性能和流体动力学性能。
结构优化是通过优化传热管束的布局、增加传热面积和改善流体分布等方式，提高蒸汽发生器的传热效率和工作稳定性。
核工程中的蒸汽发生器设计与优化
核工程中的蒸汽发生器设计与优化蒸汽发生器是核工程中一个非常重要的设备，它在核电站中起到将核能转化为电能的关键作用。
本文将介绍蒸汽发生器的设计原理、优化方法以及一些相关的挑战和问题。
蒸汽发生器的设计原理是基于热交换的原理。
在核电站中，核燃料通过核反应释放的热能被用来加热工质（通常是水）并产生蒸汽。
这个过程通过蒸汽发生器来实现，蒸汽发生器一般由大量的热交换管和壳体组成。
在设计蒸汽发生器时，有几个关键的因素需要考虑。
首先是热交换管的设计。
热交换管通常是由导热性能很好的材料，如不锈钢或铜合金制成。
在设计热交换管时，需要考虑到管内流体和管外流体的传热和流动特性，以及管道的强度和可靠性。
同时，还需要考虑如何提高热交换效率，以增加蒸汽产生的能力。
除了热交换管的设计，蒸汽发生器的壳体也是需要考虑的设计参数之一。
壳体应该具备足够的强度和稳定性，以承受高温和高压环境下的工作条件。
同时，还需要考虑如何优化壳体的换热效率，以提高蒸汽发生器的整体性能。
在蒸汽发生器的设计过程中，还需要考虑其他一些因素，如流体流动的压降、材料的选择、管道的布局等。
这些因素都会对蒸汽发生器的性能产生影响，并需要在设计过程中进行综合考虑和优化。
蒸汽发生器的优化方法可以从多个方面进行。
首先，可以优化热交换管和壳体的结构和材料，以提高传热效率和强度。
其次，可以通过改变流体流动方式和流速，以及改善管道的布局，来减小压降和提高换热效率。
此外，还可以采用先进的流体力学模拟和优化算法，来辅助设计和优化蒸汽发生器。
然而，蒸汽发生器设计和优化中也存在一些挑战和问题。
首先，由于核电站的特殊工作环境，蒸汽发生器需要具备较高的安全性和可靠性。
这就要求在设计和优化过程中考虑到各种可能的事故和故障情况，并采取相应的措施来防范和应对。
其次，蒸汽发生器设计和优化需要综合考虑多个因素，包括热力学特性、流体力学特性、材料力学特性等。
这就需要设计人员具备多学科的知识和技能，并进行综合的分析和优化。
核电厂厂区辅助蒸汽管道布置方案浅析
般 厂 蒸 汽 管 道 布 拦 疗』 分为地 上式 （ 高ｌ 架式 、 低 架
、
地 面 及 建 筑 物 史 撑 Ｊ ｜ ＝ ） 和 地下式 （ 直埋 、 套管 、 地沟 、 廊
嘞
道） 核 电厂总平 面及运 输设计规 范 中 ７ ． １ ． ３规 定 ： 管 线 地 下
或地 Ｉ 敷设方 式 的选择 ． 廊 根 据 核 电 相 关 实 物 保 护 要 求 以 及 管线 内介质 的性 质 、 生 产安 全 、 辐射 防护 、 卫生 、 检 修 和 荚 观
使 用 不 受 影 响 二 代 Ｃ Ｐ Ｒ１ ０ ０ ０堆 型 厂 辅 助 蒸 汽 管 道 布 置
核Ｉ 乜厂 辅 助 蒸 汽 管 道 主 要 是 庄 机 组 停 运 和 扁 动 期 问 将 辅 助 锅 炉 、 蒸 汽 转 换 器 产 生 的 蒸 汽 或 机 组 正 常 运 行 期 问 主
是 主 蒸 汽 管 道 经 减 产 生 绝 对 压 １ ． ２ ＭＰ ａ ｌ ８ ８ （ ℃ 左 右 的
综 合 虑 总 平 面 各 子 项 的 柑 对 位 置 ，若 部 分 子 项 用 汽量 小 、 分 支 管 沟 ： 线 长、 总 体 布 置 难 则 可 通 过 合 技 分 析 来确
用 地 下 敷 没 ． ． 地 下 敷 设 一般 有 直 埋 、 通行 地沟 、 半 通 行 地 沟 和 小埘行地沟 ． 虽 然 直 埋 敷 设 血接 投 资 小 ， 施 工简便 ， Ｉ 蚪 ｊ
一 一 一 一 燃 一 嬲 一 一 嬲 ～ 娥
图 ｌ 某 二代 Ｃ Ｉ ＇ Ｒ ｌ ０ ０ ０堆 型 项 目厂 区辅 助 蒸 汽 管 道 布 置 截 面
等 闪素 技 术经 济 比较后 择优 确定 ， 并符合 下列 规定 ： ① 各
核电厂辅助蒸汽压力波动的影响分析
Research Findings | 研究成果 |·45·（福建宁德核电有限公司，福建 宁德 355200）摘 要：改进型三环路压水堆核电机组辅助蒸汽供应系统在某些情况下偶尔会出现压力不稳定的情况。
为了确定短时间压力波动是否影响常规岛用户的正常运行，文章对下游用户的运行特点和运行参数进行分析。
通过计算比较用户与辅助蒸汽的换热量，理论验证了当常规岛部分辅助蒸汽压力下降到最小值0.45MPa 时，也能够满足下游长期用户的使用需求。
关键词：辅助蒸汽；压力波动；换热量中图分类号：TM623 文献标志码：A 文章编号：2096-2789（2019）16-0045-02作者简介：张健（1982—），男，本科，工程师，研究方向：核电厂安全；刘威（1986—），男，本科，高级工程师，研究方向：核电厂经验反馈；王兆刚（1984—），男，本科，工程师，研究方向：核电厂经验反馈。
改进型压水堆机组（简称CPR1000）的辅助蒸汽转换系统（简称STR ）和电锅炉系统（简称XCA ）是辅助蒸汽的生产者，生产出额定参数的饱和蒸汽提供给辅助蒸汽分配系统（简称SVA ）。
在正常运行时SVA 辅助蒸汽压力稳定，但是当辅助蒸汽的生产者由XCA 切换到STR （或STR 切换到XCA ），或者设备本身存在故障时，将导致产汽压力不稳定。
为了确定SVA 蒸汽压力波动期间是否满足下游用户的正常使用，需要确定辅助蒸汽管道压力允许波动的范围。
只要压力有波动期间控制在此范围内可以保证用户运行。
在后续理论计算中使用的物理符号的意义和单位的说明如下：Q s 为通过调节阀的蒸汽流量，kg/h ；P 1为调节阀前蒸汽压力，MPa ；K V 为调节阀计算流量系数；C V 为调节阀流量系数；K 为1+0.0013T sh ，其中T sh 为蒸汽过热温度，℃（饱和蒸汽的K 取1）；C V1为蒸汽压力1.2MPa 时SES202VV 的C V 值；C V2为蒸汽压力1.2MPa 时STR015VV 的C V 值；Q a1为正常流入SES 的辅助蒸汽流量，kg/s ；Q b1为正常流入STR 除氧器的辅助蒸汽流量，kg/s ；Q q 为辅助蒸汽凝结成水释放的汽化潜热量；Q n 为凝结水降温所释放的热量；Q q1为正常辅助蒸汽向SES 系统释放的汽化潜热量，kJ/s ；Q q2为正常辅助蒸汽向STR 除氧器所释放的汽化潜热量，kJ/s ；C 为水的比热容，4.2×103J/（kg·℃）；m 为水的质量；Δt 为水下降温度；Q n1为正常辅助蒸汽凝结水温度降低对SES 释放的热量，kJ/s ；Q n2为正常工况辅助蒸汽凝结水温度降低对STR 除氧器所释放的热量，kJ/s ；Q 为辅助蒸汽与用户的总换热量；Q A 为辅助蒸汽凝结盛水所释放的汽化潜热量，kJ/s ；Q b 为辅助蒸汽凝结成水后温度下降释放的热量，kJ/s ；Q v1为蒸汽在0.45MPa 下SES202VV 的C V 值；Q v2为蒸汽在0.45MPa 下STR015VV 的C V 值；Q q1为蒸汽最低压力下与SES 换热器释放的汽化潜热量，kJ/s ；Q q2为蒸汽最低压力下与STR 除氧器释放的汽化潜热量，kJ/s 。
核电厂蒸汽排放系统安全性分析及改进
核电厂蒸汽排放系统安全性分析及改进随着全球对清洁能源的需求不断增加，核能成为了一种备受关注的清洁能源。
核电厂作为核能发电的重要设施之一，在提供可靠电力的同时，其安全性也备受关注。
其中，蒸汽排放系统是核电厂中非常重要的一部分，其安全运行直接影响着核电厂的运行安全和工作效率。
蒸汽排放系统包含了一系列关键部件，如排放管、排放阀、蒸汽疏水器、蒸汽泵、蒸汽疏水系统等。
这些部件的安全性能对核电厂的运行安全和发电效率有着至关重要的影响。
本文将对核电厂蒸汽排放系统的安全性进行分析，并提出改进的方法。
一、核电厂蒸汽排放系统安全性分析1. 环境因素环境因素是影响蒸汽排放系统安全性的重要因素之一。
核电厂的蒸汽排放系统经常受到高温高压、腐蚀等外部环境的影响，如果不能及时进行维护和检修，会对系统的安全性造成很大的威胁。
2. 设备因素蒸汽排放系统由多个设备组成，其中任何一个设备的故障都可能导致整个系统的故障。
例如，排放管道老化、排放阀门失灵等都会对蒸汽排放系统的运行产生安全隐患，这需要对设备进行定期的检测和维护。
3. 操作因素蒸汽排放系统的操作人员要具备丰富的操作经验和技术能力，熟悉系统的各个环节和流程，避免操作不当对系统安全造成影响。
此外，操作人员应当遵循严格的操作规程和安全标准，确保系统的正常运行。
二、核电厂蒸汽排放系统改进方法1.加强设备的检测和维护核电厂应该建立完整的设备管理制度，对蒸汽排放系统的各个部件进行定期的检测和维护，及时发现设备故障，避免出现安全隐患。
此外，还应对设备进行升级和改造，提高其适应性和安全性能。
2. 建立完善的安全管理制度核电厂应建立完善的安全管理制度，制定相关的安全措施和标准，对蒸汽排放系统的操作人员进行培训和技术提升，加强对系统的管理和监控。
此外，还应建立严格的应急预案，提前制定对各种事故的应对措施。
3.采用先进的技术手段采用先进的技术手段，如物联网、大数据、人工智能等，对核电厂的蒸汽排放系统进行智能化管理，实现监测、控制、调度等多种功能。
田湾二期辅助锅炉出口蒸汽品质分析
2021年第20卷第2期田湾二期辅助锅炉出口蒸汽品质分析□丰毅【内容摘要】本文介绍了田湾核电站二期工程辅助锅炉特点及锅炉出口蒸汽品质分析，通过对一、二期辅助锅炉特点及主要系统设备差异进行对比，结合其相关差异对二期辅助锅炉建造、选型的原因以及辅助锅炉出口蒸汽品质进行相关分析。
发现在设计输入不明确时，设计方若根据工业锅炉的水质标准进行设计和建造，这将引起蒸汽品质中钠离子含量过高，从而导致调试启动期间及机组启动期间水质偏离而影响调试进度和机组运行，分析了蒸汽品质低的原因以及因蒸汽品质低导致的危害，最后作者在分析的基础上提出了解决辅助锅炉蒸汽品质低的加药改进方案并已在实际中运用。
【关键词】辅助锅炉；蒸汽品质；钠离子；加药方式【作者单位】丰毅，江苏核电有限公司一、田湾二期辅助锅炉建造背景从一期辅助锅炉向多台运行机组供汽方案，由于压力、气量以及影响机组运行等原因不可行，故田湾二期新建设有两台型号为SZS45－1.27－Y的燃油蒸汽锅炉，额定蒸汽压力为1.27MPa（g），蒸发量单台45t/h，除去除氧器（混合式）自用蒸汽量13.5t/h以及系统损失两台锅炉最大供汽能力约70t/h，饱和蒸汽。
新建的两台锅炉容量的选择既满足3、4号机组的耗汽量要求，也兼顾未来的5 8号机组的需求。
二、田湾二期辅助锅炉出口蒸汽品质分析（一）一、二期辅助锅炉水质差异。
一期辅助锅炉出口蒸汽品质在一期《调试期间的水化学监督频度和指标》（LYG－0－000［1］．TQ－H004）第五章中明确要求电导≤0.3μS/cm，氯离子≤100ug/L，实际运行参数记录算出其蒸汽湿度均在0.5%左右；而二期辅助锅炉设计接口资料中均未对其蒸汽化学指标和湿度给出设计输入，只是对压力、温度和蒸发量做出要求。
根据以上对比，可知在上游设计输入不明确前提下，设计方没有提出相关化学品质设计要求并可能采用不合适的设计标准。
（二）蒸汽品质低的原因分析。
1．二期辅助锅炉设计标准选用问题。
基于Aspen Plus对蒸汽转换系统进行分析研究
第49卷第10期辽宁化工Vol.49, No.10 2020 年 10 月___________________Liaoning Chemical Industry__________________________October,2020基于Aspen Plus对蒸汽转换系统进行分析研究李庆云，范飞，叶海，潘生杰，夏涵月，吴传昌(兰州兰石能源装备工程研究院有限公司.甘肃兰州730314)摘要：通过对蒸汽转换系统的对比研究，找出最适的工艺流程。
采用主蒸汽与工艺用水换热制备工艺用气，换热后蒸汽冷凝转化为凝结水在系统内循环使用，未被系统利用的能量经溴化锂吸收式制冷机组和通风系统转化利用。
运用Aspen P lu s软件模拟不同工况下的运行情况，通过对闪蒸温度、加热除氧时工艺用气的消耗量以及空气温升的分析，确定最适工艺参数的范围。
模拟结果表明：主蒸汽(217丈,2.1 MPaG,40 000 k g l1均去离子水换热制备工艺用气,工艺用气的最优参数为温度188 T、压力1.1\^<^,流量40 000 1^.11'通过多余热量的转化利用，实现了节电1.8><丨07|4\^11、节省标准煤3 320 t、减排大量烟气.创造上百万的经济效益。
关键词：蒸汽转换系统；软件模拟；Aspen Plus;经济效益中图分类号：TK219 文献标识码： A 文章编号：1004-0935 (2020) 10-1269-03近些年，核燃料后处理的研究得到国内外广泛 的关注+6]。
在核燃料后处理过程中会消耗大量低压 蒸汽，采用蒸汽转换系统制备系统用气>9]。
蒸汽转 换系统分为蒸汽制备系统和凝结水回用系统。
蒸汽 制备系统包含蒸汽发生器、疏水罐、疏水冷却器、除氧器等。
凝结水回用系统由闪蒸罐、回水冷却器、换热机组、锅炉系统等构成。
蒸汽转换系统的深人 研究对核燃料后处理系统的发展具有重要意义。
1蒸汽转换系统研究现状统的供水为除盐水。
核工程中的主蒸汽发生器设计与优化
核工程中的主蒸汽发生器设计与优化核工程中的主蒸汽发生器设计与优化引言：核工程中的主蒸汽发生器（Main Steam Generator，简称MSG）是核电站的核能转化装置之一，起到将核反应堆中的核能转化为蒸汽能量的作用。
MSG的设计与优化对于核电站的安全和经济运行具有重要的影响，因此研究和探索MSG的设计与优化问题具有重要的意义。
一、主蒸汽发生器的基本原理主蒸汽发生器是核电站中的核能转化装置，它的基本原理是通过核反应堆中的核能转化为热能，进而将热能转化为蒸汽，为汽轮机提供动力。
MSG通常由水冷壳管结构组成，壳侧为冷却剂流动路径，管侧为蒸汽流动路径。
冷却剂从核反应堆中流过，吸收核能并升温，然后进入主蒸汽发生器，通过管子和壳体之间的传热作用，将热量传递给通过管侧流动的次级流体，使其加热为蒸汽。
蒸汽经过减压器后进入汽轮机，驱动汽轮机旋转，最终产生电能。
二、主蒸汽发生器设计的考虑因素1. 安全性：主蒸汽发生器是核电站系统中具有高辐射区域的设备之一，必须保证其结构的完整性和可靠性。
设计时需要考虑各种事故条件下的安全措施，如冷却剂泄漏、管道破裂等情况，确保能安全稳定运行。
2. 蒸汽质量：主蒸汽发生器产生的蒸汽质量对于汽轮机的运行和发电效率具有重要影响。
设计时需要考虑如何最大限度地提高蒸汽的干度，减少湿蒸汽对汽轮机叶片的损伤。
3. 传热效果：主蒸汽发生器的传热效果对于核反应堆的冷却剂温度控制和蒸汽产量有重要影响。
设计时需要考虑壳管传热器的结构和流体参数等因素，使得传热效果最佳。
4. 改进措施：主蒸汽发生器设计的优化还需要考虑如何改进结构和流体参数等因素，以提高蒸汽产量和热效率。
三、主蒸汽发生器设计与优化的方法1. 数值模拟：通过数值模拟的方法，可以对主蒸汽发生器的流体参数和传热性能进行研究和仿真分析。
通过改变管子的布置方式、管子的直径和长度等参数，优化主蒸汽发生器的传热效果。
2. 实验研究：通过在实验室里搭建小型主蒸汽发生器的设备，对不同的设计方案进行实际测试，评估其传热效果和蒸汽质量。
核电厂凝汽器事故隐患分析及改进方案
1602020.2MEC MODERN ENTERPRISE CULTURE对策建议核电厂凝汽器事故隐患分析及改进方案潘冠旭 福清核电有限公司中图分类号：ＴＭ６２３ 文献标识：Ａ 文章编号：１６７４－１１４５（２０２０）２－１６０－０１一、案例详情根据研究需求以及研究目的，选择某国营核电厂的２号机组作为研究案例，该电厂２号机组预定容量约为７２８ｍｗ。
设备机组与２０１４年正式投入使用。
运行三年后根据电厂设备检测规定进行例行检查，检查中发现凝气器庞杜扩散器下部凝气器冷却管束上部，第一排钛冷却管出现故障，冷却管下部出现了明显冲蚀痕迹，长度约为１ｍ。
造成了较大的生产安全风险和隐患。
针对该设备钛冷却管冲蚀原因进行了详细分析，分析过程以及结果如下。
二、事故隐患分析（一）工程应用分析根据该机组的整体设计结构以及工作原理，该机组通过旁路向凝汽器排放压力约为４．５ｍｐａ、温度为２４０－２５３℃的蒸汽，总排放规模约为３７００吨每小时。
该排放标准较为普遍，我国多数核电厂机组均采用该排放标准。
但与火力发电厂机组相比，参数规格明显过高，但火力发电厂机组与核电厂机组凝汽器结构十分相似，其蒸汽排放承受程度也相近，这也是造成核电发电厂凝汽器故障率较高的主要原因。
我国多数核电厂采用的均为一级减压消能装置，其消能水平无法满足蒸汽能量需求，消能不够充分。
根据美国电力研究院的相关计算结果，该核电厂２号机组的衡器能量，需要２．１ｍ以上的扩散器射流的距离，而该机器仅为１．７ｍ。
安全距离的缺失导致蒸汽射流超出控制范围，对周边位置造成蒸汽冲击，促使了冲蚀现象的发生。
在钛管的研究中，美国电力研究院对钛管试片进行冲蚀试验研究。
研究在实验室环境下，对钛管试片进行加热，并在加热后让钛管试片在空气中自然冷却３０分钟。
并进行温度替换测试，最终得出结论在４００℃下，太偏出现典型的褐黄色氧化膜，并以此做为结论进行推算，旁路运行时存在庞杜阀喷水未开启或延迟开启而造成排放温度大于原设计值２５４℃［１］。
辅助电锅炉在核电厂中的应用及改进措施
辅助电锅炉在核电厂中的应用及改进措施辅助电锅炉涉及到的电气、管阀、保护、仪控等多个专业，本文对电锅炉的工作原理进行了简单介绍，并对运行中出现的电极磨损和铁沉渣问题提出了新的改进措施，希望能帮助到电厂运维人员增加对电锅炉的了解，从而更加方便以后的运维工作。
一、电锅炉在国内的应用现状瑞典ZanderIngestron公司生产的高压电极蒸汽锅炉，是电极式介质直接加热锅炉，加热效率高，运行稳定。
逐渐取代喷射式电锅炉，目前在国内核电厂，尤其是三代核电中得到了广泛的应用。
二、辅助电锅炉在核电系统中的作用要介绍辅助电锅炉的作用，首先需要了解辅助蒸汽系统，因为辅助锅炉是辅助蒸汽系统的重要组成部分，在主蒸汽系统不可用时，给电厂供给辅助蒸汽。
辅助蒸汽供应系统（ASS）为汽轮机轴封系统（GSS），除盐水处理系统（DTS），除氧器，热水供热系统（VYS）等系统设备提供低压蒸汽。
包括：1）维持除氧器运行：为除氧器供汽以加热凝结水和给水除氧。
汽轮机跳机时，主蒸汽通过辅助蒸汽系统维持除氧器压力。
2）向汽轮机提供轴封蒸汽：在电厂启动，主蒸汽可用前，向汽轮机高低压缸提供轴封蒸汽，维持凝汽器真空。
3）热水加热：电厂停堆时辅助蒸汽系统为热水加热系统（VYS）提供低压蒸汽。
4）蒸汽保养：对于短期晚碓，辅助蒸汽系统为MSR和给水加热器壳体提供保养蒸汽。
5）蒸汽供给：辅助蒸汽系统为常规岛化学药剂供给系统、核岛（TBD）和 BOP供热站提供蒸汽。
6）为主蒸汽提供流道：汽机跳机后，辅助蒸汽系统将主蒸汽输送到除氧器。
当热水加热系统（VYS）的抽汽不可用时，辅助蒸汽系统将主蒸汽输送到热水加热系统。
辅助蒸汽有两个来，主蒸汽系统（MSS）和辅助锅炉。
在主蒸汽不可用（比如电厂启动）的情况下，辅助锅炉通过辅助蒸汽母管为上述系统和设备提供辅助蒸汽。
三、辅助电锅炉的主要组成部分及其作用辅助电锅炉主要有以下部分组成：（一）电气和控制设备：ASGS的电每相由两个10KV电极和两个380V子分布板构成。
百万核电机组辅助蒸汽及辅助锅炉设计特点
科技信息2010年第35期SCIENCE&TECHNOLOGY INFORMATION0前言在全球变暖、环境恶化、能源供应日趋紧张的现实下，核电作为世界能源的重要组成部分，以其清洁、高效、安全的优势被越来越多的国家所重视。
根据我国规划，到2020年，中国核电装机比重将从目前的1.6％上升到4％左右，这相当于还要建设至少24座百万千瓦级核电机组，核电的装机容量将达到3600万千瓦左右，比现在增加2800万千瓦，核电在我国将会出现一个长期、稳定和持续发展的新局面。
本文对百万核电机组辅助蒸汽的特点和用量进行了初步分析，对辅助锅炉的蒸汽参数及容量的选择提出了建议，以便供后续核电建设参考使用。
1辅助蒸汽特点核电机组辅助蒸汽用户和用汽参数与常规火电有所不同，蒸汽用户主要包括常规岛及常规岛BOP、核岛及核岛BOP两大部分。
1.1辅助蒸汽系统汽源百万核电机组的辅助蒸汽汽源主要来自两种：a.常规岛主蒸汽；b.辅助锅炉生产的蒸汽。
1.2辅助蒸汽汽源运行情况当一台机组未投入运行，另一台机组启动、甩负荷、停闭时，辅助蒸汽汽源为辅助锅炉；当一台机组投入运行，另一台机组启动、甩负荷、停闭时，辅助蒸汽系统汽源为投运机组的常规岛主蒸汽。
1.3常规岛及常规岛BOP辅助蒸汽1.3.1除氧器用汽在机组启动前及启动初期，辅助蒸汽系统向除氧器提供蒸汽，用于机组启动前的给水预除氧，除氧器预除氧辅助蒸汽参数为0.8MPa. g，175℃左右。
机组低负荷期间的除氧器工作用汽也由辅助蒸汽系统提供。
低负荷期间除氧器工作用汽可由主蒸汽作为供应汽源，且当除氧器加热抽汽具备投入条件后可切换至抽汽对除氧器进行供汽。
预除氧用辅助蒸汽量根据除氧器水箱升温速率及水箱中水量确定。
对于一般的百万容量核电机组，需要的辅助蒸汽量约为20t/h（除氧器水箱低低水位，水箱升温率≤1.5℃/min，加热到0.14MPa.g，112℃）。
1.3.2主机轴封蒸汽系统用汽不同的汽机厂提供的机组启动期间轴封用蒸汽量略有不同，哈汽一三菱联合体机组的启动期间轴封用蒸汽量约为27t/h；上电一东芝联合体的机组启动期间轴封用汽量约为21t/h；东方一阿尔斯通联合体的机组启动期间轴封用汽量约为9t/h。
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１ 问题 的提 出
辅 助蒸 汽系统在常规电站是一个 比较简单 的系统 ， 一般 由启动锅 炉或汽轮 机抽汽提供汽源 ， 经过适 当的减温减 压送 给各个用 户使用 。Ｃ Ｒ ００的辅助蒸 汽系统相对 比较复 杂 ， Ｐ １０ 它 的汽源除 了由启动 锅炉提供外 ， 常运行 时由蒸汽转换 系 正 统 （ｔ ｍ ｔ ｎｆｒ ｅ ｙｔ 提供 。该 系统是 一个 完 整 的汽 ｓ ａ ａｓ ｍ ｒ ｓ ｍ） ｅ ｒ ｏ ｓ ｅ 水循环系统 ， 利用主蒸汽将除盐水加 热成饱 和蒸汽作 为辅助 蒸汽 。系统包括 除氧器 、 水泵 、 汽转换 器 、 给 蒸 疏水 箱 、 水 疏 冷却器等设备和相关 的调 节阀等。用户除 了常规 的除氧器 、 汽机轴封 系统 ， 包 括 了核 岛几 个 辅助 系统 。我们 的问 题 还
说 明：
Ｓ ＶＡ：辅 助 蒸 汽 系 统 Ｓ Ｒ：蒸 汽 转换 系 统 Ｔ Ｓ Ｓ 热 水 生 产及 分 配 系 统 Ｅ： Ａ Ｇ： 氧 器 系 统 Ｄ 除
Ｃ Ｔ：汽轮机轴封 系统 Ｅ
ＡＳ Ｇ：辅 助 给水 系统 Ｄ Ｎ：核 辅 助 厂房 通 风 系 统 Ｖ Ｄ ＶＫ： 料 厂 房 通 风 系 统 燃 ＤＷＬ 热洗 衣 房 通 风 系 统 ． Ｔ Ｐ 硼 回 收系 统 Ｅ ：
我国正在建设 的二代 改进 型核 电站 ： 澳二期 、 山二 岭 秦 期扩建 、 沿河 、 红 宁德 等核 电站 ， 基本 采用 翻版 加 改进 的设 计、 建设模式 ， 即在大亚湾或岭澳一期 的基础上 ， 根据 经验反 馈和具体项 目的不 同情况进行适 当的技术 改进 ， 现在 称之 为 Ｃ Ｐ ００或 Ｃ Ｒ ００ Ｎ １０ Ｐ １０ 。本 文就 其 辅助 蒸汽 系统 及 与之相 关 的系统 进行分析 ， 出改进 的建议 。 提
Ｔ Ｕ：废 液处 理 系 统 Ｅ
Ｔ Ｓ 固 体废 物 处 理 系 统 Ｅ： Ｖ Ｐ：主蒸 汽 系 统 Ｖ
— —
蒸 汽 管 道
… …
…
…
热水 、疏水 管道
图 １ 辅助蒸汽及相关 系统示意 图
收 稿 日期 ：０ ７— ９—２ ２０ ０ ７
作 者 简介 ： 罗海泉 （９ ２一） 男， 东从 化人 ， １７ ， 广 工程 师．
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第 ２ 卷第 ４ ０ 期
２０ ０ ７年 ｌ ２月
江西 电力职业技术学 院学报
Ｖ１ ０Ｎ ． ｏ ２ ，ｏ ． ４
Ｊ ｕ ｎ ｌｏ ｉｎ ｘ ｃ ｔ ｎ ｌ ｎ ｅ ｈ ｉａ ｌ ｇ ｆＥｌｃ ｒｃｔ Ｄ ｃ ０ ７ ｏ ｒ ａ ｆＪａ ｇ ｉＶｏ ａ ｉ ａ ｄ Ｔ ｃ ｎ ｃ ｌＣｏｌ ｅ ｏ ｅ ｔｉｉｙ ｏ ａ ｅ ｅ ．２０
衣房通风系统的送风。 根据系统设计 手册 （ｙｔｍ ｄｓ ｎ ｍ ｎａ） 系统 Ｄ Ｎ、 ｓｓ ｅｉ ａｕ 发 器再 加 热器 的加 热 热 源。通 过 改变 Ｅ： Ｓ Ａ的流量控制蒸 发器 的蒸 发速 率。②作为 脱气装 置 的加 Ｖ
是： 能否取消蒸汽转换 系统 ， 直接利 用主蒸汽或 汽轮机抽 汽 ， 经 过适 当减温减压作 为辅 助蒸汽 汽源 。下 面就 Ｃ Ｒ ００辅 Ｐ １０ 助蒸 汽系统 的汽源 和 用 户进行 分 析 ， 论 改进方 案 的 可行 讨
性。
２ Ｃ Ｒ１０ （ Ｎ １０ ） 助蒸 汽及 相关系 统 分析 Ｐ ００ Ｃ Ｐ ００ 辅
的直接用户 ， Ｖ Ｄ Ｋ、 ＷＬ是 热水系统 的用户 ， Ｄ Ｎ、 Ｎ Ｄ 其在各 个
系统 的功 能 如 下 ：
Ｄ Ｎ：Ｅ Ｖ Ｓ Ｓ的作用 是在 反应堆 冷停 堆时 ， 当室外 温度 低 于设定值 ， 加热安全壳通风系统的送 风。 Ｄ Ｋ：Ｅ Ｖ Ｓ Ｓ的作用 是当 室外温 度低 于设 定值 时 ， 加热燃 料池大厅通风系统的送风 ， 避免出现结露的危险。 Ｄ ＷＬ：Ｅ Ｓ Ｓ的作 用是 当室外温 度低于设 定值 时 ， 加热 洗
电站 的启动锅 炉 ， 一个 是蒸 汽转换 系统 （ Ｔ ， 后 是相邻 Ｓ Ｒ） 最 运行机组 的辅助蒸 汽系统。辅助蒸汽 的直接用户有 ： 于常 位 规 岛厂 房 内 的热 水 生 产 及 分 配 系统 （ Ｅ ， 氧 器 系 统 Ｓ Ｓ） 除 （Ｄ ， Ａ Ｇ） 汽机轴封 系统 （ Ｅ ， Ｃ Ｔ） 辅助 给水 系统 （ Ｓ 的脱 气 Ａ Ｇ） 器； 位于核 岛 厂 房 内 的 硼 回 收系 统 （ Ｅ ， 液 处 理 系统 Ｔ Ｐ） 废 （Ｅ ， Ｔ Ｕ） 固体废物处理系统 （ Ｅ ） 辅助 给水系统 （ Ｓ 的 Ｔ Ｓ及 Ａ Ｇ） 启动给水泵小汽机试 验用汽。 热水生产及分配 系统 的热水用 户有 ： 核辅助厂 房通风 系 统 （ Ｖ ， 料厂 房 通 风系 统 （ Ｖ ， 洗 衣房 通 风 系统 Ｄ Ｎ） 燃 Ｄ Ｋ） 热 （ ＷＬ 。它们是辅 助蒸 汽系统的间接用户 。 Ｄ ）
二 代 改进 型 核 电站 辅 助蒸 汽 方 案 改 进 分 析
罗 海 泉
（ 广东省 电力设计研究 院 ， 广东 广州 ５００ ） １６ ０
摘 要： 对二代改进型核 电站辅助蒸汽 系统进行安全性、 可靠性， 经济性分析 ， 出改进方案。 提 关 键词 ： 电站 ； 核 辅助 蒸 汽 ； 进 改 中图分 类号 ．Ｍ６３ Ｔ ２ 文 献标 识 码 ： Ａ 文 章编 号 ：６ ３— ０ ７ ２０ ）４— ０７一（３ １７ ０ ９ （０ ７ ０ ０２ ０）
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江西 电力 职业 技术 学 院学 报
第２ ０卷
３ 辅助蒸汽用户分析
与常规 电站相 比， 辅助蒸汽 的用户增加 了布置在核 岛厂 房内的几个核岛辅助 系统及 常规 岛厂 房内 的热水生产 及分 配系统 。辅助蒸汽在几个核岛用户 中的功能如下 ：