第五章 压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
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哈尔滨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3.3 主要参数汇总表 (5)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。
对效率不满意时可调整合理调整各设备的运行参数，直至求出电厂效率满意为止。
经过迭代计算得到整个系统电厂效率为31.77%。
1、设计内容及要求1.1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。
1.2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。
压水堆核电厂二回路热力系统初步说明
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MATLAB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。
压水堆核电站二回路热力系统初步设计
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学姓级：号：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：2013年6月摘要：该说明书介绍了一个1000MWe核电厂二回路热力系统设计及其设计过程。
该设计以大亚湾900MWe核电站为母型，设置了一个高压缸，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。
一回路冷却剂系统工作压力为15.8MPa，蒸汽发生器的运行压力为 6.7MPa，取分缸比为12.5，高压缸排气压力为0.7956MPa，一级再热器抽汽压力3MPa，低压缸进口过热蒸汽压力为0.7630MPa,温度为268.90℃，冷凝器的运行压力为6.632kPa，给水温度为222.79℃。
两级再热器分别由高压缸抽气及新蒸汽加热，疏水分别流入两级高压给水加热器。
高压给水加热器由高压缸抽气加热，疏水逐级回流送入除氧器，低压给水加热器由低压缸加热，疏水逐级回流送入冷凝器。
排污水经净化后排进冷凝器或除氧器，本设计采用排污水打回至除氧器方案。
各级回热器和再热器的蒸汽经合理分配，经过加热器后，蒸汽全部冷凝成疏水，整个系统电厂效率为30.94%。
设计时，假设蒸汽发生器蒸汽产量为1，根据选定的合理的参数值可求出给水泵的耗汽份额为6.61%，假设低压缸进口蒸汽份额为a，低压回热蒸汽、再热蒸汽、高压回热蒸汽、除氧器加热蒸汽份额都可以用a表示。
对除氧器列质量守恒、能量平衡方程即可求出a值，从而知道各设备的蒸汽分配。
利用各设备的蒸汽分配后可求出高压缸、低压缸比做功量，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。
对效率不满意时可调整合理调整各设备的运行参数，直至求出电厂效率满意为止。
1、设计内容及要求：1.1设计内容（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。
技术类《反应堆热工水力》第5章(反应堆瞬态热工分析)
2.一回路压力边界：即一回路的设备、管道
和辅助管道的外壳，将一回路的冷却剂包容
在规定的流动场所内
3.安全壳：包容一回路破裂释放出的
放射性物质
24
瞬态分析的任务
反应堆瞬态分析的核心任务
预计各种运行瞬变故障和事故工况下，反应堆以及热力系统内运行工况和热
力参数的变化过程和变化幅度，为各道安全屏障的设计提供依据，确保各道
屏障不受破坏，并以此来确定运行参数允许变化的最大范围和反应堆保护系
统动作的安全定值。
反应堆整个输热系统各个设备都是相互关联的，任何一个环节发生变化都
会引起整个系统参数相应地变化。
在进行瞬态分析时，要通过各种方程对系统中的热工水力现象、以及各环
节之间的联系进行数学描述，最终要获得系统各部分内的工况和参数的变化
13
系统瞬态分析的数学模型
漂移流模型的特点
➢在热力学平衡的假设条件下，建立在两相平均速度场基础上的模型。
➢该模型提出漂移速度概念：两相以某混合速度流动时，蒸汽相对于混合速
度有一个向前（在向上流）或向后（在向下流）的漂移速度，液体则有一个
反向的漂移速度。
➢在空泡份额问题上，必须同时考虑气液两相之间的滑移以及流速在流通截
675℃)。
(4)包壳材料的最大允许应变要低于预计燃料包壳发生破损时的应变值。经验表明包
壳的应变不能超过1%。
(5)包壳内部的气体压力要始终低于一回路的名义压力，以防止增大和出现DNB(偏离
核态沸腾)对包壳发生鼓胀。
(6)燃料包壳应力应低于它的屈服压力。
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电厂运行极限参数
对稀有事故或极限事故规定的极限参数
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哈尔滨工程大学压水堆核电厂二回路热力系统设计
哈尔滨工程大学压水堆核电厂二回路热力系统设计————————————————————————————————作者：————————————————————————————————日期：专业课程设计说明书压水堆核电厂二回路热力系统班级：20101513学号：2010031408姓名：刘争知指导教师：刘中坤核科学与技术学院2013 年6 月目录摘要 (1)1 设计内容及要求 (2)2 热力系统原则方案确定 (2)2.1 总体要求和已知条件 (3)2.2 热力系统原则方案 (3)2.3 主要热力参数选择 (5)3 热力系统热平衡计算3.1 热平衡计算方法 (7)3.2 热平衡计算模型 (8)3.3 热平衡计算流程 (9)3.4 计算结果及分析 (17)4 结论 (17)附录附表1 已知条件和给定参数..........................................18附表2 选定地主要热力参数汇总表....................................19附表3 热平衡计算结果汇总表........................................24附图1 原则性热力系图. (25)参考文献 (26)摘要压水堆核电厂二回路以郎肯循环为基础，由蒸汽发生器二次侧、汽水分离再热器、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地汽水管道构成地热力循环，实现能量地传递和转换.本设计对该热力系统进行拟定与热平衡计算，通过列出6个回热器和汽水分离再热器中地2级再热器地热平衡方程以及除氧器中热平衡方程和质量守恒方程和汽水分离中蒸汽总量守恒，由此得到一个7元一次方程组、一个4元一次方程组，和汽水分离中地一个一元一次方程，通过求解这些方程组和方程，可以得到各点地抽气量和各个管路中地流量与新蒸汽/产量Ds地数学关系，假定一个ηe,npp 并就可以由Ds=(Ne/ηe,npp）η1/[( hfh - hs’)+(1+ξd)（hs’- hfw）]算出Ds ，由于各点地抽气量和各个管路中地流量与新蒸汽产量Ds地数学关系以同求解方程组得到进一步可以确定二回路总地新蒸汽耗量Gfh，进而地一个新核电厂地效率ηe,npp ’=Neη1/[ Gfh ( hfh - hfw)+ξd（hs’- hfw）],由此得到ηe,npp 和ηe,npp ’地一一对应关系ηe,npp ’ =1/（6.708-1.1618/ηe,npp）.选一个较为合理地ηe,npp作为初值进行试算，得到一个ηe,npp ’.把计算出地核电厂效率ηe,npp ’与初始假设地ηe,npp分别代回到Gcd 、Gcd’，若不满足| Gcd - Gcd’|/Gcd<1%,则以(ηe,npp+ε）作为初值进行再试算，返回ηe,npp ’ =1/（6.708-1.1618/ηe,npp）进行迭代计算，直至满足要求.当满足要| Gcd - Gcd’|/ Gcd <1%后，再校核ηe,npp和ηe,npp ’地大小.当|ηe,npp-ηe,npp ’|>0.1%,则以(ηe,npp +ε）作为初值返回ηe,npp ’ =1/（6.708-1.1618 /ηe,npp ）从头再试算校算，直至满足要求.对最终效率不满意时可合理地调整各设备地运行参数，直至求出电厂效率满意为止.用得到满足要求地ηe,npp ’去计算各个参量，并制作一张热力系统图.1 内容设计及要求本课程设计地主要任务，是根据设计地要求，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地热平衡计算.本课程设计地主要内容包括：（1）确定二回路热力系统地形式和配置方式；（2）根据总体需求和热工约束条件确定热力系统地主要热工参数：（3）依据计算原始资料，进行原则性热力系统地热平衡计算，确定计算负荷工况下各部分汽水流量及其参数、发电量、供热量及全厂性地热经济指标；（4）编制课程设计说明书，绘制原则性热力系统图.通过课程设计要达到以下要求：（1）了解、学习核电厂热力系统规划、设计地一般途径和方案论证、优选地原则；（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地内容和方法；（3）提高计算机绘图、制表、数据处理地能力；（4）培养学生查阅资料、合理选择和分析数据地能力，掌握工程设计说明书撰写地基本原则.2 热力系统原则方案确定压水堆核电厂二回路系统地主要功能是将蒸汽发生器所产生地蒸汽送往汽轮机，驱动汽轮机运行，将蒸汽地热能转换为机械能；汽轮机带动发电机运行，将汽轮机输出地机械能转换为发电机输出地电能.电站原则性热力系统表明能量转换与利用地基本过程，反映了发电厂动力循环中工质地基本流程、能量转换与利用过程地完善程度.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、回热循环地饱和蒸汽朗肯循环.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、蒸汽再热循环地热力循环方式,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.给水回热系统地回热级数为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级低压给水加热器地加热蒸汽来自低压缸地抽汽，除氧器使用高压缸地排汽加热，第6级和第7级高压给水加热器地加热蒸汽来自高压缸地抽汽.各级加热器地疏水采用逐级回流地方式，即第7级加热器地疏水排到第6级加热器，第6级加热器地疏水排到除氧器，第4级加热器地疏水排到第3级加热器，依此类推，第1级加热器地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，中间分离器地疏水排放到除氧器；第一级再热器使用高压缸地抽汽加热，疏水排放到第6级高压给水加热器；第二级再热器使用蒸汽发生器地新蒸汽加热，疏水排放到第7级高压给水加热器.主给水泵采用汽轮机驱动，使用来自主蒸汽管道地新蒸汽，汽轮机地乏汽直接排入主汽轮发电机组地冷凝器，即给水泵汽轮机与主发电汽轮机共用冷凝器.凝水泵和循环冷却水泵均使用三相交流电机驱动，正常运行时由厂用电系统供电.2.2 热力系统原则方案2.2.1 汽轮机组压水堆核电厂汽轮机一般使用低参数地饱和蒸汽，汽轮机由一个高压缸、2-3个低压缸组成，高压缸、低压缸之间设置外置式汽水分离器.单位质量流量地蒸汽在高压缸内地绝热焓降约占整个机组绝热焓降地40%，最佳分缸压力（即高压缸排汽压力）约为高压缸进汽压力地12%-14%.2.2.2蒸汽再热系统压水堆核电厂通常在主汽轮机地高、低压缸之间设置汽水分离-再热器，对高压缸排汽进行除湿和加热，使得进入低压缸地蒸汽达到过热状态，从而提高低压汽轮机运行地安全性和经济性.汽水分离-再热器由一级分离器、两级再热器组成，第一级再热器使用高压缸地抽气加热，第二级再热器使用蒸汽发生器地新蒸汽加热.中间分离器地疏水排放到除氧器，第一级、第二级再热器地疏水分别排放到不同地高压给水加热器.2.2.3给水回热系统给水回热系统由回热加热器、回热抽汽管道、凝给水管道、疏水管道等组成.回热加热器按照汽水介质传热方式不同分为混合式加热器和表面式加热器，其中高压、低压给水加热器普遍采用表面式换热器，除氧器为混合式加热器.高压给水加热器采用主汽轮机高压缸地抽汽进行加热，除氧器采用高压缸地排汽进行加热，低压给水加热器采用主汽轮机低压缸地抽汽进行加热.高压给水加热器地疏水可采用逐级回流地方式，最终送入除氧器；低压给水加热器地疏水可以全部采用逐级回流地方式，最终送入冷凝器.给水回热系统地三个基本参数是给水回热级数、给水温度以及各级中地焓升分配.选择给水回热级数时，应考虑到每增加一级加热器就要增加设备投资费用，所增加地费用应该能够从核电厂热经济性提高地收益中得到补偿；同时，还要尽量避免热力系统过于复杂，以保证核电厂运行地可靠性.因此，小型机组地回热级数一般取为1-3级，大型机组地回热级数一般取为7-9级.压水堆核电厂中普遍使用热力除氧器对给水进行除氧，从其运行原理来看，除氧器就是一个混合式加热器.来自低压给水加热器地给水在除氧器中被来自汽轮机高压缸地排汽加热到除氧器运行压力下地饱和温度，除过氧地饱和水再由给水泵输送到高压给水加热器，被加热到规定地给水温度后再送入蒸汽发生器.大型核电机组一般采用汽动给水泵，能够很好地适应机组变负荷运行，可以利用蒸汽发生器地新蒸汽、汽轮机高压缸地抽汽或者汽水分离再热器出口地热再热蒸汽驱动给水泵汽轮机，因而具有较好地经济性.给水泵汽轮机排出地乏汽被直接排送到主汽轮发电机组地冷凝器.2.3 主要热力参数选择2.3.1一回路冷却剂地参数选择从提高核电厂热效率地角度来看，提高一回路主系统中冷却剂地工作压力是有利地.但是，工作压力提高后，相应各主要设备地承压要求、材料和加工制造等技术难度都增加了，反过来影响到核电厂地经济性.综合考虑，设计时压水堆核电厂主回路系统地工作压力为15.5MPa，对应地饱和温度为344.76℃.为了确保压水堆地安全，反应堆在运行过程中必须满足热工安全准则，其中之一是堆芯不能发生水力不稳定性，所以反应堆出口冷却剂地欠饱和度选为16℃.2.3.2二回路工质地参数选择二回路系统地参数包括蒸汽发生器出口蒸汽地温度与压力（蒸汽初参数）、冷凝器运行压力（蒸汽终参数）、蒸汽再热温度、给水温度和焓升分配等.(1) 蒸汽初参数地选择压水堆核电厂地二回路系统一般采用饱和蒸汽，蒸汽初温与蒸汽初压为一一对应关系.根据朗肯循环地基本原理，在其它条件相同地情况下，提高蒸汽初温可以提高循环热效率.目前二回路蒸汽参数已经提高到 5.0-7.0Mp，为了提高核电厂经济性并保证安全，二回路蒸汽参数选为6.0MPa.(2) 蒸汽终参数地选择在热力循环及蒸汽初参数确定地情况下，降低汽轮机组排汽压力有利于提高循环热效率.但是，降低蒸汽终参数受到循环冷却水温度Tsw,1、循环冷却水温升ΔTsw以及冷凝器端差δt 地限制.除了对热经济性影响之外，蒸汽终参数对汽轮机低压缸末级叶片长度、排汽口尺寸均有重要影响，因此，综合考虑多方面因素，并选取南方地区循环冷却水温度为24℃，取凝结水地温度为36℃.当凝结水地温度选为36℃，忽略了凝结水地过冷度，则冷凝器地运行压力等于凝结水温度对应地饱和压力.（3）中间再热参数地选择蒸汽再热循环地最佳再热压力取决于蒸汽初终参数、中间再热前后地汽轮机内效率、中间再热后地温度与中间再热加热蒸汽地压力和给水回热加热温度等.选择高压缸排气压力为高压缸进气压力地13%.高压缸地排汽进入汽水分离器，经过分离器除湿后，再依次进入第一级再热器和第二级再热器加热，在汽水分离器再热器中地总压降为高压缸排汽压力地7%.经过两级再热器加热后地蒸汽温度接近新蒸汽温度，一般情况下，第二级蒸汽再热器出口地热再热蒸汽（过热蒸汽）比用于加热地新蒸汽温度要低13～15℃左右，可取14℃.为便于计算，假设再热蒸汽在第一级再热器和第二级再热器中地焓升相同.再求得各级进出口压力及温度.蒸汽再热压力地选择应该使高、低压缸排汽地湿度控制在14%之内，可据此选择中间分离器地进口压力（相当于高压缸排汽压力）和低压缸排气压力.(4) 给水回热参数地选择给水地焓升分配：多级回热分配采用了汽轮机设计时普遍使用地平均分配法，即每一级给水加热器内给水地焓升相等.每一级加热器地给水焓升为107.978kj/kg.采用平均分配法时，先确定每一级加热器地理论给水焓升为132.863kj/kg，得到蒸汽发生器地最佳给水比焓1080.866kj/kg.按照蒸汽发生器运行压力和最佳给水比焓确定最佳给水温度，按一定关系定出实际给水温度.再次通过等焓升分配地方法确定每一级加热器内给水地实际焓升为107.978kj/kg.选定除氧器地工作压力，除氧器地运行压力应该略低于高压缸地排汽压力.再分别对高压给水加热器和低压给水加热器进行第二次焓升分配.对于高压给水加热器，每一级地给水焓升为108.103/kg.对于低压给水加热器（包括除氧器），每一级地给水焓升为107.49kj/kg.给水回热系统中地压力选择：除氧器地运行压力应该略低于高压缸地排汽压力，除氧器出口水温等于除氧器运行压力对应地饱和温度.一般情况下，取凝水泵出口压力为除氧器运行压力地3-3.2倍，取3.1.一般情况下，取给水泵出口压力为蒸汽发生器二次侧蒸汽压力地1.15-1.25倍，取1.2.抽汽参数地选择：给水加热器蒸汽侧出口疏水温度（饱和温度）与给水侧出口温度之差称上端差（出口端差）.高压给水加热器出口端差取3℃，低压给水加热器出口端差取2℃.对于每一级给水加热器，根据给水温度、出口端差即可确定加热用地抽汽温度.由于抽气一般是饱和蒸汽，由抽汽温度可以确定抽汽压力（考虑回热抽气压损）.3 热力系统热平衡计算3.1 热平衡计算方法进行机组原则性热力系统计算采用常规计算法中地串联法，对凝汽式机组采用“由高至低”地计算次序，即从抽汽压力最高地加热器开始计算，依次逐个计算至抽汽压力最低地加热器.这样计算地好处是每个方程式中只出现一个未知数Ds，适合手工计算，并且易于编程.热力计算过程使用地基本公式是热量平衡方程、质量平衡方程和汽轮机功率方程.3.2 热平衡计算模型热力计算地一般流程如下：3.3 热平衡计算流程第一步：计算给水泵汽轮机地耗汽量：给水泵汽轮机汽为新蒸汽，排汽参数等于高压缸排汽；给水泵有效输出功率Nfwp=1000Gfw ×Hfwp /ρfw kW给水泵有理论功率ηfwp,t= Nfwp/ηfwp,pηfwp,tiηfwp,tmηfwp,tg给水泵地扬程Hfwp=6.4434MPa则其耗汽量Gs,fwp=Nfwp/ηfwp,pηfwp,tiηfwp,tmηfwp,tgHa，ηfw p,p——汽轮给水泵组地泵效率，取0.58；ηfwp,ti，ηfwp,tm，ηfwp,tg——分别给水泵组汽轮机地内效率、机械效率和减速器效率，分别取0.80，0.90和0.98；Ha为高压缸进出口焓降，为297.01/kg代入数值得Gfwp,s=0.059245Ds第二步：对汽水分离器列蒸汽守恒方程：G0=Gd(Xrh1,i-Xh,z)/ Xrh1,iGdXh,z=(Gd-G0)Xrh1,i .................1*求得G0=Gd(Xrh1,i-Xh,z)/ Xrh1,i ，把Xrh1,i =0.995 、Xh,z =0.8632 代入可得G0 =0.13246Gd对7级回热器列热平衡方程：[Ges,7(hes,7-hew,7)+Ga(ha’-hew,7)]ηh=(1+ξd)Ds△hfw ........................ 2*对6级回热器列热平衡方程：[Ges,6(hes,7-hew,6)+Gb(hb’-hew,6)+Ges,7(hew,7-hew,6)]ηh=(1+ξd)Ds△hfw.................3*对除氧器列热平衡方程：[(Ges,7+Ges,6+Ga+Gb)hew,6+Gcd+hlfwi+G0hGo’+Gchc]=(1+ξd)Ds hlfwi,5 .................4*对除氧器列质量守恒衡方程：Gcd+Ga+Gb+GC+G0+Ges,7+Ges,6=(1+ξd)Ds ................5*对汽水分离再热器中第一级再热器列热平衡方程(Gd-G0) Δh=Gb(hb-hb’)ηh .................6*对汽水分离再热器中第一级再热器列热平衡方程(Gd-G0)Δh=Ga(ha-ha’)ηh .................7*新蒸汽产量等于总耗气量：Ds=Ges,7+Ges,6+Ga+Gb+GC+Gd+Gfwp,s ................8*其中：ha’为第二级再热器加热蒸汽地疏水比焓；Ga新蒸汽中用于再热地质量流量，kg/sGb从高压缸抽取用于再热地蒸汽质量，kg/sGc高压缸排气中排到除氧器地质量流量，kg/sGd从高压缸排气进入到低压缸地质量流量，kg/sG0为汽水分离器中分离出来地质量流量，kg/shb’为第一级再热器加热蒸汽地疏水比焓，kJ/kgha’为第二级再热器加热蒸汽地疏水比焓，kJ/kghG0’为汽水分离器中分离水地比焓，kJ/kghc,hd均为高压缸排气比焓，kJ/kg△h为再热器平均焓值升，kJ/kg联立上述7个方程并代入相关数值，求得：Ga=0.0448Ds ；Gb=0.0429Ds ；Gc=0.0273Ds ；Gd=0.7125Ds ；Ges,6=0.0556Ds ；Ges,7=0.0577Ds ；Gcd=0.6878Ds第三步：[Ges,3 (hes,3-hew,3)+ Ges,4(hew,4-hew,3)]ηh=Gcd△hfwηh=Gcd△hfw对4级回热器列热平衡方程：Ges,4(hes,4-hew,4)ηh=Gcd△hfw ..................9*对3级回热器列热平衡方程：[Ges,3 (hes,3-hew,3)+ Ges,4(hew,4-hew,3)]ηh=Gcd△hfw ..................10*对2级回热器列热平衡方程：[Ges,2 (hes,2-hew,2)+(Ges,4+Ges,3)(hew,3-hew,2)]ηh=Gcd△hfw ..................11*对1级回热器列热平衡方程：[Ges,1 (hes,1-hew,1)+(Ges,1+Ges,2+Ges,3+Ges,4)(hew,2-hew,1)]ηh=Gcd△hfw ..........12*联立9*～12*方程并代入相关数值，求得：Ges,1=0.0428 Gcd ；Ges,2=0.0445 Gcd 。
压水堆核电厂二回路系统与设备介绍PPT课件( 31页)
4.2 核电厂汽轮机工作原理及结构
4.2.1பைடு நூலகம்汽轮机工作原理
蒸汽的能量转换过程： 蒸汽热能蒸汽动能叶轮旋转的机械能
级：完成由热能到机械能转换的汽轮机基本工作单元， 在结构上由喷管（静叶栅）和其后的动叶栅所组成。 分为冲动级和反动级。
1－主轴 2－叶轮
转子 3－动叶栅
4－喷嘴（静叶栅） 5－汽缸 6－排汽口
• 附属设备：主汽阀、调节阀、调节系统、主油泵、辅 助油泵及润滑装置。
现代压水堆核电厂汽轮机典型结构： • 冲动式四缸双流中间再热凝汽式饱和蒸汽汽轮机 • 一个高压缸，四个低压缸，均为双流式 • 四个高、低压缸转子通过刚性联轴器联接成一个轴系 • 高压缸每个流道有5个压力级 • 低压缸每个流道有5个压力级
主蒸汽系统与主给水系统和辅助给水系统配合，用 于在电站正常运行工况、事故工况下排出一回路产生的 热量。
向反应堆保护系统、安全注射系统和蒸汽管路隔离 动作提供主蒸汽压力和流量信号。
4.3.2 系统描述
• 核岛部分 三条主蒸汽管道，每条管道上有以下设备： 7个安全阀 三个动力操作安全阀，整定压力8.3MPa 四个常规弹簧加载安全阀，整定压力8.7MPa 向大气排放的接头 主蒸汽隔离阀 主蒸汽隔离阀旁路管线
4.4.3 系统主要设备
• 减压阀 15个排放控制阀，分别位于凝汽器蒸汽排放系统和除氧器蒸汽排 放系统，实现排放名义蒸汽流量的85％。
• 气动蒸汽排放控制阀 装于三根主蒸汽管道上，用于大气蒸汽排放控制系统。排放容量 为10％～15％额定容量。
• 消音器 安装气动蒸汽排放控制阀的管线上都配备一个消音器，以减小排 汽噪音。
• 半速机组与全速机组
4.3 主蒸汽系统
胡志华压水堆二回路系统与设备简介
压水堆二回路系统与设备简介
胡志华
2011年10月21日
概述
压水堆核电站工作原理及二回路系统
大亚湾核电站二回路热力系统
（中间两级再热、七级回热、饱和蒸汽朗肯循环）
由于工质处于汽水混合物状态，饱和蒸汽卡诺循环有以下几个缺点，因而实际上采用的是朗肯蒸汽循环：
核电站厂房总体布置
的蒸汽与大气
、（隔板套）等静止部件。
汽缸
（缸
两部分组成（为便于安装），水平法兰由螺栓紧固。
汽缸的高、中压段或高、中压汽缸在
，同
；汽缸的低压段或低压汽缸的尾部在运行中内部的蒸汽压
焊接转子与组合转子。
套装转子的叶轮、轴封套、联轴节等部件是分别加工套装在阶梯形主轴上，各部件与轴之间采用过盈配合，并用键传递力矩。
中、低压汽轮机的转子和高压汽轮机的低压转子常采用套装结构。
因转子各段的工作条件不同，可以在高温段采用整锻结构，而在中、低温段采用套装结构组成组合转子，以减小锻件尺寸。
z高压缸立体局部剖图
（2）所有动叶片均为叉型叶根，其中1～4级叶片是三叉型叶根固定，第五级叶片是四叉型叶根固定；（3）叶片顶部装有围带。
高压缸端部轴封。
压水堆核电厂二回路热力系统初步设计说明书——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说明书——专业课程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：20111513学号：2011151327姓名：朱智强指导老师：王贺核科学与技术学院2014年6月目录摘要 (2)1设计内容及要求 (2)2热力系统原则方案确定 (3)2.1总体要求和已知条件 (3)2.2热力系统原则方案 (3)2.3主要热力参数选择 (4)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)3.3热平衡计算流程 (14)3.4计算结果及分析 (15)4结论 (15)附录 (16)附表1已知条件和给定参数 (16)附表2选定的主要热力参数汇总表 (17)附表3热平衡计算结果汇总表......................................24附图原则性热力系统图 (25)参考文献 (26)摘要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。
初步设计压水堆核电厂二回路热力系统，使二回路能安全经济的完成其主要功能：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。
在确定二回路系统原则方案的基础之上，通过合理的参数选择与相关模型（物理模型、数学模型）的建立，对二回路系统各个环节确定其主要的工质参数。
之后利用迭代（通过编程）结合热量平衡方程、质量平衡方程和汽轮机功率方程进行二回路系统原则方案进行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、汽轮机耗气量、给水泵功率和扬程等主要参数，为二回路热力系统方案的进一步设计和优化提供参考。
压水堆核电厂二回路热力系统概要
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2013 年6 月目录摘要 (2)1 设计内容及要求 (2)2 热力系统原则方案确定 (3)2.1 热力系统原则方案 (3)2.2 主要热力参数选择 (4)3 热力系统热平衡计算 (5)3.1 热平衡计算方法 (5)3.2 热平衡计算流程 (6)3.3 计算结果及分析 (8)4 结论 (8)附录 (8)附表1 已知条件和给定参数 (8)附表2 选定的主要热力参数汇总表 (9)附表3 热平衡计算结果汇总表 (13)附图1 原则性热力系统图 (15)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。
该说明书介绍了一个1000MWe核电厂二回路热力系统设计及其设计过程。
该设计以大亚湾900MWe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6.5MPa，高压缸排气压力为0.78MPa，一级再热器抽汽压力 2.8MPa，低压缸进口过热蒸汽压力为0.7045MPa,温度为265.9℃，冷凝器的运行压力为 5.9kPa，给水温度为224.69℃。
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。
排污水经净化后排进冷凝器。
各级回热器和再热器的蒸汽分配合理，经过加热器后，蒸汽全部冷凝成疏水，整个系统电厂效率为30.04%。
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。
我国压水堆核电站主要设备及原理完整文档
我国压水堆核电站主要设备及原理完整文档(可以直接使用，可编辑完整文档，欢迎下载）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。
汽轮发电机机组是二回路系统的主要设备。
它由饱和汽轮机、发电机、冷凝器和中间汽水分离加热器组成。
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核电厂系统与设备2015/11/1111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2015/11/1125.1 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2015/11/1131、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2015/11/114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2015/11/115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2015/11/116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2015/11/117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2015/11/118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/s2.44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2015/11/119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2015/11/1110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2015/11/1111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2015/11/1114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2015/11/1115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℃40.8269.3495.57118.24凝结水出口温度℃69.3495.57118.16139.885.2.3 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℃203.90226.00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2015/11/1116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2015/11/1117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2015/11/1118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。