第11章 核电厂效率与热力系统性能分析
核电站冷却系统的热力学性能分析与优化设计
核电站冷却系统的热力学性能分析与优化设计引言核电站作为一种重要的清洁能源发电方式，其安全运行是至关重要的。
核电站在发电过程中需要通过冷却系统来将工作过程中产生的热量散发掉，以维持核反应堆的正常运行温度。
因此，核电站冷却系统的热力学性能分析与优化设计是确保核电站安全高效运行的关键。
一、核电站冷却系统工作原理核电站冷却系统通常采用循环水方式，通过水对核反应堆和发电设备进行冷却。
核反应堆散热由冷却剂完成，冷却剂与水之间通过换热器进行热量交换，将冷却剂的热量传递给水，从而将核反应堆的热量带走。
冷却系统中的水通过循环泵进行循环，将吸收的热量带到换热器，并通过冷却塔或冷却池将热量散发到环境中，以保持循环水的温度稳定。
二、核电站冷却系统热力学性能分析1. 散热效率核电站冷却系统的散热效率是指冷却系统在长时间运行过程中，将核反应堆产生的热量通过换热器和冷却设备散发到环境中的比例。
散热效率的高低直接影响核电站运行的效率和安全性。
通过优化换热器的设计和冷却设备的配置，可以提高散热效率，减少热量损失。
2. 温度控制核反应堆的工作温度是决定发电效率和反应堆安全的重要参数。
冷却系统的设计应该能够确保核反应堆的温度在安全范围内稳定运行。
通过热力学模拟和温度监控系统的优化，可以有效控制核反应堆的温度，在保证安全的前提下提高发电效率。
3. 能耗分析核电站冷却系统在运行过程中需要消耗部分能源，如循环泵的运行和冷却设备的驱动等。
通过能耗分析，可以识别出能效比较低的环节，并进行优化设计，降低能源消耗。
三、核电站冷却系统优化设计1. 换热器的优化换热器作为核电站冷却系统中的关键组件，直接影响到冷却系统的散热效率。
通过优化换热器的结构和材料选择，可以提高换热器的传热效率和耐腐蚀性能，从而减少热量损失和故障率。
2. 冷却设备的优化核电站冷却设备的配置对整个冷却系统的热力学性能有着重要影响。
通过合理选择冷却设备的数量和类型，可以实现更好的散热效果。
核电站中的热工水力系统分析
核电站中的热工水力系统分析热工水力系统是核电站中至关重要的系统之一，它在核反应堆运行过程中起着关键的作用。
本文将对核电站中的热工水力系统进行分析，旨在深入探讨该系统的工作原理、问题及解决方案。
一、热工水力系统的工作原理热工水力系统是核电站中用于传输热能的重要系统。
它通过水循环的方式将核反应堆中产生的热能转化为其他形式的能量供应给电力发电系统。
核电站的热工水力系统主要由冷却剂回路和蒸汽回路两部分组成。
冷却剂回路负责将核反应堆中的热能带走，并通过冷却塔将冷却剂冷却后再循环使用。
蒸汽回路将冷却剂中的热能转化为蒸汽，并通过汽轮发电机组产生电力。
二、热工水力系统存在的问题然而，核电站中的热工水力系统也存在一些问题，这些问题可能对核电站的运行效率和安全性产生影响。
1. 冷却剂泄漏问题在核反应堆运行过程中，由于各种原因，冷却剂可能会发生泄漏。
冷却剂泄漏不仅会导致核反应堆无法正常工作，还可能对环境造成严重污染。
为了解决这个问题，核电站需要建立完善的监测系统，及时发现并修复冷却剂泄漏。
此外，应加强对冷却剂管道的检修和维护工作，确保其正常运行。
2. 蒸汽回路效率低下核电站中的蒸汽回路在转化热能为电能的过程中存在能量损失的问题，导致整个系统的效率下降。
针对蒸汽回路效率低下的问题，可以考虑采用高效的汽轮发电机组，并优化蒸汽回路的结构和设计，减少能量损失。
3. 热能传输效果不佳在冷却剂回路中，热能的传输效果对核电站的运行效率至关重要。
如果在热能传输过程中存在能量损失或热能无法充分利用的问题，将会导致核电站的能量损失和运行效率下降。
为了解决热能传输效果不佳的问题，可以考虑加强对热交换设备的维护和管理，确保其正常运行。
此外，还可以采用先进的热能传输技术，提高热能的利用效率。
三、热工水力系统的解决方案针对核电站中热工水力系统存在的问题，可以采取以下解决方案：1. 强化监测与维护建立健全的冷却剂泄漏监测系统，及时发现并修复冷却剂泄漏问题。
核电站冷却系统的热力学性能分析与优化设计
核电站冷却系统的热力学性能分析与优化设计随着全球能源需求的不断增长，核电作为一种清洁、可持续的能源形式备受瞩目。
而核电站冷却系统在核反应堆运行中的热管理问题，对核电站的安全运行和效益至关重要。
本文将对核电站冷却系统的热力学性能进行分析，并提出一些优化设计的思路。
一、热力学性能分析核电站冷却系统的热力学性能直接关系到反应堆的热效率和安全性。
首先，我们来分析并计算核电站冷却系统的能量转换效率。
核电站一般使用蒸汽动力系统来驱动发电机产生电能。
核燃料在核反应堆中产生的热量首先被用于加热工质（常为水）生成高温高压的蒸汽，然后蒸汽驱动涡轮发电机工作。
在这个过程中，有一部分热量不可避免地散失到环境中。
因此，核电站冷却系统的能量转换效率可以定义为发电量与核燃料热值的比值。
通过对核电站的运行数据进行分析，可以评估冷却系统的热力学性能，并找出影响能量转换效率的关键因素。
其次，冷却系统的热回收性能也是一个重要的指标。
冷却系统在从核反应堆中接收热量后，需要将其散发到环境中才能保持反应堆的正常运行。
如何有效回收这些冷却热量，以提高能源利用率，是核电站冷却系统设计中的一项重要挑战。
可以考虑使用余热回收技术，将冷却系统中的废热转化为有用的热能，比如供给给附近的居民供暖或者工业用途。
这样一方面可以提高能源利用率，减少能源浪费，另一方面也可以减少对环境的热污染。
二、优化设计思路在分析了核电站冷却系统的热力学性能之后，我们可以提出一些优化设计的思路，以进一步提高冷却系统的效率和稳定性。
首先，可以对冷却系统的传热节流过程进行优化。
核电站冷却系统中，热量的传递过程可以通过改变传热介质的流速、温度和管道布局来优化。
例如，可以在冷却系统中使用高效的换热设备，在提高传热效率的同时减少能源损失。
另外，通过合理设计冷却系统的管道布局，可以使传热过程更加均匀，避免在冷却系统的某些部位出现冷热不均的情况。
其次，可以考虑采用先进的控制技术来优化冷却系统的运行。
换热器在核电站的应用及其性能分析
河南科技Journal of Henan Science and Technology总576期第11期2015年11月Vol.576，No.11Nov ，2015摘要：本文介绍了换热器的形式在核电厂的主要应用及其建立了换热器的火用分析模型，对板式换热器的特点及其结构简单做了介绍，对设备冷却水板式换热器的性能进行了计算分析，可以看出换热器的火用效率满足运行的要求，同时可以应用到核电厂各个换热器的经济性分析，为在线分析其经济性提供了依据。
对换热器的日常维护进行了简单的介绍，以保持换热器在较高效率的情况下运行。
关键词：换热器；火用效率；核电站；性能分析中图分类号：TK124文献标识码：A文章编号：1003-5168（2015）11-0059-3Application of Heat Exchanger in the Nuclear Power Plant and ItsPerformance AnalysisGao Xin Liu Chaojie（China Nuclear Power Engineering Co.,missioning Department,Beijing 100000）Abstract：This article describes the main applications of heat exchanger in the nuclear power plants and the estab⁃lishment of a heat exchanger analysis model,briefly introduces the characteristics of heat exchanger and its structure,and calculates and analyzes the performance of water-cooling plate heat exchangers for equipment,it can be seen that the efficiency of the heat exchanger meets the requirements of operation,can be applied to the economic analysis of various heat exchangers in the nuclear power plant,and provides a basis for the online analysis of its economical ef⁃ficiency.The daily maintenance of the heat exchanger is briefly introduced,to keep the heat exchanger running with a relatively high efficiency.Keywords:heat exchanger;exergy efficiency;nuclear power;performance analysis收稿日期：2015-9-10作者简介：高鑫（1989.1-），男，本科，助理工程师，研究方向：核电厂放射性废物处理。
第22课时单元_电厂热力设备及运行_第11章_凝汽设备与冷却装置
四、供水系统的组成
供水系统由三部分组成：
水源
取供水设备 连接管路
五、供水系统的形式
发电厂供水系统主要有三种： 直流供水系统：也称开式供水系统。 循环供水系统：也称闭式供水系统。 混合供水系统：直流供水与循环供水混合构成的系 统。
1.直流供水系统
定义：电厂从河流上游取水，冷却水流经汽轮机凝汽
华北电力大学环境科学与工程学院
电厂热力设备及运行
任课教师：杨官平
二○一一年一月
第十一章 凝汽设备的运行
凝汽设备的组成、结构和作用 发电厂的供水系统 凝汽设备的运行
干式冷却系统
第一节 凝汽设备的组成、结构和作用
凝汽设备的任务 凝汽设备的组成
凝汽设备的工作原理
凝汽器 抽气器
一、凝汽设备的任务
• 搜集和研究水质、水量、水温、含沙量、河川和河
岸的稳定性及坚固性等水文气象资料。
三、对供水系统的要求
保证不间断地供给足够的水量。
进入凝汽器的冷却水最高温度一般不应超过制造厂
的规定值。
最大限度地清除冷却水中的杂质，以免堵塞冷却设 备。 供水系统必须可靠，否则会直接影响汽轮发电机组 的正常运行。
3.表面式凝汽器
工作原理：排汽在冷却表面一侧凝结，而冷却工质在
另一侧流动，互不接触。
优点：
• 传热系数高。
• 能建立高真空。
• 能保持凝结水洁净。
缺点：换热面大，消耗大量有色金属，制造成本高。
适用范围：现代火力发电厂和核电厂的汽轮机组绝大
多数采用。
3.表面式凝汽器
图11-12 表面式凝汽器示意图
一、供水系统的作用
供给凝汽器所需的循环冷却水。
锅炉给水的补充用水。
核电机组热力性能试验结果分析与应用
1引言核电机组热力性能试验是检验核电厂建造质量，评价核电厂经济性的主要手段。
论文选取某核电厂X号机组热力性能试验结果进行分析，同时就试验结果的应用提出了建议。
2机组概况与试验情况2.1机组概况该机组汽轮机采用三缸四排汽凝汽式型式，采用一个高压缸，两个低压缸，为双排汽结构，高低压缸之间布置有汽水分离再热器，以提高低压缸的进汽参数。
机组设计额定功率为1086MW，转速1500rpm，高压主汽门前蒸汽额定压力6.43MPa，额定温度280.1℃，额定湿度0.47%，额定进汽流量1613.400kg/s，额定冷却水温25℃，额定背压5.78kPa，额定给水温度226.0℃。
2.2试验情况该机组热力性能试验依据ASME PTC6-2004中的简化试验标准执行，试验共采集数据点110多个，涉及修正项目合计15项，主要修正项目有热功率、主蒸汽压力、主蒸汽湿度、循环水流量、循环水温度和汽轮机排汽压力等。
以下为主要修正项目的修正量数据表：3试验数据分析从以上数据可以看出，影响热力性能试验结果比较大的修正量依次为热功率、循环水温度和循环水流量（与汽轮机排汽压力等效）、功率因数、主蒸汽压力等。
该机组出力达1117.6MW，与设计值相比超出31.6MW。
针对机组出力考核值远高出设计值的情况，分析其试验数据是否反映了机组的真实状态显得尤为重要，以防止机组一回路出现超功率事件，确保机组高效、安全运行。
以下将从影响机组功率因素的几个方面进行分析。
①核岛热功率的影响对于相同类型的核电机组，核岛提供给汽轮机的热负荷越大，机组的功率就会越高。
根据机组功率随热负荷变化的曲核电机组热力性能试验结果分析与应用Analysis and Application of Thermal Performance Test Results of Nuclear Power Unit杨双涛（中广核工程有限公司，广东深圳518124)YANG Shuang-tao(ChinaNuclearPowerEngineeringCo.Ltd.,Shenzhen518124,China)【摘要】论文探讨了一套适合于核电机组热力性能试验结果分析及应用的方法，能够为核电机组提供性能验证、故障诊断、经济效益评价等方面的服务。
核能发电系统设计与分析
核能发电系统设计与分析一、引言核能是一种高效、清洁的能源形式，被广泛用于发电系统。
本文将探讨核能发电系统的设计和分析，重点关注其结构和性能。
二、核能发电系统的结构核能发电系统由核反应堆、蒸汽发生器、蒸汽涡轮发电机组和冷却系统等组成。
1. 核反应堆：核反应堆是核能发电系统的核心组件。
它通常由反应堆压力容器、燃料装载机构和控制系统等组成。
其中，反应堆压力容器承载核燃料和控制系统，是核能发电系统的重要组成部分。
2. 蒸汽发生器：蒸汽发生器利用核反应堆产生的热能，将水转化为蒸汽，供给蒸汽涡轮发电机组。
蒸汽发生器具有高效能的特点，是核能发电系统中重要的热能转换设备。
3. 蒸汽涡轮发电机组：蒸汽涡轮发电机组是核能发电系统中的功率转换装置，将蒸汽的动能转化为电能。
它由高速旋转的涡轮驱动发电机，产生电能。
4. 冷却系统：冷却系统用于控制核反应堆的温度，确保其正常运行。
常用的冷却介质包括水和气体。
冷却系统对核能发电系统的安全性和效率起着重要的作用。
三、核能发电系统的性能分析核能发电系统的性能可以从以下几个方面进行分析。
1. 发电效率：核能发电系统具有高效能的优势。
核反应堆产生的热能转化为电能的效率通常在40-45%之间，远高于传统火电厂的效率。
2. 资源利用率：核能是一种可持续的能源形式，核燃料资源富集，并可以高效利用。
核能发电系统能够高度利用核燃料，减少能源的浪费。
3. 环境友好性：相比传统的化石燃料发电，核能发电系统几乎不产生二氧化碳等温室气体，对环境的污染较少。
但是，核能发电系统需要妥善处理核废料，以确保环境的安全。
4. 安全性：核能发电系统的安全性是设计和运营的重中之重。
核反应堆的控制系统、防护屏蔽和事故应急预案等都是确保系统安全的关键。
四、核能发电系统的未来趋势随着能源需求的增长和环境问题的日益突出，核能作为一种清洁的、高效的能源形式，有望在未来得到进一步发展和应用。
以下是一些核能发电系统的未来趋势。
1. 第四代核能发电技术的推广：第四代核能发电技术具有更高的安全性、高效能和资源利用效率，有望在未来得到推广应用。
基于核电厂热力系统(火用)分析
基于核电厂热力系统（火用）分析作者：姜鹏来源：《科学与财富》2017年第17期（中国核电工程有限公司河北分公司 050000）摘要：我国的经济社会不断发展，核电厂也进入了快速发展阶段。
核电厂以提供电力作为基本目标，随着社会生产生活用电需求的不断膨胀，核电厂的装机规模也越来越大，为提高核电厂能源利用效率，本文将具体探讨核电厂热力系统（火用）的问题，希望能为相关人士提供一些参考。
关键词：核电厂；热力系统；分析引言：进入新世纪以来，我国的市场经济持续繁荣，社会生产生活的用电量持续增加。
近几年来，我国的核电厂不断发展，核电机组的数量越来越多，装机容量在电力系统中的比重不断上升。
值得注意的是，在核电厂发展的同时，也出现了能源浪费问题，与可持续发展理念相悖。
为了实现节能目标，必须对核电机组的能量损失进行分析。
1核电厂热力系统（火用）概述1.1内涵核电厂热力系统在运行的过程中会产生大量的能量，以物理学的角度来看，核电厂热力系统的能量包括两种属性，一种是质的属性，一种是量的属性，而核电厂热力系统（火用）就体现了质和量的结合[1]。
（火用）与外界环境密切相关，想要把握（火用）的内涵，需要对外界环境进行精准分析。
核电厂的热力系统在运行时，外界环境保持在平衡状态下，而系统环境就是（火用）的外界环境。
以热力学的角度对（火用）进行定义，需要以核电厂热力系统环境作为基准。
热力系统运行时会释放能量，可以转换为有用功的能量，就叫做（火用），不能转换为有用功的能量，就叫做（火无）。
（火无）的定义和（火用）存在较大区别，二者的结构组成相似，但作用职能却完全不同。
从整体上来看，核电厂热力系统的能量就是由（火用）和（火无）组成的。
1.2类型热力系统处在不同的运行状态时，其所释放的能量不同，（火用）的类型也呈现处较大差异。
具体来说，（火用）包括以下几种类型：第一种是机械（火用），机械能量可以全部转化为有用功，从这个角度来看，机械能就是（火用）；第二种是热量（火用），热力系统释放的能量和外界温度密切相关，当热力系统的温度高于外界温度时，会自动释放热量，这些热量转换成为有用功的部分，就叫做热量（火用）；第三种是冷量（火用），当热力系统低于外界温度时，也会释放热量，这些热量转换成为有用功的部门，就叫做冷量（火用）；第四种是内能（火用），在热力系统达到预定状态的过程中会进行热交换，热交换产生能量的有用功，便是内能（火用）[2]。
核电供热可行性分析
核电供热可行性分析引言随着人口的增长和经济的发展，能源需求不断增加。
目前，化石燃料是主要的能源来源，但其使用导致了环境污染和气候变化等问题。
核能作为一种清洁、高效的能源形式，受到了越来越多的关注。
除了发电，核能还可以用于供热，提供温暖的居住环境。
本文将对核电供热的可行性进行分析。
核电供热的优势清洁能源核能是一种清洁能源，其使用不会产生二氧化碳等温室气体。
相比之下，传统的燃煤供暖会排放大量的二氧化碳和其他有害气体，对环境造成严重污染。
高效率核电供热的高效率是其另一个优势。
核电站发电过程中会产生大量的热能，利用这些热能进行供热，可以充分利用资源，提高能源利用效率。
稳定供热核电供热系统具有稳定性强的特点。
相比之下，传统的热电联供系统在供热时容易受到天气等因素的影响，导致供热不稳定。
而核电供热系统通过核电站的连续供热，可以保证供热稳定性，并且不受气候因素的制约。
核电供热的挑战成本高核电供热系统的建设和运营成本较高。
核电站需要进行大规模的建设和维护工作，投资额较大。
此外，核电站的运营需要大量的人力资源和物资支持，这也增加了成本。
因此，核电供热系统的建设和运营成本是其面临的主要挑战之一。
安全风险核电供热系统涉及到核能的使用，安全风险是其面临的另一个挑战。
核电站的运营需要严格的管理和控制，以确保设备的安全运行。
此外，一旦发生事故，可能会造成严重的后果，给周围环境和人们的生命安全带来威胁。
可行性分析经济可行性核电供热系统的建设和运营成本较高，但由于核能资源丰富，较长的使用寿命和较低的燃料成本，核电供热在长期来看具备一定的经济可行性。
此外，由于核电供热具有高效率和稳定性强的特点，可以提高热能利用率，减少资源浪费，降低供热成本，从而进一步增加经济可行性。
环境可行性核电供热是一种清洁能源形式，不会产生二氧化碳和其他污染物，对环境污染较小。
在当前环境保护意识不断提高的背景下，核电供热具备较高的环境可行性。
通过减少化石燃料的使用，可以降低温室气体排放，减缓气候变化，保护环境。
第11章 核电厂效率与热力系统性能分析
海南核电
常规电厂纯凝汽式汽轮机组的热力循环
T
1 p0T 0h 0 5 6 4 3 h fw hw 2 hct
4-5-6-1：定压加热、汽化和过热； 1-2：汽轮机中定熵膨胀作功； 2-3：乏汽排入凝汽器CD，定压凝结 成水； 3-4：经给水泵FP定熵压缩后进入锅炉。
s
海南核电
压水堆核电厂常规岛的热力循环
最佳可达毛热耗BAHR
额定循环冷却水温度下，功率为100%时电站所能获得的最小或最佳 毛热耗，单位为kJ/kWh。
实际毛热耗的修正平均值AAHR
由月度中每周的正常在线设备试验中获得，单位为KJ/KWh。这个修 正平均值应将月度中的每周数据加以平均。
海南核电
TPI的意义与局限性 该指标的最大优点是即使海水温度或者功率水平不同，也可以互相 比较而反映机组运行情况的好坏，这点是机组的效率指标所不能反 映的。
p 0T 0h 0
T
SG h fw pc h ct
CD FP
hw
工质（水）在蒸发器SG中定压加热、 汽化（T-s图中4-5-1）后，进入汽轮 机T中定熵膨胀作功（1-2），做完功 的蒸汽排入凝汽器CD，定压凝结成 水，即循环的冷端损失（2-3），凝 结水经给水泵FP定熵压缩后进入蒸发 器（3-4），进行热力循环。
核电厂效率与热力系统性能分析
2012-10-20
一、概述
二、汽轮机组的热力循环与效率
三、汽轮机相关概念 四、热力系统性能分析 五、机组的热性能
海南核电
随着设计水平的提高，管理经验的丰富，核安全已经可以得到足 够的保证，在此基础上，常规岛热力设备性能的维护及热力循环效率 的提高应逐步成为工作的一个重点。 压水堆核电站常规岛热力循环与常规火电站热力循环相比，除主 蒸汽参数和蒸汽再热系统以外，基本类似。
核电站的核能转换效率分析
核电站的核能转换效率分析核电站作为一种清洁能源发电方式，是当前世界范围内广泛使用的一种能源产业。
而核电站的核能转换效率则是评估其发电效能的重要指标之一。
本文将对核电站的核能转换效率进行深入分析。
一、核电站的核能转换原理核电站通过核裂变反应或者核聚变反应，将核能转化为电能。
核裂变反应是指将重核裂变成两个或多个轻核的过程，同时释放出巨大的能量。
核聚变反应则是指将轻核聚变成一个重核的过程，同样也释放出巨大的能量。
核裂变和核聚变反应提供了核电站发电所需的能源。
二、核电站的核能转换效率影响因素核电站的核能转换效率受到多个因素的影响，主要包括以下几个方面：1. 燃料利用率：核电站使用的燃料是否充分利用，直接决定了核能转化的效率。
提高燃料利用率可以增加核电站的核能转换效率。
2. 反应堆设计：核反应堆的设计对核能转换效率有着重要影响。
合理的反应堆设计可以提高反应堆的热效应，从而增加核能转换效率。
3. 冷却系统：核电站采用的冷却系统类型和性能也会影响其核能转换效率。
优化冷却系统的设计可以提高热能的回收效率，进而提高核能转换效率。
4. 发电设备：核电站的发电设备，如涡轮机和发电机等，对核能转换效率也有一定影响。
选择高效的发电设备可以提高核电站的发电效率。
三、核电站的核能转换效率评估方法评估核电站的核能转换效率可以采用以下两种主要方法：1. 热效率计算：核电站的热效率是衡量核能转换效率的重要指标之一。
通过计算核电站实际发电量与投入的燃料能量之间的比值，可以得出核电站的热效率。
热效率越高，核能转换效率越高。
2. 能量损失分析：通过对核电站发电过程中能量损失的分析，可以评估其核能转换效率。
能量损失主要包括燃料的损耗、冷却系统的能量损失、发电设备的能量损失等。
减少能量损失可以提高核电站的核能转换效率。
四、提高核电站的核能转换效率的途径为了提高核电站的核能转换效率，可以采取以下几个途径：1. 燃料改进：研发高效的核燃料，提高燃料利用率，减少燃料的浪费。
核电厂系统综述ppt课件
经营者提供商品或者服务有欺诈行为 的，应 当按照 消费者 的要求 增加赔 偿其受 到的损 失，增 加赔偿 的金额 为消费 者购买 商品的 价款或 接受服 务的费 用
4.核岛（NI）有关系统
通风－DV*， 吊装设备－DMR、DMN、DMW， 照明－DN*， 泄漏监测－D**、E** 电气（电源）系统－L**（参看上节） 消防系统－JP* 其它公用系统（包括压缩空气、冷却水、取样……）－ S**（参看上节）
3）核电厂的设备“代码”
电厂内的设备全都从属于各个电厂系统，全都用数码表示， 由“系统代码”+“3位数字”+“2位字母的设备名称代码”表示。 如“L3GEX001GE”指的是“岭澳二期3号发电机”。
“设备名称代码”有约200个，常见的设备及其代码如下： 泵-PO、电机-MO、容器－BA、风机－ZV、凝汽器－CS、回热 加热器－RE、除氧器－DZ、冷却器－RF、过滤器－FI；（一般的） 汽轮机－TC；蒸汽发生器－GV、主汽轮机汽缸－KO、主变压器－ TP 以数量计算，阀门占了大多数，代码用“V*”表示，其中： 蒸汽阀门-VV、一回路水阀门－VP、二回路水阀门－VL、海水阀门 －VC、 除盐水阀门－VD、油阀门－VH、空气阀门－VA、氢气阀门 －VY……；
经营者提供商品或者服务有欺诈行为 的，应 当按照 消费者 的要求 增加赔 偿其受 到的损 失，增 加赔偿 的金额 为消费 者购买 商品的 价款或 接受服 务的费 用
4.核岛（NI）有关系统
一回路系统－RCP 一回路辅助系统－RCV、REA、RRA、REN 反应堆控制及保护系统－RPN、RIC、RRC、RPR 辅助冷却水系统－PTR、RRI、SEC、DEG、DEL 专设安全设施－RIS、EAS、ASG、EIE、ETY 燃料装卸－PMC 三废处理－TES、TEU、TEG、TEP、TER
核电厂系统与设备(第十一讲)
• 式中pD、ps、pa分别为除氧器内混合气体 全压、水蒸汽和空气的分压。
6
• 根据亨利定律和道尔顿定律，降低水中溶解 气体的浓度的关键是减小它们在气空间的分 压。如果气体的分压趋近于零，则它们在水 中的浓度就会很小很小。把水加热至饱和温 度，水蒸汽的分压趋近于水面上的全压，其 它气体的分压便趋于零，其它气体在水中的 浓度就会趋近于零。这样我们得到热力除氧 的方法，即将水加热至饱和温度，使水中溶 解气体的分压趋近于零从而达到除氧目的。
4
4.1 热力除氧的原理
• 热力除氧原理是建立在亨利定律和道尔顿
定律基础上的。根据亨利定律，单位体积
中溶于水中的气体量与水面上该气体的分
压力成正比，即
b k pb p
• 式中，p为水面上气体混合物的全压，MPa；
b为气体中水中的溶解量；k为亨利系数，它
与气体种类与温度有关。
5
• 道尔顿定律表述为：混合气体的总压等于 各种气体组分分压力之和，对于除氧器， 写为
28
• 辅助给水泵在除氧给水箱的水源处从水平衡 管接出（管径Ф219×6mm），从水平衡管 引出一条Ф273×7mm的管道供除氧循环泵 用水。在下水管处还设置加N2H4装置，运 行中加联氨进行化学除氧，使进入蒸发器的 水含氧量小于5ppb。
25
• 三条主要进水管：Ф457×10mm的凝结水、 Ф406.8×8.8mm的三号高加疏水和 Ф273×7.1mm的汽水分离器疏水分别进入 一、二号除氧器。除氧器所用蒸汽在正常运 行中由低压缸第一级抽气供给，启动及低负 荷时由辅助蒸汽系统供汽。蒸发器疏水经扩 容器后的蒸发由Ф159×4.5mm管道直接接 在除氧器的汽侧平衡管上。
• 3）采用蒸汽在水中鼓泡、减少水的表面张 力等措施改善深度除氧效果。
核电厂重要厂用水系统换热器热力性能评价方法分析
1502019.7MEC 经营战略MODERNENTERPRISECULTURE一、现有换热器评价方法分析（一）对数平均温度法依据换热器数设计原理及传热学的理论，换热器的传热系数是与换热器结构参数、板片参数、实际运行工况下冷热流体的流量及入口温度相关的参数。
基于传热系数的影响因素，结合核电厂对换热器换热能力的多种工况要求，计算出换热器传热系数的最低安全限值，进而求得传热系数的评价标准值。
这种评价方法理论基础的核心是假定传热系数K 与流体温度、压力和流量无关。
在板式换热器工作的参数范围内，将式中R W、h 1和视为常数，则传热系数K 就是只与换热器污垢热阻E 有关的参数。
将实测参数求出的传热系数值与验收标准值对比，只要满足实际计算值大于验收准则值，即可证明换热器满足安全准则要求。
这种评价方法的优点在于计算方法简单，在大亚湾等核电运行经验来看，评价比较准确。
但是，这种评价方法的问题是比较明显的。
根据相关文献的描述，流量对传热系数的影响很大，不能忽略。
Alfa Laval 给某核电站提供的冷侧流体流量与传热系数曲线，从中可以看出：在热流体流量、温度冷流体入口温度不变的前提下，传热系数随冷流体流量增加变大。
对数平均温度法之所以在部分核电中得以广泛应用，其关键在于在这些核电厂中，换热器的冷热流体流量基本处于设计流量下运行，流量波动范围很小，采用对数平均温度法计算的传热系数基本能够表征换热器的污垢情况。
（二）换热计算本文为理论计算，不考虑系统实际运行带来的影响。
利用传统换热计算公式，初步试算出海水温度T 0在-2.5℃～15℃时，回流海水流量为2800~3000m 3/h 之间，可保证SRI 侧设备冷却水出口温度控制在15℃～36.5℃之间。
Q=A×K×LMTD 传热公式：Q=m×C×△T →△T=Q/(m×C)式中Q：传热量，SRI 侧为放热，SEN 侧为吸热；A：换热面积；K：总传热系数，为了更好地与实际运行相符，总传热系数从设备供应商处取得；LMTD：平均对数温差，其中，T SRIin 表示SRI 侧进水温度，T SRIout 表示SRI 侧出水温度，T SENin 表示SEN 侧进水温度，T SENout 表示SEN 侧出水温度；m：热交换介质的质量流量；C：热交换介质的比热；△T：热交换介质的温度变化。
核电厂的性能指标
核电厂的性能指标在C －2的合同中出现效率、热耗率、可利用率和容量因子等，这些术语是什么含义呢？其中效率是电站的热经济性指标，可利用率和容量因子是电站的可运行性指标。
1、电厂总效率ηel电厂总效率定义为发电机输出电功率N el 与反应堆热功率Q r 之比（二者均以kW 为单位）：ge m mp oi t sg l r elel Q N ηηηηηηηη⋅⋅⋅⋅⋅⋅==式中的各项效率指标为热力系统及各项设备的效率，分别讨论如下:ηl :一回路的能量利用系数，表示为反应堆热功率）热功率核蒸汽供应系统（NSSS =r s Q Q 核蒸汽供应系统的热功率包括反应堆热功率、主泵和稳压器电加热器产生的热量，但要扣除核蒸汽供应系统边界内的热损失。
ηsg :蒸汽发生器效率(0.98～0.99)，其中蒸汽发生器的热损失包括其对环境的散热及排污水带走的热量。
蒸汽发生器对环境的散热一般不超过1%，排污水带走的热量可由下式得到：Q bl =q m ,bl (h bl -h rw ) 。
这里q m ,bl 是蒸汽发生器的排污量，kg/s,h bl ,h rw 分别为排污水和生水的比焓。
表示为 核蒸汽供应系统热功率率蒸汽发生器二次测热功=r sg Q Q ηt ：理想郎肯循环热效率(0.40～0.54)，表示为率蒸汽发生器二次测热功汽轮机输出理论功率=sg a Q N 在热能向机械能的转化过程中，按照热力学定律，即使最理想的转化过程，热能也不可能完全转变成机械能，热损失总是存在的。
循环水的水温降低，有利于提高热力循环的效率，所以在合同中规定机组的参数担保值要在21℃的循环水温。
ηoi ：汽轮机相对内效率(0.80～0.88)，表示为汽轮机理论输出功率汽轮机输出内功率=a i N N ηmp ：管道热损失系数（0.98～0.99）, 考虑全厂管道散热损失。
表示为 汽轮机输出内功率汽轮机实际内功率=i i N N ' ηm ：汽轮机组机械效率(0.96～0.99), 表示为汽轮机实际内功率汽轮机输出有效功率='i e N N ηge ：发电机效率(0.97～0.98),考虑发电机的电气损失及机械摩擦，定义为 汽轮机输出有效功率发电机输出功率=e el N N 2、电厂净效率 ηnet电厂净效率定义为电厂输出净功率与反应堆热功率之比。
核电站冷却系统中某型换热器的传热性能分析
核电站冷却系统中某型换热器的传热性能分析核电站的冷却系统是保障核反应堆运行稳定的重要组成部分，而某型换热器是其中至关重要的设备之一。
本文将对该型换热器的传热性能进行分析，并探讨如何提高其效率。
首先，让我们来了解一下核电站的冷却系统。
核电站的冷却系统主要由冷却塔、泵组、管道和换热器等组成。
其中，换热器的作用是将核反应堆内产生的热量传递给冷却水，使其在一定温度范围内保持稳定。
如果换热器的传热性能不理想，将会影响核电站的运行效率和安全性。
该型换热器通常采用壳管式结构，壳体内部通过一系列的管子将冷却水引入，热交换通过管内热流与外壳内的冷却水之间的传热实现。
传热性能的好坏直接关系到换热器的效率和节能性。
因此，对该型换热器的传热性能进行深入分析非常重要。
首先，我们可以从换热器的传热原理入手。
换热器的传热原理主要是依靠热量从高温区域传递到低温区域。
在该型换热器中，冷却水从一侧流过，吸收热流后变热，再从另一侧流出，实现传热效果。
这种传热方式称为对流传热。
我们可以通过分析对流传热的具体过程，深入理解该型换热器的传热性能。
换热器的传热过程中，流体的流动状态对传热性能有重要影响。
换热器内部的流动状态可以分为层流和湍流两种情况。
在层流状态下，流体在管内的运动相对较平稳，热量的传递较为稳定。
在湍流状态下，流体在管内的运动变得复杂，流速和温度分布都会发生变化，热量传递更加充分。
一般来说，湍流状态下的换热效果要好于层流状态。
因此，通过合理设计换热器的结构和流道，可以使流体在管内尽量维持湍流状态，提高传热效率。
此外，换热器的传热性能还与传热介质的性质有关。
传热介质的物性参数，如热导率、比热容和密度等，都会直接影响传热的速率和效果。
一般来说，热导率越大、比热容越小的传热介质，传热性能越好。
因此，在设计换热器时，应选择热传导性能较好的材料，以提高传热效率。
除了以上因素，换热器的传热性能还受到流体流速、温度差、壳程和管程的设计参数等因素的影响。
分析热力学循环在核能发电中的运行特性
分析热力学循环在核能发电中的运行特性热力学循环在核能发电中的运行特性核能发电作为一种清洁、高效的能源形式，已经广泛应用于世界各国的能源供应体系中。
而在核能发电的过程中，热力学循环起着至关重要的作用。
热力学循环是指将热能转化为机械能的过程，而在核能发电中，热力学循环的运行特性对于发电效率和安全性都有着重要影响。
首先，我们来看一下核能发电中常用的热力学循环——朗肯循环。
朗肯循环是一种理想化的热力学循环，它由四个过程组成：加热过程、膨胀过程、冷却过程和压缩过程。
在核能发电中，核反应堆中的核燃料发生裂变，产生大量的热能，这个过程相当于朗肯循环的加热过程。
通过核反应堆中的燃料棒，热能被传递给工质（通常是水），使其蒸发成为高温高压的蒸汽。
这个蒸汽会驱动涡轮机转动，从而产生机械能。
机械能通过发电机转化为电能，供应给电网。
之后，蒸汽会被冷却成为液态水，然后再次被泵送到核反应堆中进行循环。
在核能发电中，热力学循环的运行特性对于发电效率至关重要。
首先，热力学循环的效率可以通过热效率来衡量。
热效率是指从燃料中提取的能量与输入的热能之比。
在核能发电中，核燃料的裂变释放出的热能可以被最大限度地利用，因此核能发电的热效率通常较高。
然而，为了提高热效率，还需要考虑循环中的损失。
例如，蒸汽在涡轮机中膨胀时会产生一定的摩擦损失和泄漏损失，这些都会降低热力学循环的效率。
因此，设计合理的涡轮机和管道系统对于提高核能发电的效率至关重要。
其次，热力学循环的运行特性还与工质的选择密切相关。
在核能发电中，常用的工质是水蒸汽。
水蒸汽具有较高的沸点和蒸发潜热，使其能够在高温高压下工作。
此外，水蒸汽在循环过程中的相变过程也可以提供额外的热能。
然而，水蒸汽的运行温度范围和压力范围是有限的，这限制了核能发电的热效率。
因此，一些新型的工质，如超临界二氧化碳，正在被研究和应用于核能发电中。
超临界二氧化碳具有较高的临界温度和压力，可以在更高的工作温度下运行，从而提高核能发电的效率。
核电厂的性能指标
核电厂的性能指标在C －2的合同中出现效率、热耗率、可利用率和容量因子等，这些术语是什么含义呢？其中效率是电站的热经济性指标，可利用率和容量因子是电站的可运行性指标。
1、电厂总效率ηel电厂总效率定义为发电机输出电功率N el 与反应堆热功率Q r 之比（二者均以kW 为单位）：ge m mp oi t sg l r elel Q N ηηηηηηηη⋅⋅⋅⋅⋅⋅==式中的各项效率指标为热力系统及各项设备的效率，分别讨论如下:ηl :一回路的能量利用系数，表示为反应堆热功率）热功率核蒸汽供应系统（NSSS =r s Q Q 核蒸汽供应系统的热功率包括反应堆热功率、主泵和稳压器电加热器产生的热量，但要扣除核蒸汽供应系统边界内的热损失。
ηsg :蒸汽发生器效率(0.98～0.99)，其中蒸汽发生器的热损失包括其对环境的散热及排污水带走的热量。
蒸汽发生器对环境的散热一般不超过1%，排污水带走的热量可由下式得到：Q bl =q m ,bl (h bl -h rw ) 。
这里q m ,bl 是蒸汽发生器的排污量，kg/s,h bl ,h rw 分别为排污水和生水的比焓。
表示为 核蒸汽供应系统热功率率蒸汽发生器二次测热功=r sg Q Q ηt ：理想郎肯循环热效率(0.40～0.54)，表示为率蒸汽发生器二次测热功汽轮机输出理论功率=sg a Q N 在热能向机械能的转化过程中，按照热力学定律，即使最理想的转化过程，热能也不可能完全转变成机械能，热损失总是存在的。
循环水的水温降低，有利于提高热力循环的效率，所以在合同中规定机组的参数担保值要在21℃的循环水温。
ηoi ：汽轮机相对内效率(0.80～0.88)，表示为汽轮机理论输出功率汽轮机输出内功率=a i N N ηmp ：管道热损失系数（0.98～0.99）, 考虑全厂管道散热损失。
表示为 汽轮机输出内功率汽轮机实际内功率=i i N N ' ηm ：汽轮机组机械效率(0.96～0.99), 表示为汽轮机实际内功率汽轮机输出有效功率='i e N N ηge ：发电机效率(0.97～0.98),考虑发电机的电气损失及机械摩擦，定义为 汽轮机输出有效功率发电机输出功率=e el N N 2、电厂净效率 ηnet电厂净效率定义为电厂输出净功率与反应堆热功率之比。
热电厂热力过程及效率分析
热电厂热力过程及效率分析第一部分：热力学基础热电厂是以蒸汽为工质的一个热力系统，因此，对热电厂的分析必须建立在热力学定律及理想热力循环的基础上。
一、热力学的基本概念：1．热力系：在分析热力过程或现象时，常从若干物体中取出需要研究的对象，这被取出的研究对象称为热力系。
热力系可以是元件或设备，也可以是系统或空间。
在同一个大的热力系统中，因研究问题的不同所选择的热力系也不同。
以热电厂为例，可以把锅炉、汽轮机或单独一部分蒸汽管道作为一个热力系研究锅炉运行、汽轮机运行或管道损失问题，也可以把锅炉、管道及汽轮机共同作为一个热力系研究发电供汽过程存在的问题。
外界：热力系以外的物质世界统称为外界或环境；边界：热力系与外界的分界面称为边界；因此热力系即为由界面包围的作为研究对象的物体的总和。
按热力系与外界进行物质、能量交换的情况不同，热力系主要有：闭口系：热力系与外界无物质交换；开口系：热力系与外界之间有物资交换，或者说有物质穿过边界。
按热力系绝热系：热力系与外界无热量交换；孤立系：热力系与外界既无能量交换又无物质交换；2.热力过程与热力循环：2.1概念：热力系状态连续变化的过程称为热力过程。
热力系统从一个初态出发经历一系列状态变化后又回到初始状态封闭的热力过程，称为热力循环。
2.2工程中常见的两类热力循环：P热能动力和制冷装置热机的经济性用热效率衡量，等于净功与向循环输入的热量比，η=W/Q0热力循环二、热力学第一定律：1.第一定律的实质：热力学第一定律是能量守恒与能量转换定律在热力学中的具体体现。
热力学第一定律：在任何发生能量传递和转换的热力过程中，传递和转换的能量的总量保持恒定不变。
“永动机是不可能制造成功的”。
2.热力过程的两种能量传递方式：热力系与外界传递能量的方式有两种：作功和传热。
2.1功：力学中功的定义为物体所受的力与沿力的方向所产生的位移之积。
δW=F.dx在热力学中功的定义为：功是物系间相互作用而传递的能量，当系统完成作功时，其对外界的作用可用在外界举起重物的单一效果来代替。
某核电机组冬夏季工况热力浅析和提高电站经济效益方法的研究
某核电机组冬夏季工况热力浅析和提高电站经济效益方法的研究发布时间：2022-11-25T09:21:23.579Z 来源：《工程建设标准化》2022年第14期第7月作者：沈斌[导读] 某核电机组根据海水温度的不同分成冬季工况和夏季工况，两种工况各有特点沈斌中核核电运行管理有限公司对外服务处浙江嘉兴 314300 摘要:某核电机组根据海水温度的不同分成冬季工况和夏季工况，两种工况各有特点。
提高核电站经济效益，可以通过运行和管理两个方面的改进。
本文通过分析冬夏季工况不同特点并引述了几种提出提高电站经济效益的方法。
关键词：冬夏季；效率；经济效益一、某核电机组热力系统综述核电厂的热力系统包括反应堆、蒸汽发生器、汽轮机、凝汽器、加热器以及相关的泵、阀门和管道。
以下是典型的核电厂热力系统简图（见图1.1）：图1.1 典型的核电厂热力系统简图该核电站所处地理位置，气候属于亚热带湿润气候，四季分明。
所以冬夏季工况有很大区别，冬季工况海水温度较低，机组可以维持足够的真空来满负荷发电；夏季工况则受限于海水温度过高，只能以较低的功率发电。
二、该核电机组冬夏季工况热力分析在作分析时，时间上取1h进行计算。
以下是具体计算方法： 1、反应堆释热Qa1 Qa1=Pa*t（Pa是核功率MW/h，t是时间h） 2、蒸汽发生器二次侧吸收的热量Qc1 Qc1=(hz’’-hg)*mg (mg是给水质量流量，hz’’是给水变蒸汽的焓，hz’是蒸汽发生器的水在饱和温度下的焓，hg是给水进蒸汽发生器前的焓)3、汽轮机做功W W=(hj-hg+hd-hn)*mw(hj是汽机调节级前蒸汽的焓，hg是汽轮机高压缸出口焓，hd是低压缸入口焓，hn是低压缸出口焓，mw是汽机蒸汽质量流量)4、一二回路能量转换效率n1 n1=Q1/Qc15、电站综合效率n n=We/Qa1具体数据和计算结果详见表2.1从上表不难看出，夏季工况下机组效率明显低于冬季工况下机组的，这个主要原因是由于夏季海水温度较高冷却效果较差，使得凝汽器真空较低，从而凝汽器中饱和温度较高，造成汽轮机中总的焓降减少，热量损失增大。
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热偏差法；
等效焓降法； 循环函I）曾经是世界核营运者协会（WANO）用来衡量核电站 管理业绩的性能指标之一，它反应了核电站管理者在提高电站热经 济性方面所做的努力。与热效率等技术指标不同的是，它是一个管 理指标。
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TPI定义 热性能指标定义为最佳可达毛热耗与实际毛热耗的修正平均值之比， 用百分数表示。
在一定程度上能够反映机组提高热效率的潜力，可以指导我们努力 使机组发挥最大的运行能力。
但TPI只能从总体上反映机组的运行情况，不能说明具体系统的性能。 即使热性能值很低，也无法单从该值判断是哪个环节的问题。若要 反映具体设备、系统的性能情况还必须使用其他的指标。
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请指正。 谢谢！
SG pc p hT hh ht h ct
B
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CD
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hw
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海南核电
秦山二期常规岛热力系统图 α
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α 7 h7 7#
α 6 h6 6#
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除氧器
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最佳可达毛热耗BAHR
额定循环冷却水温度下，功率为100%时电站所能获得的最小或最佳 毛热耗，单位为kJ/kWh。
实际毛热耗的修正平均值AAHR
由月度中每周的正常在线设备试验中获得，单位为KJ/KWh。这个修 正平均值应将月度中的每周数据加以平均。
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TPI的意义与局限性 该指标的最大优点是即使海水温度或者功率水平不同，也可以互相 比较而反映机组运行情况的好坏，这点是机组的效率指标所不能反 映的。
p 0T 0h 0
T
SG h fw pc h ct
CD FP
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工质（水）在蒸发器SG中定压加热、 汽化（T-s图中4-5-1）后，进入汽轮 机T中定熵膨胀作功（1-2），做完功 的蒸汽排入凝汽器CD，定压凝结成 水，即循环的冷端损失（2-3），凝 结水经给水泵FP定熵压缩后进入蒸发 器（3-4），进行热力循环。
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T
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p0T 0h0 a1h1t a2h2t a3h3t
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带中间再热系统的热力循环
p 0T 0h 0 p rT rh r
T
MLT
p 0T 0h 0
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RH
HT
p hT hh ht
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α 1 h1 1#
补 水 11 5.9 t/h
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秦山二期常规岛热力系统图 汽轮机有7级抽汽；回热系统包括3级低压加热器、三级高压加热器 和一台除氧器。1、2级低加为三列并联连接的复合式加热器，第3级 低加为3A、3B并列运行。三级高加也是A、B两列加热器并列运行。 高低压加热器均为疏水逐级自流；再热系统包括两台并列运行的汽 水分离二级再热器；主给水泵为电动给水泵。
h
热耗率HR：热耗是判断汽轮发电机组热力循环和运行情况的主要经 济指标。它的定义是每生产1kW〃h电所消耗的热量。
HR
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0
kJ / kW
h
指的是蒸汽在锅炉的吸热量 。
Pel
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秦山二期汽轮机简介
秦山第二核电厂汽轮机是哈汽与美国西屋公司联合设计、合作制造 的600MW级核电机组，是一台单轴、四缸六排汽带中间汽水分离再 热器的反动凝汽式汽轮机，型号为HN642-6.41。 该汽轮机有一个高压缸，三个低压缸，均为双流式。四个高低压缸 转子通过刚性联轴器接成一个轴系，再通过刚性联轴器与发电机转 子相联。汽轮机的旋转方向为顺时针方向（由汽机向发电机看）， 工作转速为3000转/分。
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常规电厂纯凝汽式汽轮机组的热力循环
p 0T 0h 0
T
pc h ct
B CD
h fw
FP
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工质（水）在锅炉B中定压加热、汽 化和过热（T-s图中4-5-6-1）后，进入 汽轮机T中定熵膨胀作功（1-2），做 完功的蒸汽排入凝汽器CD，定压凝 结成水，即循环的冷端损失（2-3）， 凝结水经给水泵FP定熵压缩后进入锅 炉（3-4），进行热力循环。
h 0 h ct h 0 h fw
即：
t
Ht Q0
100 %
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循环效率 对于常规电厂，为提高机组循环效率，可以简单采取如下措施： 提高蒸汽初参数；
降低蒸汽终参数。
但以上两种方式主要受到材料限制，因此电站一般采用给水回 热系统和中间再热系统来提高循环效率。
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带给水回热系统的热力循环
因此，适用于火电厂的热经济指标和热力系统性能分析方法经过 有针对性的改进也可用于核电厂。
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理想蒸汽热力循环（朗肯循环）：
压水堆核电站常规岛与常规火电站的热力循环有一些不同之处，其 中一点就是主蒸汽参数不同，常规火电站为过热蒸汽，而压水堆核电站 主蒸汽为饱和蒸汽。所以两者的朗肯循环T—s（温—熵）图是不一样的。
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压水堆核电厂常规岛的热力循环
T
5 4 3 1 p 0T 0h0
4-5-1：在蒸发器中定压加热、汽化； 1-2：进入汽轮机T中定熵膨胀作功；
hfw hw 2
h
ct
2-3：乏汽排入凝汽器CD，定压凝结 成水；
s
3-4：经给水泵FP定熵压缩后进入蒸 发器。
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循环效率 循环效率t表示每千克工质在循环中作的理想净功Wt与从锅炉（蒸发 器）吸收的热量Q0之比。
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效率 毛电效率η ：发电机输出功率Pel与反应堆热功率Pth之比
Pel Pth 100 %
净效率η′需减去厂用电功率Pei
'
Pel Pei Pth 100 %
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热经济性指标
汽耗率SR ：汽耗是机组每生产1kW〃h电所需要的蒸汽量
SR qm0 Pel
kJ / kW
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核电厂汽轮机的特点 新蒸汽参数在一定范围内变化； 新蒸汽参数低，且多用饱和蒸汽；
理想焓降小，容积流量大；
汽轮机中积聚的水分多，容易使汽轮机组产生超速。
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热力系统性能分析，常称为热经济性分析，其实质是在当前边界条 件下运行参数应达值已知的前提下，对各运行参数偏离其应达值对 热力系统的热力循环经济性指标影响的定量分析。 常用的热经济性分析方法有： 常规热平衡法；
核电厂效率与热力系统性能分析
2012-10-20
一、概述
二、汽轮机组的热力循环与效率
三、汽轮机相关概念 四、热力系统性能分析 五、机组的热性能
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随着设计水平的提高，管理经验的丰富，核安全已经可以得到足 够的保证，在此基础上，常规岛热力设备性能的维护及热力循环效率 的提高应逐步成为工作的一个重点。 压水堆核电站常规岛热力循环与常规火电站热力循环相比，除主 蒸汽参数和蒸汽再热系统以外，基本类似。
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常规电厂纯凝汽式汽轮机组的热力循环
T
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4-5-6-1：定压加热、汽化和过热； 1-2：汽轮机中定熵膨胀作功； 2-3：乏汽排入凝汽器CD，定压凝结 成水； 3-4：经给水泵FP定熵压缩后进入锅炉。
s
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压水堆核电厂常规岛的热力循环