CNP1500压水堆核电站热力计算及二回路热力系统初步设计--毕业论文.docx

华北水利水电大学毕业设计
目 录
摘 要 I
Abstract III
第1章 绪论 1
1.1 研究背景及意义 1
1.2 国内外研究现状及发展趋势 2
1.3二回路热力系统简介 3
1.4 主要研究工作 4
第2章 计算方法及工况的选取 5
2.1 计算方法的选取 5
2.2 工况选定 6
2.2.1 汽轮机机组各工况简介 6
2.2.2本设计的工况选定 6
第3章 CNP1500压水堆核电站热力计算 7
3.1 计算目的及主要内容 7
3.2 计算所需原始资料 7
3.2.1 电厂原始参数 7
3.2.2 其他数据 8
3.2.3 简化条件 9
3.3 热平衡法分析计算 9
3.3.1 汽轮机进汽参数计算 9
3.3.2 凝汽器参数计算 9
3.3.3 制作回热系统汽水参数表 9
3.3.4 制作系统汽态线 11
3.3.5 定功率法原则性热力计算 12
第4章 二回路热力系统初步设计 23
4.1 主蒸汽系统（一次蒸汽系统） 23
4.1.1 设计概述 23
4.1.2 系统功能 23
4.1.3 系统设计分析 24
4.2 再热蒸汽系统 24
4.2.1 设计概述 24
4.2.2 系统功能 25
4.2.3 主要系统设备 25
4.2.4 正常运行工况 26
4.2.5 低负荷工况 27
4.3 给水回热系统 27
4.3.1 设计概述 27
4.3.2 系统功能 28
4.3.3 系统设计分析 29
4.4 旁路系统 31
4.4.1 设计概述 31
4.4.2 CNP1500的旁路系统 31
4.4.3 系统功能 32
4.4.4 系统的控制模式 32
4.5 加热器疏水系统 33
4.5.1 设计概述 33
4.5.2 疏水方式 33
4.5.3 危机疏水 33
4.5.4 排汽系统设计 34
4.6 蒸汽发生器排污利用系统 34
4.6.1 设计概述 34
4.6.2 系统功能 34
4.6.3 系统示意图 35
4.6.4 控制阀、隔离阀及放射性监测点 35
4.6.5 系统运行 36
4.7 辅助蒸汽系统 36
4.7.1 设计概述 36
4.7.2 系统功能 36
4.8 凝结水系统 37
4.8.1 设计概述 37
4.8.2 系统组成及阀门的布置 37
第5章 各蒸汽管道的管径计算及选型 38
5.1 管径的选取 38
5.1.1 相关计算公式 38
5.2 具体管道管径计算 38
5.2.1 主蒸汽相应管道 38
5.2.2高压加热器H1相关抽汽管道计算 40
5.2.3 除氧器H2抽汽管道相关抽汽管道计算 41
5.2.4 低压加热器H3相关抽汽管道计算 41
5.2.5 低压加热器H4相关抽汽管道计算 42
5.2.6 低压加热器H5相关抽汽管道计算 42
5.2.7 低压加热器H6相关抽汽管道计算 43
5.2.8 各蒸汽管道和抽汽管道管径 43
5.3 管材选取 44
5.3.1 管材选取特点 44
5.3.2 管材选取原则 45
5.3.3 各管道材料的选择 45
第6章 总结与展望 47
参考文献 49
致 谢 50
附 录 51

IV

CNP1500压水堆核电站热力计算及
二回路热力系统初步设计
摘 要
本设计分为三个部分，分别进行了CNP1500压水堆核电站热力计算及二回路热力系统初步设计。第一部分是依据特定的CNP1500机组的原始资料，选定阀门全开功率工况，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，进行原则性热力系统计算。其计算过程：依据给定原始数据，制作机组回热回热系统计算点参数表，对汽轮机总汽耗量进行估算，然后分别对高、低压加热器组进行各设备的汽耗量进行计算，最后进行汽轮机总汽耗量的校验。
第二部分是根据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，对本机组的各个局部系统展开探讨和分析。第三部分是依据《管道规定》推荐的管道介质流速，利用连续方程对各蒸汽管道尺寸的进行计算，然后查阅相关国家标准和规范，根据各管道的使用条件 (包括设计温度、设计压力、工作介质类别)、经济性、材料的焊接及加工等特性的不同来选取不同的材料和用钢型号。
本设计通过二回路热力系统的计算结果，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，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实际的指导意义。各管道的尺寸、选材直接影响核电厂的使用寿命和经济性。想要核电厂经济，安全的运行。就要深入计算研究二回路热力系统。

关键词：CNP1500，二回路，热力计算，管径，热力系统设计

CNP1500 PWR THERMODYNAMIC CALCULATION AND SECONDARY LOOP PRELIMINARY DESIGN
Abstract
This design is about the thermodynamic calculation of CNP1500 PWR nuclear power plant and the preliminary design of the secondary circuit thermodynamic system.The paper mainly divided into three steps. The first part is thermodynamic system calculation based on the raw data of specific CNP1500 unit to selected the full power operating conditions of the valve, and the conventional thermal equilibrium analysis method, the conventional manual calculation method together with the fixed value Pe of the electric power of the steam turbine generator set are used.The calculation procedures are as follows: first, making the calculation point parameter table of The Power Plant Regenerative System according to the given initial data in order to estimate the total steam of steam turbine consumption. And then the steam consumption of each equipment in the high and low pressure heater group was calculated separately.Finally, check the total steam consumption of steam turbines.
The second part is to design the thermal system which can meet the needs of the entire operation based on the characteristics and operation specifications of CNP1500 unit. And then discuss and analysis each local system of the unit.Last but not least, the third part is to calculate the dimensions of each steam pipe according to the pipeline medium flow rate recommended by “Regulation Of Pipeline”and the continuity equation. Then, consult the related national standards and specifications to select different materials and steel models of the piping according to the operating conditions of the pipeline (including the design temperature, design pressure, the working medium category), the economic , welding and processing of materials and other characteristics.
Through the calculation results of the thermal system of the second circuit, the main factors which affect the thermal economy of the whole nuclear power plant in its system structure can be determined. It has an important guiding significance to improve the design of the thermal system, educe fuel consumption, improve the economic and safety index of the power plant. There is no doubt that the size and material selection of the pipelines directly influence the service life and economic of the nuclear power plant. More attention should be paid into thermal system of the second circuit in order to ensure the economic and safe operation of nuclear power plant.

Key Words: CNP1500, The second circuit, Thermodynamic calculation, Pipe diameter Thermodynamic system

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㶲分析法。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，应用㶲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。

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

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。
第2章 计算方法及工况的选取
2.1 计算方法的选取
全厂原则性热力系统的计算方面有很多，按照不同的分类方式可以有四种分发，首先是热力学定律中的方法，比如热力学第一定律常规法，第二定律的熵方法，等效热降（焓降）法，循环函数法，等效抽气法等；其次是计算工具的不同，可以分为常规手工计算法，计算机编程在线计算和离线计算法；还有参数给定的，定功率法和定流量法；最后是热平衡情况的不同又分为正热平衡计算法，反热平衡计算法。当然分类方法还有很多，比如设计计算的不同，校核计算的不同，还包括正常工况和变工况的计算等。
表2-1 汽轮机组三种工况
简介工况类型
英文简称
工况特点
额定功率（铭牌功率）工况
TRL
在额定的主蒸汽及再热蒸汽参数、背压绝对压力，补给水率3％以及回热系统正常投入条件下，发电机输出的功率。此时调节阀应仍有一定裕度，以保证满足一定调频等需要。 在所述额定功率定义条件下的进汽量称为额定进汽量。
最大连续功率工况
T－MCR
在额定功率条件下，但背压为考虑年平均水温等因素确定的背压，（设计背压）补给水率为0％的情况下，该功率也可作为保证热耗率和汽耗率的功率。
阀门全开功率工况
VWO
是指汽轮机在调节阀全开时的进汽量以及所述T-MCR定义条件下发电机端输出的功率。一般在VWO下的进汽量至少应为额定进汽量的1.05倍。此流量应为保证值。
用常规的手工计算，以汽轮发电机组的电功率Pe为定值，通过计算求得所需的蒸汽量，这种计算方法称为定功率计算法。
本设计的计算方法是基于热平衡分析法，采用最基本的常规手工计算法，给定汽轮发电机组的电功率值，然后通过一系列的计算，得出最终所需的蒸汽量，最后对计算结果进行校验。
2.2 工况选定
2.2.1 汽轮机机组各工况简介
汽轮机选着的工况有：汽轮机额定工况(TRL)、汽轮机最大连续出力工况(TMCR)、汽轮机调节阀全开工况(VWO)。表2-1对汽轮机三种工况进行简单介绍。
2.2.2本设计的工况选定
本设计选定阀门全开工况（VWO）作为分析工况,即：汽轮机在阀门全开，额定进气参数和背压、回热系统正常投运，机组能连续运行的工况；众所周知，核电始终把安全放在第一位，因此，为了使热力系统设计的更加稳定安全。阀门全开工况（VWO），可以说是最大工况。汽轮机在实际运行中，功率是处于波动状态的，选用VWO工况，并以此选材，如管道、阀门，会使系统更加安全稳定的运行。
第3章 CNP1500压水堆核电站热力计算
3.1 计算目的及主要内容
发电厂原则性热力系统计算是全厂范围的，可简称为全厂热力系统计算，是回热系统热力计算（即机组原则性热力计算）的扩展，与之既有联系又有区别。
在热力发电厂的设计和运行中，常需要进行全面性的全厂热力系统计算。例如：(1)新型汽轮机本体的定型设计；(2)论证发电厂原则性热力系统的新方案；(3)设计电厂采用非标准设计；(4)扩建电厂或设备更换时，新旧设备共用的热力系统等。
发电厂原则性热力系统计算的主要目的是：确定电厂在某一各运行工况时的各项汽水流量及其相应的参数。分析该发电厂的安全性和经济性需要在不同工况下的发电量、供热量及其全发电的厂热经济指标，这同样需要热力系统计算。根据该最大负荷工况时的计算结果，作为蒸汽发生器、热力辅助设备和管道选取及其附件的凭证。
依据特定的CNP1500机组的原始资料，进行原则性热力系统计算，主要计算参数包括：蒸汽发生器给水流量、给水泵有效输出功率、给水泵汽轮机理论功率、给水泵汽轮机耗汽量、低压给水加热器抽气量、低压缸耗汽量、再热器加热蒸汽量、高压给水加热器抽汽量、汽水分离器疏水流量、除氧器耗汽量、高压缸出口排气总流量、高压缸耗汽量、二回路系统总蒸汽耗量、对计算数据的校核。
3.2 计算所需原始资料
全厂原则性热力系统计算所需要的原始资料为：拟定的发电厂原则性热力系统图，选取相应工况下热力计算工所需要的有关数据。在热平衡计算图上标出该工况下的蒸汽、再热蒸汽、排汽参数值（压力、温度、焓、流量），各级回热抽汽的参数，各级回热加热器的进出口水焓及其疏水焓，以及轴封系统的有关数据。
还要有辅助系统的有关数据。根据《设规》选取汽水损失率[15]，合理选取有关压损和散热损失以及、。
3.2.1 电厂原始参数
反应堆冷却剂系统的运行压力Pc =15.5MPa，二回路给水泵出口压力为7.56MPa，凝结水泵出口压力为2.45MPa，蒸汽发生器的运行压力为Ps=6.17MPa，凝汽器运行压力Pcd=5.437kPa。新蒸汽压力6.62MPa，高压缸蒸汽焓值h’h,is=2812 kJ/kg。汽轮机额定功率：1500MW，汽轮机排汽焓： hc =2241.68 kJ/kg
回热加热系统参数
（1）给水泵效率：
（2）排汽焓:
系统共有6级抽汽，对应1个高压加热器，4个低压加热器和1个除氧器，汽点压力和干度分别如表3-1所示。系统共有二级汽水分离再热器，再热后蒸汽进入低压缸，对应压力为0.7063MPa，温度为263.33℃。
表3-1 回热加热系统的原始汽水参数
级数
压力（MPa）
干度（%）
1
0.055
89.67
2
0.093
94.33
3
0.332
96.21
4
0.692
98.67
5
1.556
88.45
6
2.089
90.56
3.2.2 其他数据
(1) 轴封比焓：；
(2) 高压缸轴封：；
(3) 高压缸端部轴封：；
(4) 低压缸端部轴封：；
(5) 小汽轮机轴封：；
(6) 引至H6的轴封汽：；
(7) 汽轮机机械效率：；
(8) 发电机效率：；
(9) 凝汽器补充水：；
(10) 主汽阀调节阀泄漏：；
(11) 低压缸门杆漏气：；
(12) 高、低压加热器效率：。
3.2.3 简化条件
(1) 忽略加热器、除氧器和抽汽管道的散热损失；
(2) 忽略蒸汽发生器排污。
3.3 热平衡法分析计算
3.3.1 汽轮机进汽参数计算
(1) 主蒸汽参数
主汽阀前压力：，主蒸汽比焓。
主汽门后压力：，
。
(2) 再热蒸汽参数
汽水分离再热器前蒸汽参数：
，，
查水蒸汽性质表得，

3.3.2 凝汽器参数计算
凝汽器压力：，
干度：，
排汽焓：
3.3.3 制作回热系统汽水参数表
CNP1500压水堆核电厂机组回热计算点汽水参数分别如表3-2和表3-3所示。
计算方法：
(1) 根据导师给定的原始参数，即CNP1500汽轮机组6级抽汽压力以及抽汽干度，查水和水蒸汽性质表，得出各级加热蒸汽的抽汽比焓以及抽汽压力下的饱和水温以及饱和水比焓。
表3-2 H1、H2、H3、H4、H5计算点汽水参数
项目
符号
单位
H1
H2
H3
H4
H5
抽汽压力
pj
MPa
2.089
1.556
0.692
0.332
0.093
抽汽压损
∆pj
％
2
5
5
5
5
加热器汽侧压力
p'j
MPa
2.04722
1.4782
0.6574
0.3154
0.08835
抽汽干度
X
％
90.56
88.45
98.67
96.21
94.33
抽汽比焓
hj
kJ/kg
2621.74
2568.07
2734.77
2647.94
2543.45
饱和水温
ts
℃
213.57
197.6
162.44
135.24
96.18
饱和水比焓
h'j
kJ/kg
914.04
841.6
686.18
568.8
402.99
加热器上端差
θ
℃
3
0
2.5
2.5
2.5
加热器出口水温
Ti
℃
210.57
197.6
159.94
132.74
93.68
加热器进口水温
T'i
℃
198.96
159.94
132.74
93.68
79.92
加热器水侧压力
Pi
Mpa
7.56
1.556
2.45
2.45
2.45
加热器出口水焓
hwj
kJ/kg
902.3
841.62
676.39
559.54
394.27
加热器进口水焓
Hwj+1
kJ/kg
850.2412
676.39
559.54
394.27
336.53
疏水冷却器端差
θ
℃
8

5
5
5
疏水冷却器出口水温
T ''1
℃
206.96

137.74
98.68
84.92
疏水冷却器出口水焓
hdwj
kJ/kg
883.98

579.71
413.7
355.63
(2) 结合《热力发电厂》，选定合适的抽汽压损，求出各级加热器的汽侧压力。
(3) 选取合适的加热器上端差，（上端差：加热器汽侧压力下的饱和水温与加热器主给水、主凝结水出口水温的温度差）得到各加热器进出口水温。正常情况下，高一级的加热器出口水温即为低一级加热器出口水温，需注意的是各级加热器之间并不是没有其他设备，需要考虑设备对工质的焓升。然后查表得到进出口水温。
(4) 通过加热器进出口水温参数，结合导师给定的凝结水泵、给水泵、除氧器出口压力（即各加热器的水侧压力），算得各级加热器的进出口水焓。 加热器出口水焓由加热器出口水温与加热器水侧压力查水蒸汽图表得出。
表3-3 H6、SEP、RH1、RH2、排汽C计算点汽水参数
项目
符号
单位
H6
SEP
RH1
RH2
排汽C
抽汽压力
pj
MPa
0.055
1.556
2.089
6.289

抽汽压损
∆pj
％
5
2
2.6
2.6

加热器汽侧压力
p'j
MPa
0.05225
1.52488
2.034686
6.125486
0.005437
抽汽干度
X
％
89.67
88.45
90.56
100

抽汽比焓
hj
kJ/kg
2411.74
2568.07
2621.74
2812
2241.68
饱和水温
ts
℃
82.42
199.08
213.26
276.94
34.38
饱和水比焓
h'j
kJ/kg
345.1
848.23
912.61
1220.74
144.03
加热器上端差
θ
℃
2.5
0
13.5
13.5

加热器出口水温
Ti
℃
79.92
199.08
199.76
263.44

加热器进口水温
T'i
℃

加热器水侧压力
Pi
Mpa
2.45
1.52488
2.034686
6.125486

加热器出口水焓
hwj
kJ/kg
336.53
2771.08
2876.64
2982.19

加热器进口水焓
Hwj+1
kJ/kg
147.05
2568.07
2771.08
2876.64

疏水冷却器端差
θ
℃
5

疏水冷却器出口水温
T ''1
℃
39.57

疏水冷却器出口水焓
hdwj
kJ/kg
165.78

(5) 选取合适的加热器下端差，（下端差：加热器疏水水温与加热器进口水温的温度差），由加热器进口水温加上端差得到疏水冷却器的出口水温，再结合之前求得的加热器汽侧压力，查水和水蒸气性质表，得到疏水冷却器的出口水焓。
3.3.4 制作系统汽态线
CNP1500压水堆核电厂机组的汽态线如图3-1所示：

图3-1 CNP1500压水堆核电厂机组的汽态线
3.3.5 定功率法原则性热力计算
(1) 汽轮机总汽耗量的估算
无回热抽汽时的汽耗量：

考虑回热抽汽增加汽耗及轴封用汽、漏气等项后，
取，计算后要重新校核D0的值，以验证计算过程的准确性。
(2) 高压加热器组的计算
a) 汽水分离器SEP
物质平衡式
（3-1）
汽压力：

由，，查水蒸汽性质表得，
,分离器疏水。
则

代入数据得，

化简得，
（3-2）
b) 一级再热器RH1
蒸汽至一级再热器RH1压损为2.6％，则至再热蒸汽压力为

查水蒸气图表得相应的
将数据代入一级再热器的热平衡式

代入数据得，

化简得，
（3-3）
c) 二级再热器RH2
新蒸汽至二级再热器RH2压损为2.6％，则至再热蒸汽压力

查水蒸气图表得相应的
将数据代入二级再热器的热平衡式

代入数据得，

化简得，
（3-4）
d) 除氧器H2
由于给水泵进口工质比体积已知，出口比体积未知，这里用到C程序迭代求出给水泵出口水的平均质量体积，从而求出给水泵焓升。
C 程序原理解释：
由于已知给水泵的出口压力、给水泵进口压力（即除氧器出口压力）、给水泵进口水比容、给水泵进口水焓。
首先对给水泵进出口工质的平均比容赋一个合适的值，根据公式算得给水泵出口水焓，再根据出口水焓以及压力，查水蒸气性质表，得出赋值条件下， 给水泵进出口的平均比容， 然后与初始赋值对比， 两者之差如果大于0.000000001，那么程序就会继续运行，依次复，直至得到在误差范围内的数据。
C 程序具体运算程序见附录五。
由C语言程序运行结果得出给水泵出口水的平均质量：
v=0.0011508717m3/kg
则给水泵焓升

则给水泵出口给水焓

由，，查水蒸汽图表得
由，，查水蒸气图表得：

由除氧器压力下饱和水温，除氧器压力1.4782MPa,得：

则
表明V=0.0011508717m3/kg是正确的。
H1的疏水温度
由，，查水蒸汽图表得：

低压组物质平衡式为：

化简为
（3-5）
除氧器H2的热平衡式为

代入数据得，
疏水流量：

化简得：
(3-6)
e) 高压加热器H1及再热器疏水器RCS的热平衡式为

代入数据得，

由

代入化简得，
（3-7）
f) 高压组联立求解方程组
总质量平衡式为：

代入数据得：

化简得：
（3-8）
联立求解（3-1）～（3-8）得：

作流量系数矩阵如表3-4所示：

表3-4 流量系数矩阵
D1
D2
Dsep
Dsep,w
Drh
D0,rh2
D1,rh1
Dc'

0
0
1
-1
-1
0
0
0
0
0
0
0
1719.84
-203.01
0
0
0
0
0
0
0
0
-105.56
0
1700.58435
0
0
0
0
0
0
-105.55
1583.3037
0
0
0
0
0
0
0
-1
0
0
1
1.86
42.98
1726.47
0
6.63
0
42.98
42.98
-166.04
0
1737.76
0
0
0
0
336.76
28.63
0
122523.6558
1
1
1
0
0
1
1
0
2340.245
联立八元一次方程，用excel软件求得各待求流量如下：

(3) 低压加热器组的计算
a) 低压加热器H3
热平衡式为：
（3-9）
代入数据得，

化简得，

b) 低压加热器H4
热平衡式为：
（3-10）
代入数据得，

化简得：

H4疏水流量：

c) 低压加热器H5
热平衡式为:
（3-11）
代入数据得：

化简得，

H5疏水流量:
d) 小汽轮机功率
小汽轮机能量平衡，并考虑热损失，
则

小汽轮机能量平衡式:
（3-12）
代入数据得，

化简得，

e) 低压加热器H6
取凝结水泵进出口水平均质量体积：

则凝结水泵焓升为：

凝结水泵出口水焓：

其中由查表求得。
由，，,查水蒸气图表得
，
证明精确度足够。
由H6能量平衡式

代入数据得：

化简得：

则低压缸排气量为：
（3-13）

(4) D0的校验
a) 高压组吸收热量（以kW计）

b) 与VWO工况下功率的相对误差：

符合误差要求，证明足够精确。
(5) 机组热经济指标计算
热耗量（以kw计）
(3-1