核电站常规岛给水系统配置比较.pdf

第4 O卷第 2期 2 0 1 1年 6月 Vo 1 4 0 No 2 J u n 2 0 1 1 核 电站 常规 岛给水 系统配置 比较 邓 宏伟 ( 广 东省 电力设计研 究院， 广 东 广州 5 1 0 6 6 3 ) 摘 要： 介绍了目前 国内在建核 电站常规 岛给水 系统的配置方式， 比较 了二代核电 C P R 1 0 0 0 、 三代核 电 A P 1 0 0 0及 E P R技 术所采 用的不 同给 水配置及特 点 ； 作 为核 电站 最重要的 系统之 一 ， 热力 系统设计 工程师 熟 悉并掌握给水 系统配置方式 ， 合理地设计该 系统 ， 对于电站 的安 全、 经济、 灵 活运行有 着重要影响 。 关键词 ： 核 电站 ； 给水 系统 ； 配置方式 中图分类号 ： T M6 2 3 文献标识码 ： A 文章 编号 ： 1 6 7 2 5 5 4 9 ( 2 0 1 1 ) 0 2 0 0 8 5 0 5 Co mpa r i s o n o f Fe e d W a t e r S y s t e m Co n fig ur a t i o n f o r Nu c l e a r Po we r Pl a nt s DENG Ho n g we i ( Gu a n g d o n g E l e c t r ic P o w e r D e s i g n I n s t i t u t e ， Gu a n g z h o u Gu a n g d o n g 5 1 0 6 6 3 ， C h i n a ) Abs t r a c t：T h i s p a p e r p r e s e n t s t h e d i f f e r e n t c o n fig u r a t i o n s o f f e e d w a t e r s y s t e m i n c o n v e n t i o n a l i s l a n d o f n u c l e a r po we r p l a nt s whi c h a r e be i n g c o n s t r u c t e d i n Chi n a， s u c h a s CPR1 00 0， AP1 0 0 0 a n d EPRAs o n e o f t he mo s t i mp o r t a nt s y s t e m i n t h e nu c l e a r po we r pl a nt ， i t i s o f g r e a t s i g n i fic a nt f o r t he t he r ma l s y s t e m de s i g n e n g i ne e r s t o f a mi l i a riz e a n d ma s t e r t h e c o nfi gu r a t i o n d e s i g n wi t h a v i e w o f e ns urin g t he s a f e，e c o n o mi c a nd fle x i b l e o p e r a t i o n o f t he n uc l e a r po we r p l a n t Ke y wo r d s ： n u c l e a r p o w e r p l a n t ；f e e d w a t e r s y s t e m；c o nfi g u r a t i o n s 1 给水 系统功能及类型 核电站给水系统包括从除氧器给水箱到给水 泵 ， 以及从给水泵 经过高压加热器到蒸汽发生器 ( S t e a m G e n e r a t o r ) 的全部系统。 核电站给水系统 的功能与常规电站相 比， 并 无多大区别 ， 前者是将给水加热并送至蒸汽发生 器， 后者送至锅炉省煤器入 口。 给水系统在输送过程中需保证满足各种工况 下蒸汽发生器 的压力和温度要求 ， 系统 的拟定需 根据汽机厂的热平衡 图及机组 的启动 、 运行特点 进行分析， 同时考虑系统 中设备 、 阀门及管道 的选 型、 投资 、 运行维护等各方面 因素 ， 制定合理 的工 艺流程 、 控制参数要求等 。 在常规电站中， 给水管路系统可分为 4种 ： 单 母管制系统 、 切换母管制系统 、 单元制系统 、 扩大 单元制系统 ； 在核电站中， 由于每台机组核岛与常 规岛是一一对应关 系， 因此给水系统均采用单元 制 。 2 核 电站给水 系统对 比 目前 国内已经投产的核 电站有广东大亚湾核 电站 、 广东岭澳核电一期 、 江苏 田湾核电站 、 浙江 秦 山核电站 ； 在建的二代核电 C P R 1 0 0 0项 目有广 东岭澳核电二期 、 辽宁红沿河核电站 、 福建宁德核 电站 、 广东阳江核电站及广西防城港核 电站等工 程 ； 在建的三代核 电 A P 1 0 0 0有山东海 阳核电站 、 浙江三门核电站 ； 三代核电 E P R有广东台山核电 等。本文以在建核 电站来比较这三类核电站给水 系统不 同 的配置方 式 。 2 1 C P R1 0 0 0核 电站 目前在 建 的 C P R 1 0 0 0核 电站 汽 轮 机 有 两 种 型式 ： 一种是 以法 国 A L S T O M 技术 为代 表 的电 站 ， 如岭澳二期核 电站 、 宁德核电站、 红沿河 核电 收稿 日期 ： 2 0 1 01 2 2 3 修订 日期 ： 2 0 1 1 0 21 1 作者简介 ： 邓宏伟 ( 1 9 7 4一) ， 男 ， 1 9 9 8年毕业 于西安交通大学热能与动力工程专业 ， 本科学历 ， 工 程师 ， 1 9 9 8年至今一直在 电力设 计院从 事电厂热能工程设计。 Il l 圜 学兔兔 w w w .x u e t u t u .c o m 第 2期 核 电站常规岛给水系统配置 比较 站 ； 另外一种是以德国 S I E ME N S技术为代表的电 站 ， 如 阳江核 电站 、 防城 港核 电站 。 2 1 1 采 用 A L S T O M技 术机 型 的电站 ( 1 ) 广东岭澳二期核电站 工程装机 21 0 0 0 MW级压水堆核能发电机 组 ， 采用 A 姗M 技术生产、 东方 电气集团供货 的半转速 ( 1 5 0 0 r m i n ) 冲动凝 汽式汽轮 发电机 组 ， 额定功率为 1 0 8 6 9 4 MW， 型式为单轴 中间再 热三缸 四排汽 ， 由 1 个高中压合缸和 2个双流式 低压缸组成 。机组承担基本负荷， 平均可用率大 于 8 0 。 ( 2 ) 福建宁德核电站 工程规划装机容量为 61 0 0 0 MW 级压水堆 核能发电机组 ， 分两期建设完成 ， 其 中一期工程建 设 4台机组 ， 采用岭澳核 电二期工程翻版加改进 技术 ， 以“ 自主设计 ， 按 部件采购” 的模 式进行建 造 ； 机组带基本负荷运行。 ( 3 ) 辽宁红沿河核电站 工程规划装机容量为 6 X 1 0 0 0 MW 级压水堆 核能发电机组 ， 分两期建设完成 ， 其中一期工程建 设 4台机组， 采用岭澳核电二期翻版加改进技术。 2 1 2采用 S I E ME N S技 术机型 的 电站 ( 1 ) 广东阳江核电站 工程装机容量为 61 0 0 0 M W 压水堆核能发 电机组 ， 汽轮 发 电机采 用上海 电气集 团供货 的 T C 4 F一1 0 0 0 M W 级 、 单轴三缸四排汽、 凝汽式、 汽 水分离二级再热 、 额定转速为 1 5 0 0 r m i n的半转 速反动式核电机组 。机组带基本负荷 ， 平均可用 率不小于 8 2 。 ( 2 ) 广西防城港核电站 工程规划容量为 61 0 0 0 MW 压水堆核电机 组， 一次规划分期建设 ， 一期工程建设 2台机组 ； 该项 目由广东核 电集团有限公司和广西投资集团 有限公司合资组建， 采用 C P R 1 0 0 0技术 方案 ， 汽 轮机 、 发电机为上海电气集团与西门子公司生产 的产品。 2 I 3 给水 系统 流程 及 功能 简介 就 C P R 1 0 0 0核 电 站 来 说 ， 无 论 主 机 采 用 A L S T O M还是 S I E ME N S技术 ， 常规岛热力系统基 本相同， 如给水 回热系统为 7级 ， 由4级低压加热 器 、 1 级除氧器和 2级高压加热器组成 ； 给水系统 配置 3台容量为最大给水量 5 0 的电动给水泵 ； 同时机组还包括其它辅助 系统 ， 如辅助冷却水系 统( S E N) 、 闭式冷却水系统 ( S R I ) 、 蒸 汽转换系统 ( S T R) 、 除氧器再循环系统( A D G) 、 高 、 低压加热 器疏水系统 ( A HP A B P ) 以及热水生产和分配系 统 ( S E S ) 等 ， 以保证机组安全高效运行。典型的 C P R 1 0 0 0核电站常规岛给水系统流程图见图 1 。 图 1 典型的 C P R I O 0 0核 电站常规岛给水 系统流程 图 C P R 1 0 0 0核电站常规岛给水系统包含 4个子 ( 1 ) 电动主给水泵系统( A P A) 系统 ： 系统组成 ： 电动给水泵装置由串联的前置泵 、 蟹一 I 11 学兔兔 w w w .x u e t u t u .c o m 核电站常规岛给水系统配置比较 热力透平 驱动电机 、 变速液力联轴器 、 压力级泵组成。从除 氧器来的给水经下降管 、 人口电动隔离阀、 临时滤 网进入前置泵 ， 从前置泵出口经流量孔板 、 永久滤 网等泵间联络管进人压力级泵 ， 再经逆止阀 、 电动 隔离阀后送到高压给水加热器 。压力级泵与出 口 阀之间设有低流量保护系统 ， 两路管线接至除氧 器 ， 每条管线装一个最小流量控制阀。 系统功能 ： 电动给水泵将除氧器 中符合要求 的给水升压后 ， 经高压加热器 向蒸汽发生器提供 所需 给水。系统设 置 35 0 的电动调 速给水 泵 ， 正常运行时， 2台运行 ， 1台备用 ； 备用泵 能在 两台运行泵之一跳闸时迅速投入运行。在反应堆 额定功率范围内， 给水泵的变速功能可适应 给水 流量调节系统( A R E) 向蒸汽发生器供水 的需要 。 当泵的流量低于某一预定值时 ， 低流量保护系统 投入 运行 。 ( 2 ) 高压给水加热器系统( A H P ) 系统组成 ： A HP系统是由给水泵与给水 调节 站之间的高压给水管线及与高压加热器相关的抽 汽和疏水系统组成。该系统利用高压缸抽汽加热 给水 ， 每台机组设 2台 5 0 容量 的 6号高加 和 7 号高加 ， 双列布置。每列高加 的进 口和出 口各设 置 1只电动闸阀和两条旁路管线 ( 电动旁路 +弹 簧旁路) 。 系统功能 ： A HP系统利用汽轮机抽汽加 热高 压给水 ， 保证进人蒸汽发生器的给水温度 ； 任何一 列高加隔离时 ， 系统均能连续运行 ， 为达到额定负 荷下核岛允许的给水温降限制 ， 3 5 流量通 过电 动旁路管线 ， 6 5 流量通过运行列 高加。电动旁 路管线能保证一列高加隔离时 的给水流量 ； 弹簧 加压旁路作为电动旁路阀失效后的备用手段。 ( 3 ) 主给水流量控制系统( A R E) 系统组成 ： A R E系统设有 3个 阀门站， 分别 对应核岛的 3台蒸汽发生器 ( S G) ， 每个给水调节 站均设 有 1个 9 0 负荷 的 主路 调节 阀和 1个 1 5 负荷旁路调节 阀， 调节 阀前后配有电动隔离 阀。 系统 功能 ： A R E系统 控 制 向蒸 汽 发 生 器 的 给 水流量 ， 保证其二回路侧的水位维持在整定值上 。 另外 ， 该 系统还用于启动反应堆和汽机 的保护动 作。 ( 4 ) 启动给水系统 ( A P D) 系统组成： A P D系统从除氧器水箱独立 的出 水 口取水 ， 经过不锈钢滤网后进入启动给水泵， 然 后经过 A H P系统注入到蒸汽发生器。启动给水 泵出口设有一路再循环管到除氧器。给水泵 的流 量由泵 出 口的控 制 阀调节 ， 蒸 汽发生 器液 位 由 A R E系统的小旁路控制阀调节。 系统 功能 ： A P D系 统 在 下列 情 况 下 向蒸 汽 发 生器二回路供水 ： 机组启动和反应堆冷却 系统加热 ； 热停堆； 使反应堆冷却剂系统( R C P ) 冷却至堆芯余热 排出系统( R R A) 可以投入运行的程度。 2 2 A P 1 0 0 O核 电站 A P 1 0 0 0三代核 电是美 国西屋公 司在 A P 6 0 0 技术的基础上延展开发的， 在传统成熟的压水堆 核电技术基础上 ， 引入安全系统非能动理念， 并 由 此派生出设计 简化 、 系统设 置简化 、 工艺 布置简 化 、 施玉量少 、 工期短 、 应急响应时限要求低等一 系列效应。作 为世 界最 先进 的核 电技术 之 一， A P 1 0 0 0应用前景广阔 ， 但在全世界 尚无一台投产 机组的业绩 ， 其设计理念有待工程实践 的进一步 检验 。目前国内在建的 A P 1 0 0 0机组有山东海 阳 核电站、 浙江三门核 电站等。 2 2 1 山 东海阳核 电站 海阳核电一期 工程采用 A P I O 0 0技术 ， 装机 容量为21 2 5 0 MW 级压水堆核能发电机组， 主机 采用 日本三菱技术生产 ， 由哈尔滨动力股份有限 公司和 日本三菱重工株式会社联合体供货的半转 速( 1 5 0 0 r mi m) 凝汽式汽轮发 电机组 ， 型式为单 轴 、 四缸六排汽， 汽水分离二级再 热， 由 1个双流 式高压缸和 3个双流式的低压缸组成 。 凝汽器为单背压 、 单流程 、 表 面式 ； 给水 回热 系统为七级 ， 由四级低压加热器 、 一级除氧器和两 级高 压加 热器 组 成 。机 组 带 基本 负 荷 ， 平 均 可 用 率为 9 3 。 2 2 2主 给水 系统 主给水系统组成如下 ： 3 X 3 3 3 电动给水前置泵 +33 3 3 电动 主给水泵 ； 2台卧式 6号高压加热器 + 2台卧式 7号高 压加热器 ； 2台启动给水泵。 电给 主给水 泵及前置泵均 为单级 、 双吸 、 卧 式 、 定速泵。两级高加均呈两列式布置 ， 正常运行 叠 霎囊 一 囫 学兔兔 w w w .x u e t u t u .c o m 第 2期 核 电站 常规 岛给水系统配置比较 时， 每列高加承担 5 0 的给水流量。高压加热器 设置旁路 ， 当一列高加事故隔离时 ， 给水通过运行 列高加及给水旁路 ， 保证机组在单列高加切除后 仍可带较高的负荷运行。 每台高加最大可通过 7 5 的给水流量。单 列高加切除后 ， 7 5 给水流量 流经运行列高加 ， 2 5 给水流量流经加热器旁路 ， 保证单列高加切 除时的给水温降能满足核岛要求。 主给水系统除在每台主给水泵的出口管线上 设有至除氧器的最小流量再循环回路外 ， 在前置 泵前给水管道及 7号高加出口主给水母管上还设 有至凝汽器的再循环回路 ， 用于机组启动、 主给水 系统冲洗 或 调节 主 给 水水 质 时 使用 。典 型 的 A P 1 0 0 0核电站常规岛给水系统流程图见图 2 。 系统功能如下 ： 输送和加热主给水 ； 余热排出； 用于主给水净化处理的给水再循环 回路。 启 动给水泵 图 2 典型的 A P 1 0 0 0核电站常规 岛给水系统流程图 2 3 E P R核 电站 E P R是 F R A M A T O M E和 S I E ME N S联合设计 的改进型核电站， 它以法国 N 4型和德 国 K O N V O I 型核电站为主要设计参考 ， 充分吸收 了法国和德 国核电多年的设计、 建造和运行经验 ， 以 欧洲核 电用户要求文件 ( E U R ) 为设计规范， 由法、 德共 同开发的新一代改进型第三代压水堆核电机组。 E P R核 电站的设 计理念 是根据 现役 核 电厂 的 设计、 建设和运行经验， 在传统设计 的基础上对系 统的设计、 布置和运行进行 了适当的改进和优化 ， 增加了安全系统多重性， 使其瞬态特性及抵御事 故和灾害的能力明显改善 ， 安全水平得到提高。 截至 2 0 1 0年 世界上 尚无 已投产发电的 E P R 堆型商业核电站， 在建的 E P R堆型核电站有法 国 的弗拉芒维尔核电站( F A 3 ) 、 芬兰的奥尔基卢奥 圈曩1 l l l 托核电站 ( O l k i l u o t o 3 ) 和广东的台山核电站。 2 3 1 台 山核 电站 台山核 电站一期工程装机容量 为 21 7 5 0 MW， 采用法国 A L S T O M 半转速 ( 1 5 0 0 r mi m) 单 轴 、 四缸六排汽冲动凝汽式汽轮发电机组 ， 额定功 率为 1 7 5 5 MW。 2 3 2主给 水 系统 系统 组成 如下 ： ( 1 ) 43 3 3 容量 电动给水前 置泵 +4 3 3 3 容量电动主给水泵； ( 2 ) 2台卧式 6号高压加热器 4 - 2台卧式 7号 高压加热器； ( 3 ) 1台启动给水泵。 电给主给水泵及前置泵均为调速泵。两级高 加均呈两列式布置 ， 正常运行 时， 每列 高加 承担 5 0 的给水流量； 高压加热器不设置旁路 ， 每台高 学兔兔 w w w .x u e t u t u .c o m 核 电站常规 岛给水系统配置 比较 热力透平 加最大可通过 1 0 0 的给水 流量( 运行 时间有 限 核电站常规岛给水系统流程图见图 3 。 制) ； 6号高加或 7号 高加事故时 ， 隔离事故高加 系统功能： 所在的加热器序列 ， 机组需降负荷运行。 输送和加热主给水 ； 主给水系统在每台主给水泵的出 口管线上设 余热排出。 有至除氧器的最小流量再循环 回路。典型的 E P R 3 结论 图3 典型的E P R核电站常规岛给水系统流程图 统的配置方式及系统组成 、 系统功能等特点 ， 对 于电站热力系统设计 的工程师具有重要 的参考 意 义 。 本文通 过 对 二代 核 电 C P R1 0 0 0 、 三代 核 电 A P 1 0 0 0及 E P R机 组常 规 岛给水 系统 的配置 方 式的比较 ， 阐述了不同技术流派核 电站在给水系 通过上述比较看 出， 二代核 电和三代核电在 常规岛给水系统 的配置上存在较大差别， 其对 比 见 表 1 。 表 1 给水系统配置方式 比较 给水系统在核岛部分还设有相应的流量调节 阀门 组 ， C P R1 0 0 0机 组 布 置 在 常 规 岛 厂 房 内 ， 而 A P 1 0 0 0及 E P R机组均布置在 核岛厂房 内， 因此 在 C P R 1 0 0 0给 水 系统 流 程 图 中有 表 示 ， 而 在 A P 1 0 0 0及 E P R机 组流 程 图 中均 未表 示 。 总的来说 ， 这三种给水 系统配置方式各有优 势 ， 二代核电 C P R1 0 0 0和三代核电 E P R常规岛给 水系统在配置上 更复杂 ， 冗余量 大 ； 而 三代 核电 A P 1 0 0 0在传统成熟的压水堆核 电技术的基础上， 引入了安全非能动理念 ， 在保证安全 的前提下使 得工艺系统更简化 。 囊 I 圜 学兔兔 w w w .x u e t u t u .c o m