1、核電廠系統與設備知識點2020年前要新建核電站31座，今后每年平均需要建設兩個百萬千瓦級核電機組我國發展核電的基本政策是：堅持集中領導，統一規劃，并與全國能源和電力發展相銜接;核電政策：自主，國產化，與壓水堆配套；引進的基礎上,消化,改進,國產化。在核電布局上優先考慮一次能源缺乏、經濟實力較強的東南沿海地區。堅持“質量第一，安全第一”，堅持“以我為主，中外合作”我國確定發展壓水堆核島:一回路系統及其輔助系統、安全設施及廠房。常規島:汽輪發電機組為核心的二回路及其輔助系統和廠房。配套設施：除核島、常規島的其余部分。壓水堆核電廠將核能轉變為電能是分四個環節，在四個主要設備中實現的：1） 核反應堆：

2、將核能經轉變為熱能，并將熱能傳給反應堆冷卻劑，是一回路壓力邊界的重要部件。2）蒸汽發生器：將反應堆冷卻劑的熱量傳遞給二回路的水，使其變為蒸汽。在此只進行熱量交換，不進行能量形態的轉變；3）汽輪機：將蒸汽的熱能轉變為高速旋轉的機械能；4）發電機：將汽輪機傳來的機械能轉變為電能。大亞灣核電廠共有348個系統核電廠平面布置原則：a.區分臟凈,臟區盡可能在下風口;b.滿足工藝要求,便于設備運輸,減少管線迂回縱橫交叉;c.反應堆廠房為中心,輔助廠房,燃料廠房設在同一基巖的基墊層上,防止因廠房承載或地震所產生的沉降差導致管線斷裂.d.以反應堆廠房為中心,輔助廠房,燃料廠房,主控制室應急柴油發電機廠房四周.

3、雙機組廠可采用對稱布置,公用部分輔助廠房.布置分區：核心區、三廢區、供排水區、動力供應區、檢修及倉庫區、廠前區核心區布置按反應堆廠房與汽輪機廠房的相對位置,有T型與L型布置：T型:汽輪機葉片旋轉平面與安全殼不相交.占地大,單獨汽機廠房。L型:汽輪機葉片旋轉平面與安全殼相交,須設置防止汽輪機飛車時汽輪機葉片對安全殼和沖擊的屏障.占地少,兩臺以上機組可公用汽輪機廠房,僅用一臺吊車。我國采用T型布置。安全分級的目的是正確選擇用于設備設計、制造、檢驗的規范標準安全功能:1 安全停堆和維持安全停堆狀態；2 停堆后余熱導出；3 事故后防止放射性物質釋放，以保證放射性物質釋放不超過容許值。確定某物項對于安全

4、的重要性有：確定論方法； 概率論方法。安全分為四級1 安全一級：一回路承壓邊界所有部件；選用設備等級一級，質量A組。按照實際可能的最高標準設計、制造、安裝和實驗。2 安全二級：余熱去除、安注和安噴系統。3 安全三級：輔助給水；設備冷卻水；乏燃料池冷卻系統；為安全系統提供支持的系統和設施。4 安全四級：核島中不屬于安全三級以上的，但要求按照非和規范和標準中較高要求設計制造。抗震分為一、二類和非抗震類（NA）：抗震一類指其損害會直接或間接造成事故的工況以及用來實施停堆或維持停堆狀態的構筑物、系統和設備。安全一、二、三級和LS和1E級電器設備屬抗震一類。抗震一類要求滿足安全停堆地震載荷要求安全停堆地

5、震是分析電廠所在區域地址和地震條件，分析當地地表下物質的特性的基礎上所確定的可能發生的最大地震。安全停堆地震通常取當地歷史上發生過的最大地震再加上一個適當的安全裕量后確定的。抗震二類的表明設備的設計要滿足能承受運行基準地震（OBE）引起載荷要求。在美國，抗震I類設備必定是安全級設備，而對非安全級設備也可以提單獨的抗安全停堆地震要求。核電廠的安全設計中輻射防護應遵循：正常運行工況下反射性排放低于預定限值，對環境與公眾的影響可以忽略不計；導致高輻射計量或放射性物質大量釋放的事故概率要低，而發生概率較高的輻射后果要小。縱深防御要貫徹到核電廠的全部活動中。核電廠提供多層次的設備和規程，用以防止事故、或

6、在未能防止事故發生時實施適當的防護，保證核電廠的安全。五道相繼深入而又相互增援的設計防御措施：第一道防御：考慮對事故的預防，核電廠的設計必須是穩妥的和偏于安全的第二道防御：防止運行中出現的偏差發展成為事故。設置可靠的保護裝置和系統。探測妨礙安全的瞬變，完成適當的保護動作第三道防御：限制事故的放射性后果，保障公眾的安全。第四道防御是應付可能已超出設計基準事故的嚴重事故，并使放射性后果合理盡量低。第五道防御：應急計劃；萬一發生嚴重事故造成放射性大量外逸時，對附近居民實行隱蔽、疏散、供給藥物、封鎖食品，使放射性物質釋放帶來的損害減小到最小制定事故應急響應預案的目的是：在核電廠發生事故時，采取及時有效

7、措施，保護公眾、保護環境，將事故損失減到最小國核事故應急管理體系：核事故應急工作實行國家、地方、核電廠三級管理制。為了阻止放射性物質向外擴散，設計上的最重要安全措施之一，是在放射源與人之間設置了多道屏障:第一道屏障: 燃料元件包殼;第二道屏障: 一回路壓力邊界;第三道屏障: 安全殼，即反應堆廠房。有時見到四道屏障之說，它們依次是： 燃料芯塊； 燃料元件包殼； 一回路壓力邊界；氣密性的承壓反應堆廠房（安全殼）核電廠各系統安全設計的基本原則有:單一故障準則滿足單一故障準則的設備組合，在其任何部位發生單一隨機故障時，仍能保持所賦于的功能多樣性原則多樣性應用于執行同一功能的多重系統或部件，即通過多重系

8、統或部件中引入不同屬性來提高系統的可靠性。獨立性原則為了提高系統的可靠性，防止發生共因故障或共模故障，系統設計中應通過功能隔離或實體分隔，實現系統布置和設計的獨立性。故障安全原則,；充分采用固有安全性的設計原則；運行人員操作優化的設計；主控制操縱員室設計反應堆冷卻劑系統又稱為一回路系統主要功能使冷卻劑循環流動，將堆芯裂變產生的熱量載出，并通過蒸汽發生器傳給二回路工質，產生蒸汽，驅動汽輪發電機組發電余熱載出：在停堆后的第一階段，經蒸汽發生器帶走堆內的衰變熱。放射性屏障：壓力邊界構成防止裂變產物釋放到環境中的一道屏障，第二道屏障。反應性控制：冷卻劑作為可溶化學毒物硼的載體，并起慢化劑和反射層作用。

9、壓力控制：RCP系統的穩壓器用來控制一回路的壓力，防止堆內發生偏離泡核沸騰，同時對一回路系統實行超壓保護。按照功能,反應堆冷卻劑系統可分為冷卻系統、壓力調節系統和超壓保護系統主系統可分為兩部分，即一回路系統部分和泄壓蒸汽收集部分一回路主要部件包括：反應堆壓力容器、蒸汽發生器的主冷卻閥、主泵、穩壓器主管道分期熱段、過渡段、冷段三部分冷卻系統由反應堆冷卻劑泵、反應堆和蒸汽發生器及相應的管道組成。在反應堆冷卻劑泵電動機頂部裝飛輪，延長主泵斷電后的惰轉時間，增加泵的慣性流量在一回路設備布置上，應使蒸汽發生器的位置高于反應堆壓力容器，以便建立和保持一個自然循環驅動頭。在一回路出現兩相流的情況下，必須考慮

10、流動的不穩定性問題。原理上，增加堆芯與蒸汽發生器間的高度差仍然有效，但增加的辦法更傾向于降低堆芯高度，拉長反應堆壓力容器而不是抬高蒸汽發生器。卸壓系統主要由裝在穩壓器汽空間連管上的卸壓閥或安全閥及其管道和卸壓箱組成一回路的工作壓力、冷卻劑的反應堆進出口溫度、流量和流速等參數的選擇，直接影響了核電廠的安全性和經濟性核電廠一回路一般采用24條環路并聯形式。一般壓水堆核電廠一回路系統的工作壓力約為15.5MPa左右。設計壓力取1.101.25倍工作壓力；冷態水壓試驗壓力取1.25倍設計壓力。電廠熱效率與冷卻劑的平均溫度密切相關，冷卻劑出口溫度越高，電廠熱效率越高，但冷卻劑出口溫度的確定應考慮以下因素

11、：燃料包殼溫度限制、傳熱溫差的要求、冷卻劑過冷度要求。壓水堆核電廠一回路參數范圍：工作壓力15.5MPa左右；冷卻劑進口溫度取280300，出口溫度取310330。核電廠變工況時，平均溫度變化允許的最大溫差為1725。反應堆的設計溫度為350。單環路對應的電功率為300MW時，冷卻劑總質量流量可達到15000t/h21000t/h。主管道內冷卻劑流速可達15 m/s，一回路系統的總阻力約為0.6MPa0.8MPa堆芯又稱為活性區，位于反應堆壓力容器中心偏下的位置。大亞灣核電廠由157個幾何形狀和機械結構完全相同的燃料組件，構成一個高3.65m，等效直徑3.04m的準圓柱狀核反應區。在典型的燃料

12、管理方案中，初始堆芯分成三個燃料濃集度不同的區，在堆芯外區放置濃集度較高的燃料組件，濃集度較低的燃料組件以棋盤的形式排列在堆芯的內區。1區53個組件，濃集度1.8%；2區52個組件，濃集度2.4%；3區52個組件，濃集度為3.1%。通常每年進行一次換料，每次換料更換1/3 燃料組件，達到平衡換料時新燃料的濃集度為3.2%。反應堆冷卻劑流過堆芯時起到慢化劑的作用。控制棒組件用于反應堆控制，提供反應堆停堆能力和控制反應性快速變化燃料元件呈17x17正方形排列，每個組件有289個位置，其中264個位置由燃料元件占據。燃料元件是由產生核裂變并釋放熱量的部件。燃料組件骨架由24根控制棒導向管、一根中子通

13、量測量管與上下管座焊接而成，沿高度方向放置有8個定位格架以提高組件的剛性和強度。可燃毒物組件由裝在不銹鋼包殼管中的含硼玻璃管(成分為B2O3+SiO2)組成，用于抵消新堆芯第一次裝料大部分過剩后備反應性锎-252被廣泛用作為初級中子源堆芯支承結構包括：下部支承結構；上部支承結構；堆芯儀表支承結構堆芯下柵板為燃料組件提供精確定位和流量分配上部堆芯支承結構為燃料組件提供上部的定位，并為控制棒組件提供導向 反應堆壓力容器對材料要求：高強度，耐腐蝕，抗輻照反應堆壓力容器本體材料屬低碳鋼壓力容器的法蘭結合處用兩道“O”形圈密封。材料顯示塑性還是脆性，取決于工作環境如溫度，輻照等因素。高溫，顯示塑性；低溫

14、，顯示出脆性；存在一個塑性脆性轉變溫度反應堆冷卻劑泵分為全密封泵和軸封泵。全密封泵長期在核動力艦艇上使用，密封性能好，運行安全可靠。局限性：它效率低驅動反應堆冷卻劑泵的電動機是立式、鼠籠、單速三相感應式，采用防滴結構在泵軸末端附近設置軸封組件，它的作用是保證在電廠正常運行期間從反應堆冷卻劑系統沿主泵泵軸向安全殼氣空間的反應堆冷卻劑泄漏量基本為零。軸封組件的三級密封自下而上依次稱為1號、2號、3號密封，其中頭兩道是全設計壓力的軸封,而第三道密封只是一個泄漏水導流軸封，即將第二道密封的泄漏水導流至收集點1號密封位于泵軸承上方，它是密封組件中最重要的部件，又稱主密封。2號密封的主要作用是阻擋1號密封

15、的泄漏，將其導向化容系統離心泵（或軸流式泵）借助于葉輪帶動流體旋轉把能量傳遞給流體。流體獲取能量后，壓力升高，從而實現冷卻劑在一回路的強迫循環。汽蝕是這樣一種現象：由于流體動力作用，運動液體的局部壓力降低到液體溫度下的飽和壓力時，液體就開始汽化而形成汽泡，汽泡隨液體到達靜壓超過飽和蒸汽壓力的區域時，蒸汽突然凝結而使汽泡破裂，這種破裂在很短時間內發生，周圍的液體以極高的速度向汽泡原來所占的空間沖去，產生了強烈的高頻水力沖擊。從而使泵的構件受到嚴重損傷。這種液體汽化-汽泡產生、蒸汽凝結-汽泡破裂的整個過程及其一系列現象，稱為汽蝕。蒸汽發生器是分隔一、二次側介質的屏障蒸汽發生器傳熱管斷裂事故在核電廠

16、事故中居首要地位。壓水堆核電廠的非計劃停堆事故中約有四分之一是因蒸汽發生器問題造成的。按照二回路工質在蒸汽發生器中流動方式，蒸汽發生器可分為自然循環蒸汽發生器和直流(強迫循環)蒸汽發生器;按傳熱管形狀可分為U形管、直管、螺旋管蒸汽發生器；按設備的安放方式可分為立式和臥式蒸汽發生器；其中立式U形管自然循環蒸汽發生器應用最為廣泛旋葉式汽水分離器通過離心力作用使汽水分離百葉窗式汽水分離器用來提高蒸汽干度穩壓器的壓力就代表了一回路的壓力穩壓器內壓力波動來源于冷卻劑體積的變化 一回路主要輔助系統是核島的重組成部分，在事故工況下,為核電廠安全設施系統提供支持。按其功能可分為以下幾類：排出核燃料剩余功率；對

17、反應堆冷卻劑進行化學和容積控制；進行設備的冷卻；廢物的收集和處理；核島通風空調系統。化容系統主要功能為：改變反應堆冷卻劑的硼濃度,控制堆芯反應性；維持穩壓器的水位,控制一回路系統的水裝量；對反應堆冷卻劑的水質進行化學控制和凈化向反應堆冷卻劑泵提供軸封水，對于上充泵兼作高壓安注泵的化容系統,事故時用上充泵向堆芯注入應急冷卻水改變冷卻劑硼濃度是通過向一回路注入濃硼酸或純水同時排出等量的一回路水來實現的,這一過程需要幾分鐘到幾十分鐘。對反應性調節速度較慢, 僅適于控制較慢的反應性變化：電廠升溫過程中反應性的變化; 燃耗引起的反應性變化和裂變產物氙和釤引起的反應性變化。硼酸控制的反應性量占總的反應性控

18、制量的70%左右。反應堆工作溫度下冷卻劑的硼濃度不應大于1400×10-6容積控制就是通過CVCS（化學和溶積控制系統）吸收穩壓器不能全部吸收的那部分一回路水容積的變化的量，維持穩壓器水位在一個整定的范圍內。腐蝕帶來的問題尤為重要。腐蝕除了能引起結構材料破壞外,也是裂變產物釋放和腐蝕產物活化的根本原因。防止腐蝕時冷卻劑化學的中心任務。水中游離氧的存在是造成金屬材料腐蝕的重要原因。電導率是水純度的一個度量標準。容積控制箱收集和容納下泄流，為一回路冷卻劑提供容積補償。它作為高位水箱，為上充泵提供凈正汲入壓頭穩壓器汽腔完全消失后，一回路壓力由下泄壓力控制閥控制。反應堆硼和水的補給系統有自動

19、補給、稀釋、快稀釋、硼化及手動補給物種補給方式余熱排出系統功能為：停堆后第二階段，排出堆芯和一回路熱量；反應堆在冷停期間，換料或維修操作時，排出堆內余熱，維持一回路溫度低于60；電廠加熱升溫初期，控制一回路平均溫度；換料操作后，將換料水從換料水池輸送至換料水箱。余熱排出系統啟動時主要包括兩項操作：檢驗硼濃度，緩慢地對余熱排出系統升壓和加熱設備冷卻水系統是一個封閉的冷卻水回路，也是一個把熱量從往往具有放射性介質的系統傳輸到外界環境的中間冷卻系統；其功能為作為中間冷卻回路，通過重要廠用水系統將熱量傳送給海水；為核島內需要冷卻的介質設備提供冷卻水；在事故工況下作為專設安全設施的支持系統，將熱量經重要

20、廠用水系統排入環境。重要廠用水系統主要作用是冷卻設備冷卻水，將設備冷卻水傳輸給的熱量排入環境水體，此系統又稱為重要生水系統，是核島的最終熱阱最終熱阱：接受核電廠所排出余熱的大氣或水體，或二者的組合反應堆換料后，卸出的乏燃料要在乏燃料水池中存放半年以上，待燃料冷卻到一定程度，在送往后處理工廠。廢燃料池冷卻及凈化系統主要為燃料廠房中廢燃料池服務，它具有冷卻、凈化、充水和排水功能，在換料期間，它也能對反應堆廠房中換料水池的水進行凈化和去浮廢液按其放射性活度和水質分成三種：清潔疏水、工藝疏水和地面疏水。一回路各系統設備、閥門和管道產生的疏水以及引漏水（清潔疏水, 簡稱T1廢水）輔助系統產生的樹脂再生水

21、，沖排水及設備去污洗滌水（工藝疏水, 簡稱T2廢水）放射性設備間的地面清洗水（工藝疏水, 簡稱T3廢水）對于放射性的裂變氣體，采用簡單的時效處理法；放射性氣溶膠的處理方法主要是采用高效過濾器凈化處理在核電廠的設計、建造和運行過程中，必須堅持和確保安全第一的原則 確保反應堆安全的四種安全性要素：自然的安全性 ，非能動的安全性 ，能動的安全性 ，后備的安全性固有安全性定義為：當反應堆出現異常工況時，不依靠人為操作或外部設備的強制性干預，只是由堆的自然安全性和非能動的安全性，控制反應性或移出堆芯熱量，使反應堆趨于正常運行和安全停閉。事故工況下投入的系統或裝置有：第一道屏障：反應堆緊急停堆系統第二道屏

22、障：穩壓器安全閥第三道屏障：則有以下系統或裝置動作：安全殼自動隔離；安全殼噴淋系統， 用于降低安全殼內壓和減少放射性碘；氫氣復合裝置，消除失水事故情況下產生的氫氣，防止可能出現的氫爆；砂堆過濾器，防止安全殼超壓；安全殼內廢液及廢氣的外泄漏分別由碘過濾器及核島排氣及疏水系統收集后重新送回安全殼。核電站以可能性極小的、假象的最嚴重事故作為安全設計的依據，這種最嚴重事故是指一回路大破口時的冷卻劑喪失（LOCA）事故。一旦一回路管道大破裂，冷卻劑就會噴流而出，造成反應堆失水。如果堆芯失去冷卻而燒毀，則大量放射性物質就可能釋放到安全殼內。專設安全系統有六大類：安全注射系統（RIS）、安全殼、安全殼噴淋系

23、統（EAS）、安全殼隔離系統（EIE）、安全殼消氫系統、輔助給水系統（ASG）。專設安全設施的功能防止放射性物質擴散，保持環境，保護公眾和核電廠工作人員的安全安全注入系統通常分三個子系統：高壓安全注入系統、蓄壓箱注入系統和低壓安全注入系統。安注過程包括：直接注入階段，再循環注入階段安全注入系統主要功能：一回路小破口失水事故或二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均溫度降低而引起冷卻劑收縮時，RIS用來向一回路補水，以重新建立穩壓器水位；在一回路大破口失水事故時，RIS向堆芯注水，以重新淹沒并冷卻堆芯，限制燃料元件溫度的上升；在二回路蒸汽管道破裂時，向一回路注入高濃度硼酸溶液，以補償由于一回路冷卻劑連續

24、過冷而引起的正反應性，防止堆芯重返臨界。在蒸汽發生器傳熱管破裂事故，反應堆冷卻劑從蒸汽發生器一次側泄漏到二次側，直到一次側的壓力與二次側壓力平衡。在這種事故，安全注射系統補償因泄漏造成的冷卻劑量的減少。安全殼系統主要功能是在發生失水事故和主蒸汽管道破裂事故時承受內壓，容納噴射出的汽水混合物，防止或減少放射性物質向環境的釋放，作為放射性物質與環境之間的第三道屏障。對反應堆冷卻劑系統的放射性輻射提供生物屏蔽，并限制污染氣體的泄漏。對外部事件（如飛機撞擊、龍卷風）進行防護。安全殼噴淋系統的運行兩個階段：直接噴淋、再循環噴淋安全殼隔離系統(EIE）在反應堆失水事故發生后，為安全殼提供隔離手段，維護安全

25、殼密封的完整性、阻止放射性裂變產物向安全殼外釋放。安全殼隔離設施均按抗震SSE設計。安全隔離設施的設計應能承受失水事故后安全殼內最高溫度和壓力。全殼內側所有隔離設施的累積輻射劑量不應超過2×105Gy。可燃氣體控制系統用來監測、控制安全殼氣空間的氫氣體積分數，防止失水事故后安全殼內氫氣積累到超過燃燒或爆炸限值水平。 安全殼消氫系統的作用是，一旦核電站發生失水事故時，監測安全殼大氣的氫濃度，并消除氫氣，使安全殼大氣的氫濃度保持在較低的數值（<4%）,避免氫氧混合著火或爆炸保證安全殼結構的完整性。本系統的功能是在核電站發生失水事故后測量安全殼大氣的氫濃度并利用氫氧復合的原理去除安全

26、殼大氣中的氫氣，使其氫濃度低于4.0%(體積濃度)。本系統在電站啟動，正常運行和停堆時均不投入運行。只在失水事故發生后才投入運行安全殼疏排水系統收集反應堆廠房內所有的液體廢物主要疏水種類：清潔疏水、工藝疏水、地面疏水輔助給水系統(ASG) 主要功能：作為專設安全設施，在事故工況下，向蒸汽發生器應急供水，排出堆芯余熱直至達到余熱排出系統投入的運行條件。輔助給水系統設計成兩個容量為100%的系列。一個系列是兩臺各為50%容量的電動輔助給水泵，可由不同的應急母線供電；另一個系列是一臺100%容量的汽動輔助給水泵（或柴油機驅動泵）輔助給水泵：兩臺電動泵、一臺汽動泵汽輪機是將蒸汽的熱能轉換成機械能的蝸輪

27、式機械。它的主要用途是在熱力發電廠中做帶動發電機的原動機作完功的蒸汽稱為乏汽凝汽設備由凝汽器、凝結水泵、循環水泵和抽氣器組成配置有回熱加熱設備是為了提高循環熱效率除氧器是一種混合式加熱器，同時承擔除去水中溶解的氧的任務汽輪機設備是以汽輪機為核心，包括凝汽設備、回熱加熱設備、汽水分離再熱設備、調節和保護裝置及供油系統等附屬設備在內的一系列動力設備組合汽輪機按熱力過程特性分類分為凝汽式汽輪機，背壓式汽輪機，調節抽汽式汽輪機，中間再熱式汽輪機。按工作原理分類分為沖動式汽輪機、反動式汽輪機、混合式汽輪機；按新蒸汽壓力分低壓汽輪機、中壓汽輪機、高壓汽輪機、超高壓汽輪機、亞臨界汽輪機、超臨界汽輪機沖動力的

28、大小取決于運動物體的質量和速度變化“級”是汽輪機完成能量轉換過程的基本單元。它由兩個葉柵組成，即靜止葉柵(噴嘴)，及旋轉葉柵(動葉柵)。這種將蒸汽在噴嘴中膨脹產生的動能分幾次在動葉柵中利用的級，稱為速度級由若干個沖動級依次疊置而成的多級汽輪機，稱為多級沖動式汽輪機。由于流經各級后的蒸汽壓力逐漸降低，比容逐漸增大，因而蒸汽的體積流量也逐漸增大。為了使蒸汽順利流過，汽輪機的通流面積逐漸增加，所以噴嘴和動葉的高度以及級的直徑都逐漸增大。反動式汽輪機一般都是多級的蒸汽在汽輪機中的能量轉換包括兩個過程，即蒸汽的熱力勢能轉換成蒸汽的動能；蒸汽的動能轉換成推動汽輪機轉子旋轉的機械功噴嘴是將熱能轉變成動能的具

29、有特定形狀的流道。蒸汽具有粘性，因而它在噴嘴中的流動是有損失的，其損失包括：蒸汽與噴嘴壁面的摩擦損失、蒸汽內部質點間的摩擦損失，以及蒸汽在噴嘴內產生的渦流損失等蒸汽在級內能量轉換過程中影響蒸汽狀態的各種損失稱為級內損失。現代大中型汽輪機的相對內效率為接近90%。汽輪機由轉動部分和靜止部分所組成飽和汽輪機組總是設計成高壓缸和一組低壓缸串級式配置，在進入低壓缸前設置有汽水分離再熱器，一般情況下，核電廠大功率汽輪機的所有汽缸都設計成雙流的汽輪機為4缸、六排汽口型式三臺低壓缸具有基本相同的結構，皆為雙層缸，水平對分式飽和汽輪機組六大特征：新蒸汽參數在一定范圍內變化； 蒸汽參數低； 體積流量大； 核汽輪

30、機組多數級工作在濕汽區；采用汽水分離再熱；易超速反應堆冷卻劑溫度提高的潛力已很小(堆芯出口平均溫度一般不超過330)與高參數汽輪機相比，低壓缸發出的功率較大，達到整個機組功率的50%60%考慮到汽輪機軸長度限制，低壓缸排汽口不多于個飽和汽輪機組需采取除濕措施，以提高效率和保障安全運行，汽水分離再熱器系統功能: 除去高壓缸排汽中的水分（汽水分離）；提高進入低壓缸的蒸汽溫度（再熱）大亞灣核電廠汽輪機額定工況時高壓缸排汽濕度近14.3%。為進一步高經濟性，現代核汽輪機組一般采用兩級再熱，第一級再熱的加熱蒸汽來自高壓缸抽汽，第二級再熱的加熱蒸汽用新蒸汽現代核電廠普遍采用一體化的汽水分離再熱器，按結構型

31、式，有臥式和立式的兩種凝汽器是二回路熱力循環的冷源。其基本功能是接收汽輪機的排汽并將其凝結成水，構成封閉的熱力循環。具體功能有：在循環水系統、汽輪機軸封系統及真空系統的支持下，建立并維持汽輪機所要求的背壓，保證汽輪機安全、可靠、經濟地運行接受汽輪機排汽及蒸汽排放系統的蒸汽，并將其凝結成水。接受來自各疏水箱的疏水，經過濾除氧，保持凝結水水質，為二回路貯存供應凝結水。凝汽器是一個工作在真空條件下的表面式熱交換器。凝汽器設計時，應力求：汽側傳熱系數高，汽阻要小、凝結水過冷度小，除氧效果好凝汽器強化傳熱的主要途徑有：提高循環水側放熱系數、減少污垢熱阻、提高蒸汽側放熱系數每臺凝汽器由殼體、膨脹連接件、管板、管束、水室和熱井組成。核電廠二回路熱力系統功能：作為蒸汽和動力轉換系統、將反應堆衰變熱帶走、控制來自一回路泄露的放射性水平核電廠二回路熱力系統分為局部熱力系統和全面熱力系統主蒸汽系統的功能是把蒸汽發生器產生的蒸汽送到各用氣點。蒸汽用戶有汽輪機、汽水分離再熱器，通向凝汽器和大氣的蒸汽排放系統，主給水泵汽輪機、輔助給水泵汽輪機、除氧器等限流器：防止發生蒸汽管道破裂時蒸汽流量過大對一回路造成過度冷卻，從而給核電廠提供保護。蒸汽管線的壓力必須低于所屬的蒸汽發生器所在的可能運行工況下的壓力，因此設計基準和蒸汽發生器二