核电站蒸汽发生器的建模及仿真

核电站蒸汽发生器简介

福清核电工程 蒸汽发生器设备监造技术培训教材 苏州热工研究院有限公司

目录第一章蒸汽发生器设备概述 第二章蒸汽发生器材料采购 第三章蒸汽发生器材料采购监造 第四章蒸汽发生器的制造 第五章蒸汽发生器焊接过程的监造 第六章蒸汽发生器监造重点 第七章蒸汽发生器监造的监督计划

第一章蒸汽发生器设备概述 1、蒸汽发生器设备简述 核电站蒸汽发生器（简称SG）主要功能是作为热交换设备将一回路冷却剂中的热量传给二回路给水，使其产生饱和蒸汽供给二回路的动力装置。1000MW核电机组有三个环路，每个环路装有一台蒸汽发生器，每台容量是按照满功率的三分之一的反应堆热功率设计。 蒸汽发生器是连接一回路与二回路的设备，在一、二回路之间构成防止放射性外泄的第二道屏障。由于水受辐照后活化以及少量燃料包壳可能破损泄漏，流经堆芯的一回路冷却剂具有放射性，而压水堆核电站二回路设备不受到放射性污染，因此蒸汽发生器管板和倒置的U型管是反应堆冷却剂压力边界的组成部分，属于第二道放射性防护屏障之一。 蒸发器中的冷却剂压力边界的组成部分的部件安全等级1级，二次侧部件的安全等级是2级、抗震等级1I、质保等级1级、设计等级1级；每台核电机组有三台蒸汽发生器。 下图是1000MW核电站核岛主设备布置示意图。 核岛主设备连接示意图 2 蒸汽发生器工作原理 在大亚湾核电站、岭澳核电站均采用立式、自然循环、U型管式蒸汽发生器，其结构如上图。从反应堆流出的冷却剂经一回路热管段由蒸汽发生器的下封头的进口接近进入水室，然后在倒U型管束内流动，倒U型管的外表面与二回路给水接触，传热给二回路水，并使其汽化，完成一、二回路间的热交换。一回路冷却剂携带的热量传给二回路后，温度降低，再经过过下封头的出口水室和出口接管，流向一回路的过度管道然后进入主泵的吸入口。 二回路的给水由蒸汽发生器的给水接管进入给水环管，通过环管上的一组倒J形管进入下筒体与管束套筒之间的环状空间（即下降通道），与汽水分离器分离出的水混合后向下流动，直至底部管板，然后转向，沿着倒U型管束的管外（即上升通道）向上流动，被传热管内流动的一回路冷却剂加热，一部分水蒸发成蒸汽。汽水混合物离开倒U型管束顶部继续上升，依次进入旋叶式汽水分离器和干燥器，经汽水分离后，蒸汽从蒸汽发生器的顶部出口流向汽轮机做功，分离出来的水则往下与给水混合进行再循环。 需指出的是，蒸汽发生器二回路侧流体流动是依靠自然循环驱动的。管束套筒将二次侧的水分为上升通道和下降通道。下降通道内流动的是低温的水与汽水分离器分离出来的饱和水混合物，属单相水（过冷水），而上升通道流动的是汽水混合物，在相同的压力下，单

核电站蒸汽发生器传热管束结构设计说明书

毕业设计（论文）任务书 2015 届机械工程及自动化专业 题目：核电站蒸汽发生器传热管束结构设计 子题： 学生姓名：班级学号： 指导教师：职称： 所在系（教研室）：机电与信息工程系 下达日期：2014年7月4日完成日期：2015年5月18日

摘要 当今社会，机械工业是一个国家的重要产业，机械工业的发展无时不刻都在影响着国家经济的发展，人类的进步离不开机械工业的发展。在全球经济发展的大环境下，中国各个行业被其他国家的先进技术影响的同时，越来越多的外国企业和品牌传播到中国已经成为现实。在新的市场需求的推动下，对核电站蒸汽发生器传热管束进行改良和优化是当务之急。有大型核电站蒸汽发生器传热管束生产设备企业对设备的安全指标的有着一定生产的严格要求。在生产设备的企业，充分考虑到在设备运行中可能出现的问题，从而减少噪声污染引起的振动或不当操作设备的现象等。国内核电站蒸汽发生器传热管束设备的研发及制造要与全球号召的高效经济、安全稳定主题保持一致。核电站蒸汽发生器传热管束的发展与人类社会的进步和科学技术的水平密切相关。 本次设计是关于核电站蒸汽发生器传热管束结构的设计，通过对传统的核电站蒸汽发生器传热管束结构进行了改进和优化，使得此种类型的核电站蒸汽发生器传热管束结构的使用范围更广泛，更加灵活，并且对今后的选型设计工作有一定的参考价值。 关键词：核电站蒸汽发生器传热管束结构；结构；效率；参考

Abstract For a lot of special places, like the risk is very big, or we are difficult to reach, such as disarm bombs, unknown corresponding domains such as detection, probing deep of more dangerous situation usually need to implement the robot.It’s a main part of robot for micro pedipulator, walking robots and more than six feet, compared to the Eight Legged Robot, because of strong bearing capacity, good stability, which the meritss is simple construction, So, a large number of researchers around the world, start generally attach importance. This paper mainly to the four bar mechanism as the main execution elements to design of micro walking the whole scheme of the four bar mechanism. Its principle is diagonal synchronization, leg activity by the structure of the crank rocker, front leg movements around the same, it detailed performance curve characteristics of the connecting rod,when the curve trajectory diagonal straight line segment, the robot is stationary, the motion trajectory when the diagonal curve is slanting line do the walking motion, robot. The miniature walking robot is mainly driven by DC servo motor, so as to drive the leg action driven synchronous belt wheel by a crank and rocker mechanism. so the design of a special press be imperative. Graduation project this time is a tube axial compressive loading machine. This paper introduces the theoretical calculation to design sleeve pressing machine structure, working principle and main parts of the strength check and the advantages of the sleeve, pressing machine is efficient. Key word:pneumatic manipulator；cylinder；pneumatic loop；Fout degrees of freedom.

核电站蒸汽发生器的设计解析

蒸汽发生器设计说明书时间：2012年12月2日

目录 第一章绪论............................................................................................................... 第二章蒸汽发生器的设计与计算............................................................................... 2.1 根据热平衡确定换热量.................................................................................... 2.2 管径的选取以及传热管数目的确定................................................................ 2.3 换热面积的计算................................................................................................ 2.4 管束结构的计算................................................................................................ 2.5 强度计算............................................................................................................ 2.6 主要管道内径的计算........................................................................................ 2.7 一回路水阻力计算............................................................................................ 2.8 二回路水循环阻力计算.................................................................................... 2.9 运动压头计算.................................................................................................... 2.10 循环倍率的确定................................................................................................ 第三章结论与评价....................................................................................................... 附录1 蒸汽发生器热力计算表 附录2 蒸汽发生器水力计算表 附录3 蒸汽发生器强度计算表

压水堆核电站蒸汽发生器的制造

2003 4 11 1. U 2 2.1 690 WHF 2.2 A508-

12 2003 4 10 mm TIG 10 120 g>0.9 100%100% 6% 2.3 3 18 MND5 850 92 5 635 665 2.4 18 MND5 2 1 1 3 3.1 3 2 3.2

2003 4 13 4 <5 mm 50 60 cmkg 28 mm 3 mm 16 22 10 MND5 690 50 150 250 1 1 5 100% 100% 5 4.2 4 6 320 MPa 16 320 Mpa 99.9%150 6 7 mm 6.35 mm 3.56 mm 7 4. 4.1 24Cr-12Ni 20Cr-10Ni

14 2003 4 690 100%100% 6 8 5. 5.1 5.1.1 3497 mm 8 mm 7555 mm 8956 4.3 19.4+0.08-0.05 mm 27.43 mm 0.127 8 mm 6.7 mm 4 5.1.2 3296 mm 9 mm 525 mm 5954 8 1 2 3 4 5 6 7 22.33+0.08-0.08 mm 31 mm 9

2003 4 15 0.15 mm 30 mm Z10Cr13 Cr13% 0.3 mm ; AISI405 0.3 mm 0.5 mm 0.26 mm X Y 5 m ;1000 mm 3 mm 22+0.4-0 12 2 4 4 6. 9 6.1 4 V Saint Marcel Y 3 5954 3 1/3 3 1180 /0.08 0.09 mm/ 12 9 3 U 6.2 U U 10 U 5.2 Vallourec-Monbord 100% 100%U

UNIT 16 STEAM GENETATOR 核电厂蒸汽发生器

UNIT 16 STEAM GENETATOR 蒸汽发生器 1.The steam generators are vertical, shell and U-tube heat exchan gers where energy from the hot pressurized reactor coolant is t ransferred to the secondary coolant to produce dry, saturated s team. 蒸汽发生器为立式U型管热交换器。在此，一回路高温高压的能量传递给二次侧的流体，产生干燥、饱和的蒸汽。 2.The dry saturated steam produced is used to operate the main t urbine and auxiliaries in the production of electricity. 干燥饱和的蒸汽用于汽机和辅助系统的用汽，最终产生电力。 3.The steam generator design requirements are to produce saturat ed steam with less than 0.5percent moisture by weight. SG设计要求其二次侧产生的蒸汽湿度小于0.5%。 4.The tubesheet and the heat transfer tubes form the boundary be tween the radioactive primary system and the non-radioactive se condary system. 强放射性的一次侧和无放射性的二次侧的隔离是通过传热管和管板实现。 5.Reactor coolant enters the steam generator consists of the inle t nozzle. Flows through the inlet chamber, U tubes, outlet cham ber and leaves it from outlet nozzle. 主冷却剂先流经入口管，然后进入到入口水室，经U型传热管到出口水室，最后通过出口管离开SG。 6.The secondary side of the steam generator consists of the feed water and steam nozzles, the tube bundle and supports, the tub e bundle wrapper, primary and secondary moisture separators and appropriate instrumentation and blowdown penetration.

压水堆蒸汽发生器热交换管的在役涡流检查标准版本

文件编号：RHD-QB-K3245 （操作规程范本系列） 编辑：XXXXXX 查核：XXXXXX 时间：XXXXXX 压水堆蒸汽发生器热交换管的在役涡流检查标 准版本

压水堆蒸汽发生器热交换管的在役 涡流检查标准版本 操作指导：该操作规程文件为日常单位或公司为保证的工作、生产能够安全稳定地有效运转而制定的，并由相关人员在办理业务或操作时必须遵循的程序或步骤。，其中条款可根据自己现实基础上调整，请仔细浏览后进行编辑与保存。 蒸汽发生器热交换管是压水堆一回路压力边界的重要组成部分，是防止放射性裂变产物外泄的主要屏障，因此热交换管对核安全的重要性仅次于反应堆压力容器、安全壳和一回路主管[1]。热交换管破裂后，一回路放射性冷却剂将进入二回路，发生冷却剂丧失事故。放射性裂变产物或者进入常规岛，或者通过安全阀排向大气，造成核污染。因此蒸汽发生器热交换管的检查极为重要。 1 热交换管的材料

早期热交换管材料选用奥氏体不锈钢，例如304不锈钢。由于抗应力腐蚀能力较差，欧美国家开发出镍基合金钢作为热交换管的材料。最早的镍基材料是Alloy600。后来发现Alloy600材料抗应力腐蚀的能力仍不理想，因此又开发出Alloy800和Alloy690材料。目前西欧、日本和美国的核电厂都使用镍基合金作热交换管材料，一部分老核电厂仍然使用Alloy600，一部分新核电厂已使用Alloy800和Alloy690。 除了强度和韧性考虑外，热交换管选材有2个原则： （1）抗应力腐蚀； （2）抗材料流失，防止一回路活化产物过多。 广东核电集团下属核电厂的蒸汽发生器热交换管均使用Alloy690，秦山一期使用Alloy800，田湾核

压水堆核电站工作原理简介

压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备，是产生核能的源泉。在压水反应堆中，能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间（10-14s）的极不稳定激化核阶段，然后开裂成两个主要碎片，同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质，它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说，目前已发现的裂变碎片有80多种，这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中，俘获1个中子会产生2～3个中子，只要其中有1个能碰上裂变核，并引起裂变就可以使裂变继续进行下去，称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损，根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化，即ΔE＝Δmc2。对铀-235来说，每次裂变释放出的能量大约为200Mev（1兆电子伏=1.6×10-13焦耳）。这些能量除了极少数（约2％）随裂变产物泄露出反应堆外，其余（约98％）全部在燃料元件内转化成热能，由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂，用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆，由下至上流动，吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水，使二回路水变成蒸汽，而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，构成一个密闭的循环回路，称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量，从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功，将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。在膨胀过程中，从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水，大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器，在这里进行汽水分离，并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功，从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低

核电厂蒸汽发生传热管破裂事故处理

核电厂蒸汽发生传热管破裂事故处理

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核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理-机电论文 核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理 毛家祥刘全友杨加东陆永卫张志阳 （中核核电运行管理有限公司，浙江海盐314300）【摘要】压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）发生后，操纵员依据现象加以识别、隔离故障蒸汽发生器；对一回路快速降温降压，减缓一回路冷却剂的泄漏；及时终止安注，平衡一、二次侧压力，终止蒸汽发生器传热管的泄漏；继续降温降压，将电厂带入最佳状态。处理过程中要力求快速和准确，限制放射性流出物向大气环境的不可控排放，将事故后果降至最低。 关键词蒸汽发生器；传热管；破裂；处理 0 引言 压水堆核电厂随着运行年限的增加，蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）发生的概率逐年增加。已经发生过SGTR事故的压水堆机组有：1976年的美国Surry 1 号机组、1979年的比利时Doel 2号机组、1982年的美国R.E.Ginna电厂、1987年的美国North Anna 1号机组、1988年的美国MC Guire 1号机组、1991年的日本Mihama 2号机组、1992年的美国Palo Verdo 2号机组、1996年的比利时Tihange电厂等。本文以CP300压水堆核电机组为例，对蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR）处理进行讨论。 1 事故诱因 蒸汽发生器（SG）传热管管束多，CP300核电机组电功率为300MW，其单台SG传热管多达2977根。传热管管壁薄，只有1.2mm。同时传热管工作环境恶劣，其一二次侧均为高温高压快速流动的冷却剂，且二次侧为两相流体。长

核电站简介

核电站简介 核电站是利用核裂变或核聚变反应所释放的能量产生电能的发电厂。目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电。核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统），使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。 1、简介： 核电站又称核电厂，它指用铀、钚等作核燃料，将它在裂变反应中产生的能量转变为电能的发电厂。核电厂主要以反应堆的种类相区别，有压水堆核电厂、沸水堆核电厂、重水堆核电厂、石墨水冷堆核电厂、石墨气冷堆核电厂、高温气冷堆核电厂和快中子增殖堆核电厂等。核电厂由核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规岛（主要是汽轮发电机组）和电厂配套设施三大部分组成。核燃料在反应堆内产生的裂变能，主要以热能的形式出现。它经过冷却剂的载带和转换，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事故下限制放射性物质外溢。为了保证堆芯核燃料在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化，核电厂设置有多项安全系统。 火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站。核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能产生蒸汽的核岛，包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，就会产生电，这些电能通过电网送到四面八方。这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 2、工作原理： 核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。利用蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。原子由原子核与核外电子组成。原子核由

压水堆核电站的发电原理

压水堆核电站的发电原理 核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能，再被高压水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。 一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。 二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝聚成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这样的汽水循环过程，被称为二回路。 三回路三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。 什么是核燃料? 核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。 压水堆核电站用的是浓度为3%右左的核燃料（铀一235）。大亚湾核电站的核反应堆内有157个核燃料组件，每个组件由17×17根燃料棒组成。燃料棒由烧结二氧化铀芯块装入锆合金管中封焊构成。一个燃料组件中有一束操纵棒，操纵核裂变反应。 利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，其流程原理如图2.1所示。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。本色上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。 反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路（见图2.2）。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，汲取了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。 为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行，核电厂还设置了专设安全设施和一系列辅助系统。 一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废物处理系统，部分系统同时作为专设安全设施系统的支持系统。专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却办法，并防止放射性物质的扩散。 二回路系统由汽轮机发电机组、冷凝器、凝聚水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器汲取热量变成高压蒸汽，然后驱动汽轮发电机组发电，作功后的乏汽在冷凝器内冷凝成水，凝聚水由凝聚水泵输送，经低压加热器进入除氧器，除氧水由给水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生器，如此形成热力循环。为了保证二回路系统的正常运行，二回路系统也设有一系列辅助系