浅谈核电站常规岛技术方案

djde_2000

浅谈核电站常规岛技术方案
( S) h; g, E8 `    核电站的设备选型和供货商的选择，应采用国际竞争性招标方式，在技术、经济、自主化、国产化等方面进行深入分析比较，来选定供货商和机型。国外制造商必须选择国内设备制造厂作为合作伙伴，转让技术、合作生产，逐步全面实现自主化和设备国产化。
　　经初步研究，常规岛部分可供选择的国外主要设备潜在供货商有：英法GEC-ALSTHOM公司、美国西屋公司、日本三菱公司、美国GE公司等。到目前为止，ALSTHOM公司已同中国东方集团公司进行合作，形成一个联合体；美国西屋公司已同上海核电设备成套集团公司合资，组成西屋-上海联队。其它公司到目前尚未进行合作。
( K. [7 k- j- E' O! S# U7 N! d　　根据ALSTHOM公司、西屋公司、三菱公司和GE公司等核电设备制造商所提供的资料，按照堆型的不同和一回路的不同，可以形成四类技术方案：
) x8 _3 M6 s; ]  X4 C0 s　　方案一——三环路改进型压水堆核电机组；
　　方案二——ABB-CE的系统80(System 80)型压水堆核电机组；
: }- b- G6 U  z) X　　方案三——日本三菱公司的四环路压水堆核电机组；
+ H) \1 y) l3 t7 ~! N　　方案四——先进型沸水堆(ABWR)核电机组。
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　下面就各类技术方案分别进行分析。
0 U0 M( {2 N6 m! p) Z% p  ]1　三环路改进型压水堆核电机组
　　此方案的一回路为标准的300 MW一个环路的三环路压水堆。此类方案包括中广核集团公司提出的CGP1000、欧洲公司(包括EDF、FRAMATOME、GEC-ALSTHOM)推出的CNP 1000和西屋-上海联队推出的CPWR1000三种压水堆核电机组。
1.1　CGP1000与 CNP1000核电机组
" |; y9 M$ y& z" S! u& V　　CGP 1000由中广核集团提出，以大亚湾核电站为参考站，并借鉴美国西屋公司和ABB-CE公司的部分先进的设计，有选择地吸收了用户要求文件(URD)的要求，形成以300 MW一条环路的CGP1000技术方案。常规岛部分，汽轮发电机组选用ALSTHOM的Arabelle1000型汽轮发电机组。
　　CNP1000由欧洲制造商(EDF、FRAMA-TOME、ALSTHOM)根据法国核电计划及大亚湾核电站、岭澳核电站等工程的设计、制造、安装、运行及维修中积累起来的经验推荐给中国的核电机组。常规岛部分的汽轮发电机组也以Arabelle1000型汽轮发电机组作为推荐机组。
2 n/ T; c  g: B$ H: V　　由于CGP1000和CNP1000的常规岛部分的汽轮发电机组均为Arabelle1000型，所以实际上为同一类核电机组。
　　ALSTHOM在总结54台第1代汽轮发电机组的运行经验基础上，组合出了Arabelle1000型汽轮发电机组，参考电站为Chooz B(2台1 450 MW机组已分别于1996年7月11月投入运行)。
  A6 f- O) h% M. m1.1.1　Arabelle1000型汽轮发电机组的主要技术数据
　　a)最大连续电功率：1 051 MW；
　　b)转速：1 500 r/min；
8 t- a7 k$ k, U　　c)机组效率：36.3%；
　　d)末级叶片长度：1 450 mm；
5 P% x* L+ }* @* D6 O　　e)排汽面积：76.8 m2；
& |9 p  P/ |' G! p* D: o' B　　f)背压：5.5 kPa；
% Z" B) k, r5 \$ ?　　g)凝汽器冷却面积：68 633 m2；
　　h)发电机额定输出功率：1 050 MW；
　　i)发电机视在输出功率：1 235 MVA；
　　j)发电机额定功率因数：0.85；
　　k)发电机额定端电压：26 kV。
1.1.2　Arabelle1000型汽轮发电机组的主要特点
$ A  j( j$ R" |0 w4 K　　a)缸体结构：三缸四排汽(HP/IP+2×LP94)，汽轮机采用高中压组合汽缸并直接和2个双流低压缸相连接，含有流向相反的高压和中压蒸汽流道。低压缸为双流式，低压外缸体支承在冷凝器上面，不是直接装在汽机基础上，轴承座和内缸体直接座于汽机基础上；
" E& |/ _$ F, N. ]9 u" `　　b)由于末级叶片比较长，具有较大的排汽面积，可使蒸汽膨胀过程加长，减少余速损失，提高机组效率；
　　c)由于蒸汽在高／中压缸中膨胀过程是以干蒸汽单流方向进行，另外，在高、中压排汽口加装抽汽扩散器以增加效率，所以，  Arabelle1000型汽轮机的高中压膨胀效率相对比较高；
　　d)发电机采用水氢氢冷却方式，励磁系统采用无刷励磁方式。
# }5 t4 V9 _# P1.2　CPWR1000核电机组
　　CPWR1000由西屋-上海联队推出，由上海市核电办公室牵头，组织上海核工程研究设计院、华东电力设计院、西屋公司等单位联合展开CPWR1000概念设计工作，并于1997年6月份完成。
　　CPWR1000是建立在西屋公司成熟的、经过设计、工程实践验证的技术上，以西班牙的Vandellos Ⅱ为参考电站(该电站已有50 000 h以上的高利用率的运行业绩)，结合西屋先进型压水堆机组(APWR1000)技术，并进行适当改进而来。

5 O7 B4 O/ U8 h- s+ i1.2.1　CPWR1000汽轮发电机组主要技术数据
　　a)汽轮机型式：单轴、四缸、六排汽、凝汽式、二级再热装置；
# q% `- X6 M3 q- x　　b)转速：1 500 r/min；
4 F2 o. g9 m# _6 v; B2 k- H  g　　c)主蒸汽门前蒸汽压力：6.764 MPa；
　　d)主蒸汽门前蒸汽温度：283.5 ℃；
　　e)主蒸汽门前蒸汽流量：5 493.5 t/h；
1 \) ~! U9 O& B" P+ ]　　f)主蒸汽门前蒸汽湿度：0.25%；
5 n# i/ b" E+ y5 e! O& r, m! ?4 T9 `　　g)回热抽汽级数：6级(1级高压加热器+1级除氧器+4级低压加热器)；
　　h)给水温度：223.9 ℃；
8 A* M  _3 ?. x# U/ |　　i)平均冷却水温度：23.0 ℃；
( X# `0 _3 G% l' a! e) w( O: Y5 S　　j)末级叶片长度：1 250 mm；
- D0 Q; S( w9 P3 x% b8 ^　　k)排汽压力：5 kPa；
　　l)净热耗率：9.788 kJ/(Wh)；
　　m)机组最大保证功率：1 071.09 MW；
9 b* d- ?$ ?8 Q$ h　　n)发电机功率因数：0.9；
4 J: H$ ?* V5 e) x# N4 v& L5 \　　o)短路比：0.5；
　　p)冷却方式：水氢氢；
　　q)励磁系统：静态励磁系统。

, N5 V; ]( g0 u: X. [+ G2 ?/ X& D1.2.2　APWR1000汽轮发电机组结构特点
( L- S' \2 H( r3 k2 F8 R% b) D4 p　　汽轮发电机组采用1个双流式高压汽缸及3个双流式低压汽缸串联组合，汽轮机末级叶片长度为1 250 mm，六排汽口，配置2台一级汽水分离以及两级蒸汽再热的汽水分离再热器。
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1.2.3　CPWR1000相对于Vandellos Ⅱ的主要改进
　　a)核电机组最大保证出力由982 MW改为1 071 MW；
5 ?8 C4 w5 L& }# g　　b)主汽门前蒸汽参数由6.44 MPa、280.2 ℃改为6.76 MPa、283.5 ℃；
$ R1 u& m8 F! p6 c& q　　c)平均冷却水温度由17.8 ℃改为23 ℃；
　　d)末级叶片长度由1 117.6 mm改为1 250 mm；
" j' e6 K) g4 E　　e)汽轮机旁路容量由40%额定汽量改为85%；
: e' _! e- y* m4 H# ^6 `3 f% k　　f)汽轮机回热系统由不设除氧器改为带除氧器；
* ?* W$ F2 m4 o3 F　　g)发电机电压拟由21 kV改为24 kV；
　　h)凝汽器压力由7 kPa改为5 kPa；
6 w5 r, x( Q5 s　　i)汽轮机净热耗率由10.209 kJ/(Wh)降到9.788 kJ/(Wh)以下；
　　j)加大凝结水精处理装置容量；
　　k)常规岛仪表控制采用微机分散控制系统。
( B& H/ |' g" A% o: O: F2　ABB-CE的系统80(System80)型压水堆核电机组
* }" ^" c3 t/ k0 j+ Z8 N, ^　　此方案也是压水堆机组，较三环路方案不同之处是核岛部分为双蒸发器，由美国燃烧工程公司(ABB-CE)开发而成。此方案也为韩国核电国产化方案，核岛部分为ABB-CE的系统80反应堆，相匹配的常规岛部分为美国GE公司的汽轮发电机组。参考电站为韩国灵光3、4机组。
1 r/ M; V0 I; K) `  g　　灵光3、4机组经过2～3 a的运行，设备运行状况良好。
　　目前由于还没有收集到GE公司关于灵光3、4机组常规岛部分的详细资料，汽轮发电机组的技术参数、型式、内部结构及热力系统等还暂时不能描述。

3　日本三菱公司的四环路压水堆核电机组
& Z  `1 b& ?# B) J0 w( w2 |  `　　此方案亦属成熟技术的压水堆机组，其技术的先进性与安全水平与三环路和双蒸发器方案相当。日本三菱公司推荐的四环路压水堆核电机组方案，是以日本大饭3、4机组作为参考电站。
* M+ |, S( k0 ^- U( s5 Q( t, P　　大饭3、4机组采用了美国西屋公司的Model 412的标准设计，与大饭1、2号机组完全一致(大饭1、2号机组均为西屋公司设备)，是一个技术成熟的、有丰富运行经验的机组。大饭3、4号机组已分别于1991年和1992年投入商业运行。
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2 y( }2 v9 U1 h/ E. m3.1　三菱公司提供的汽轮发电机组的主要技术数据
" ^- e  ^* Q5 r　　a)发电机端额定出力：1 036 MW；
' E( d$ g" h  X/ ], G' U) x" s　　b)汽轮机型式：TC6F-44；
　　c)转速：1 500 r/min；
　　d)主汽门前蒸汽参数：压力6.30 MPa(绝对压力)，温度279.6 ℃，湿度0.43%，额定出力时蒸汽流量5 844.129 t/h；
+ i; P3 L- |6 Y7 F) M' l+ Q. n　　e)给水温度：226.7 ℃；
　　f)凝汽器压力：5.07 kPa(绝对压力)；
　　g)低压缸总的排汽面积：71 m2；
! N' q% `" J, s3 |* v  h- j　　h)发电机冷却方式：水氢氢；
5 u; p; d1 i- m- x5 L- L　　i)励磁方式：无刷励磁。

0 O" a/ y9 j( X0 x8 }  G  E  {3.2　机组的主要特点
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3.2.1　热力系统
　　热力系统为压水堆机组典型的热力系统，MSR再热为两级。汽轮机为1个高压缸和3个低压缸。回热系统为1级高压加热器+1级除氧器+4级低压回热器。
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3 a$ R) \9 S- E! R, i3.2.2　厂房布置
- ?9 t' {& R$ D: E　　机组布置为平行式，即反应堆的轴线与汽轮发电机组的轴线平行，这样的布置比较紧凑，汽机房体积小，行车可以共用，电缆长度短，机组之间的交通方便，只需要在汽机房墙的设计上考虑叶片飞射物的保护厚度即可。
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4　先进型沸水堆(ABWR)核电机组
4 v5 @5 }* e- Z# \+ F4 K2 D3 t　　此方案为美国通用电气公司(GE)推出的先进型沸水堆(ABWR)核电机组，能满足用户要求文件(URD)。以日本东京电力公司的柏崎6、7号机组作为参考电站。
　　柏崎6、7号机组是目前世界上唯一获得美、日两国设计批准的、已建成并投入商业运行的改进型沸水堆核电机组。反应堆和汽轮发电机组均由美国通用电气公司生产，柏崎6号机是世界上第1个ABWR机组，于1991年9月开始建设，1996年11月竣工投入商业运行。
　　沸水堆核电机组是以美国通用电气公司(GE)为主进行开发的。1957年首台沸水堆核电机组投入运行，其后，经过多年的改进，从BWR-1到BWR-6，最后到ABWR。
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4.1　ABWR汽轮发电机组主要技术数据
　　a)额定功率：1 350 MW；
　　b)汽轮机型式：TC6F-52；
+ F# _) C) M) p0 g* l9 Y! t　　c)汽缸结构：四缸六排汽(1HP+3LP)；
3 w+ j6 C7 P6 z2 u　　d)主汽门前主蒸汽压力：6.79 MPa；
/ O5 G" A/ E% [1 ?" s* Q1 L　　e)主汽门前主蒸汽流量：7 640 t/h；
　　f)主汽门前主蒸汽湿度：0.4%；
5 {* I' r, u1 _3 u7 {8 A　　g)低压缸末级叶片长度：1 320.88 mm；
% U3 R4 g3 x- ~3 {6 [! `, ]6 ?1 h2 v　　h)回热系统：4级低压加热器+2级高压加热器(无除氧器)。
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1 K' J4 [' v0 [; t( T* A1 _4.2　ABWR核电机组的主要特点
4.2.1　热力系统
　　热力系统为直接循环系统，冷却剂直接作为汽轮机的工质，将PWR核电机组中的一回路和二回路并为1个回路。
* }! C' U" g& j+ S$ q　　ABWR和PWR的汽轮机回热抽汽系统没有什么两样，其参数相似，ABWR主蒸汽压力略高于PWR，MSR的再热采用两级，以提高热效率，4级低加、2级高加，不设除氧器。加热器的疏水泵将疏水打入前级凝结水管。

4.2.2　厂房布置
　由于ABWR是反应堆核蒸汽直接通到汽轮机，因此汽机厂房需要考虑防放射性的措施，汽机高压缸、MSR、高压加热器均用屏蔽墙隔离，运行期间人员不能进入。汽轮机的抽汽机排汽需经过过滤排入排汽筒，整个汽机车间是闭式通风系统。主蒸汽通过的安全壳两侧都有开关隔离阀。ABWR在正常运转时，如核燃料包壳不破损，主蒸汽携带放射性核元素主要是N16，N16的半衰期仅7 s。新蒸汽部分，即高压缸部分、MSR、高压加热器部分是带放射性的，需要屏蔽，而低压缸、凝结水部分是不带放射性的，不做特殊屏蔽。
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5　结束语
; j1 R, @2 x4 k! b5 r* o　　以上四类技术方案的核电机组均是目前世界上技术比较先进和成熟的机组，其参考电站均有良好的运行业绩，四类方案都是可以供我国将来核电站选择的常规岛技术方案。

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