核電站常規技術分析論文

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摘要根據國內外有關核電設備制造廠所提供的資料，形成四類可供我國將來核電站選擇的常規島技術方案，并對四類技術方案進行了分析。

核電站的設備選型和供貨商的選擇，應采用國際競爭性招標方式，在技術、經濟、自主化、國產化等方面進行深入分析比較，來選定供貨商和機型。國外制造商必須選擇國內設備制造廠作為合作伙伴，轉讓技術、合作生產，逐步全面實現自主化和設備國產化。

經初步研究，常規島部分可供選擇的國外主要設備潛在供貨商有：英法GEC-ALSTHOM公司、美國西屋公司、日本三菱公司、美國GE公司等。到目前為止，ALSTHOM公司已同中國東方集團公司進行合作，形成一個聯合體；美國西屋公司已同上海核電設備成套集團公司合資，組成西屋-上海聯隊。其它公司到目前尚未進行合作。

根據ALSTHOM公司、西屋公司、三菱公司和GE公司等核電設備制造商所提供的資料，按照堆型的不同和一回路的不同，可以形成四類技術方案：

方案一——三環路改進型壓水堆核電機組；

方案二——ABB-CE的系統80(System80)型壓水堆核電機組；

方案三——日本三菱公司的四環路壓水堆核電機組；

方案四——先進型沸水堆(ABWR)核電機組。

下面就各類技術方案分別進行分析。

1三環路改進型壓水堆核電機組

此方案的一回路為標準的300MW一個環路的三環路壓水堆。此類方案包括中廣核集團公司提出的CGP1000、歐洲公司(包括EDF、FRAMATOME、GEC-ALSTHOM)推出的CNP1000和西屋-上海聯隊推出的CPWR1000三種壓水堆核電機組。

1.1CGP1000與CNP1000核電機組

CGP1000由中廣核集團提出，以大亞灣核電站為參考站，并借鑒美國西屋公司和ABB-CE公司的部分先進的設計，有選擇地吸收了用戶要求文件(URD)的要求，形成以300MW一條環路的CGP1000技術方案。常規島部分，汽輪發電機組選用ALSTHOM的Arabelle1000型汽輪發電機組。

CNP1000由歐洲制造商(EDF、FRAMA-TOME、ALSTHOM)根據法國核電計劃及大亞灣核電站、嶺澳核電站等工程的設計、制造、安裝、運行及維修中積累起來的經驗推薦給中國的核電機組。常規島部分的汽輪發電機組也以Arabelle1000型汽輪發電機組作為推薦機組。

由于CGP1000和CNP1000的常規島部分的汽輪發電機組均為Arabelle1000型，所以實際上為同一類核電機組。

ALSTHOM在總結54臺第1代汽輪發電機組的運行經驗基礎上，組合出了Arabelle1000型汽輪發電機組，參考電站為ChoozB(2臺1450MW機組已分別于1996年7月11月投入運行)。

1.1.1Arabelle1000型汽輪發電機組的主要技術數據

a)最大連續電功率：1051MW；

b)轉速：1500r/min；

c)機組效率：36.3%；

d)末級葉片長度：1450mm；

e)排汽面積：76.8m2；

f)背壓：5.5kPa；

g)凝汽器冷卻面積：68633m2；

h)發電機額定輸出功率：1050MW；

i)發電機視在輸出功率：1235MVA；

j)發電機額定功率因數：0.85；

k)發電機額定端電壓：26kV。

1.1.2Arabelle1000型汽輪發電機組的主要特點

a)缸體結構：三缸四排汽(HP/IP+2×LP94)，汽輪機采用高中壓組合汽缸并直接和2個雙流低壓缸相連接，含有流向相反的高壓和中壓蒸汽流道。低壓缸為雙流式，低壓外缸體支承在冷凝器上面，不是直接裝在汽機基礎上，軸承座和內缸體直接座于汽機基礎上；

b)由于末級葉片比較長，具有較大的排汽面積，可使蒸汽膨脹過程加長，減少余速損失，提高機組效率；

c)由于蒸汽在高／中壓缸中膨脹過程是以干蒸汽單流方向進行，另外，在高、中壓排汽口加裝抽汽擴散器以增加效率，所以，Arabelle1000型汽輪機的高中壓膨脹效率相對比較高；

d)發電機采用水氫氫冷卻方式，勵磁系統采用無刷勵磁方式。

1.2CPWR1000核電機組

CPWR1000由西屋-上海聯隊推出，由上海市核電辦公室牽頭，組織上海核工程研究設計院、華東電力設計院、西屋公司等單位聯合展開CPWR1000概念設計工作，并于1997年6月份完成。

CPWR1000是建立在西屋公司成熟的、經過設計、工程實踐驗證的技術上，以西班牙的VandellosⅡ為參考電站(該電站已有50000h以上的高利用率的運行業績)，結合西屋先進型壓水堆機組(APWR1000)技術，并進行適當改進而來。

1.2.1CPWR1000汽輪發電機組主要技術數據

a)汽輪機型式：單軸、四缸、六排汽、凝汽式、二級再熱裝置；

b)轉速：1500r/min；

c)主蒸汽門前蒸汽壓力：6.764MPa；

d)主蒸汽門前蒸汽溫度：283.5℃；

e)主蒸汽門前蒸汽流量：5493.5t/h；

f)主蒸汽門前蒸汽濕度：0.25%；

g)回熱抽汽級數：6級(1級高壓加熱器+1級除氧器+4級低壓加熱器)；

h)給水溫度：223.9℃；

i)平均冷卻水溫度：23.0℃；

j)末級葉片長度：1250mm；

k)排汽壓力：5kPa；

l)凈熱耗率：9.788kJ/(Wh)；

m)機組最大保證功率：1071.09MW；

n)發電機功率因數：0.9；

o)短路比：0.5；

p)冷卻方式：水氫氫；

q)勵磁系統：靜態勵磁系統。

1.2.2APWR1000汽輪發電機組結構特點

汽輪發電機組采用1個雙流式高壓汽缸及3個雙流式低壓汽缸串聯組合，汽輪機末級葉片長度為1250mm，六排汽口，配置2臺一級汽水分離以及兩級蒸汽再熱的汽水分離再熱器。

1.2.3CPWR1000相對于VandellosⅡ的主要改進

a)核電機組最大保證出力由982MW改為1071MW；

b)主汽門前蒸汽參數由6.44MPa、280.2℃改為6.76MPa、283.5℃；

c)平均冷卻水溫度由17.8℃改為23℃；

d)末級葉片長度由1117.6mm改為1250mm；

e)汽輪機旁路容量由40%額定汽量改為85%；

f)汽輪機回熱系統由不設除氧器改為帶除氧器；

g)發電機電壓擬由21kV改為24kV；

h)凝汽器壓力由7kPa改為5kPa；

i)汽輪機凈熱耗率由10.209kJ/(Wh)降到9.788kJ/(Wh)以下；

j)加大凝結水精處理裝置容量；

k)常規島儀表控制采用微機分散控制系統。

2ABB-CE的系統80(System80)型壓水堆核電機組

此方案也是壓水堆機組，較三環路方案不同之處是核島部分為雙蒸發器，由美國燃燒工程公司(ABB-CE)開發而成。此方案也為韓國核電國產化方案，核島部分為ABB-CE的系統80反應堆，相匹配的常規島部分為美國GE公司的汽輪發電機組。參考電站為韓國靈光3、4機組。

靈光3、4機組經過2～3a的運行，設備運行狀況良好。

目前由于還沒有收集到GE公司關于靈光3、4機組常規島部分的詳細資料，汽輪發電機組的技術參數、型式、內部結構及熱力系統等還暫時不能描述。

3日本三菱公司的四環路壓水堆核電機組

此方案亦屬成熟技術的壓水堆機組，其技術的先進性與安全水平與三環路和雙蒸發器方案相當。日本三菱公司推薦的四環路壓水堆核電機組方案，是以日本大飯3、4機組作為參考電站。

大飯3、4機組采用了美國西屋公司的Model412的標準設計，與大飯1、2號機組完全一致(大飯1、2號機組均為西屋公司設備)，是一個技術成熟的、有豐富運行經驗的機組。大飯3、4號機組已分別于1991年和1992年投入商業運行。

3.1三菱公司提供的汽輪發電機組的主要技術數據

a)發電機端額定出力：1036MW；

b)汽輪機型式：TC6F-44；

c)轉速：1500r/min；

d)主汽門前蒸汽參數：壓力6.30MPa(絕對壓力)，溫度279.6℃，濕度0.43%，額定出力時蒸汽流量5844.129t/h；

e)給水溫度：226.7℃；

f)凝汽器壓力：5.07kPa(絕對壓力)；

g)低壓缸總的排汽面積：71m2；

h)發電機冷卻方式：水氫氫；

i)勵磁方式：無刷勵磁。

3.2機組的主要特點

3.2.1熱力系統

熱力系統為壓水堆機組典型的熱力系統，MSR再熱為兩級。汽輪機為1個高壓缸和3個低壓缸。回熱系統為1級高壓加熱器+1級除氧器+4級低壓回熱器。

3.2.2廠房布置

機組布置為平行式，即反應堆的軸線與汽輪發電機組的軸線平行，這樣的布置比較緊湊，汽機房體積小，行車可以共用，電纜長度短，機組之間的交通方便，只需要在汽機房墻的設計上考慮葉片飛射物的保護厚度即可。

4先進型沸水堆(ABWR)核電機組

此方案為美國通用電氣公司(GE)推出的先進型沸水堆(ABWR)核電機組，能滿足用戶要求文件(URD)。以日本東京電力公司的柏崎6、7號機組作為參考電站。

柏崎6、7號機組是目前世界上唯一獲得美、日兩國設計批準的、已建成并投入商業運行的改進型沸水堆核電機組。反應堆和汽輪發電機組均由美國通用電氣公司生產，柏崎6號機是世界上第1個ABWR機組，于1991年9月開始建設，1996年11月竣工投入商業運行。

沸水堆核電機組是以美國通用電氣公司(GE)為主進行開發的。1957年首臺沸水堆核電機組投入運行，其后，經過多年的改進，從BWR-1到BWR-6，最后到ABWR。

4.1ABWR汽輪發電機組主要技術數據

a)額定功率：1350MW；

b)汽輪機型式：TC6F-52；

c)汽缸結構：四缸六排汽(1HP+3LP)；

d)主汽門前主蒸汽壓力：6.79MPa；

e)主汽門前主蒸汽流量：7640t/h；

f)主汽門前主蒸汽濕度：0.4%；

g)低壓缸末級葉片長度：1320.88mm；

h)回熱系統：4級低壓加熱器+2級高壓加熱器(無除氧器)。

4.2ABWR核電機組的主要特點

4.2.1熱力系統

熱力系統為直接循環系統，冷卻劑直接作為汽輪機的工質，將PWR核電機組中的一回路和二回路并為1個回路。

ABWR和PWR的汽輪機回熱抽汽系統沒有什么兩樣，其參數相似，ABWR主蒸汽壓力略高于PWR，MSR的再熱采用兩級，以提高熱效率，4級低加、2級高加，不設除氧器。加熱器的疏水泵將疏水打入前級凝結水管。

4.2.2廠房布置

由于ABWR是反應堆核蒸汽直接通到汽輪機，因此汽機廠房需要考慮防放射性的措施，汽機高壓缸、MSR、高壓加熱器均用屏蔽墻隔離，運行期間人員不能進入。汽輪機的抽汽機排汽需經過過濾排入排汽筒，整個汽機車間是閉式通風系統。主蒸汽通過的安全殼兩側都有開關隔離閥。ABWR在正常運轉時，如核燃料包殼不破損，主蒸汽攜帶放射性核元素主要是N16，N16的半衰期僅7s。新蒸汽部分，即高壓缸部分、MSR、高壓加熱器部分是帶放射性的，需要屏蔽，而低壓缸、凝結水部分是不帶放射性的，不做特殊屏蔽。

5結束語

以上四類技術方案的核電機組均是目前世界上技術比較先進和成熟的機組，其參考電站均有良好的運行業績，四類方案都是可以供我國將來核電站選擇的常規島技術方案。