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摘 要：本文以海南昌江核电项目为研究对象，从系统配置和流程等方面分析和介绍了CNP600二代改进型核电站常规岛给水系统。
关键词：CNP600 昌江核电 给水系统
中图分类号：TV 文献标识码：A 文章编号：1009-914x（2014）43-01-01
（一）引言
CNP（China Nuclear Power）是我国中核集团自主研发的具有中国自主知识产权的压水堆核电机组技术，包括CNP1000和CNP600，其中CNP600是成熟的国产二代改进型核电技术，综合国产化率达到75%以上，具有可靠的技术安全性。
CNP600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核岛蒸汽发生器的设备、管路及附件。核电站与常规电站给水系统相比，前者是将给水送至蒸汽发生器，后者送至锅炉省煤器入口，都是在机组各种工况下，对主给水进行除氧、升压和加热，以提供数量和质量都满足要求的给水。
CNP600给水系统的拟定需要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、控制参数等。
继秦山二期工程之后，昌江核电以秦山核电二期工程为参考电站，也采用了CNP600核技术。本文以昌江核电为例，介绍CNP600核电站给水系统。
（二）昌江核电给水系统
海南昌江核电给水系统配置如表1所示：
电动给水泵
运行模式
启动给水泵
高加配置
单列高加最大容量
旁路容量
3×50%
两用一备
1×100%
三级双列运行
50%
30%
表1
昌江核电整个给水系统如图1所示，系统包括一台除氧器、三台给水泵、三台前置泵和六台高压加热器，以及给水泵的再循环管道等各种用途的管道和附件等。每台机组核岛与常规岛是一一对应关系，给水系统均采用单元制。
2.1给水泵组系统及管道
给水系统配置三台50%容量的电动给水泵，两用一备。当汽轮机甩负荷或两台运行给水泵出现故障时，备用泵立即投入运行。备用泵能够自动跟踪运行泵的运行状态，并可以与其并列运行。
给水泵传送的工作介质是高温饱和水，从给水泵出来压力为9.542MPa，温度为147.2℃。每台给水泵前设置一台前置泵。前置泵转速较低，加之除氧器安装在14.3m处，与前置泵的安装标高相差20.3m，故不易汽化。除氧器水箱有三根出水管分别接至三台前置泵，前置泵与给水泵通过液力耦合器连接。前置泵进水管道上依水流方向分别设置了一个电动闸阀和一个滤网。滤网可以防止在安装检修期间可能聚积在除氧器和吸水管内的焊渣、铁屑等杂物进入水泵。滤网为临时滤网，待系统干净后，可拆除以减少流动阻力。
2.2高压加热器系统
三台给水泵出口管道在闸阀后合并接至5号高压加热器。高压加热器系统给水加热在容量均为50%的并联给水管线三级高加内完成，每台机组设六台高压加热器，如图1。当一列高压加热器组隔离时，系统仍能连续工作。
高压加热器给水侧采用大旁路配置，形式简单，投资小，安全性高，但如果一台加热器故障，就必须同时切除高压加热器组，造成给水温度大大低于设计值，降低机组的运行热经济性。因此，每列高压加热器进出口各设一只电动隔离阀，高加系统配置一套大旁路系统，即5号高压加热器A和B两入口和7号高压加热器A和B两出口分别设置一个，另外一个旁路阀与之并联。当高压加热器疏水系统故障或高压加热器传热管损坏时可用于隔离故障列加热器组，给水经旁路向蒸汽发生器直供，高压加热器不发生满水事故而提供安全裕度。
图1 海南昌江核电高压给水流程图（一）
此给水系统设有长循环管路，从7号高压加热器下游的主给水母管接出至凝汽器，用于在向蒸汽发生器提供给水之前进行系统清洗和水质调节。
给水泵输送介质经过高压加热器后进入一条给水母管，再由此分为两条给水管路，通往两台蒸汽发生器。每条给水管路设有调节阀站，用以控制流量。来自高压加热器系统的给水从主给水母管进入二个给水调节站。母管上的进口和出口支管布置成能保证给水在输送到调节阀站以前其温度混合良好。管道布置设计确保每台蒸汽发生器的给水流量相等，温度相同。
在反应堆启动和停堆期间，由启动给水系统或核岛辅助给水系统供水至蒸汽发生器。
2.3给水泵最小流量再循环装置
给水泵出口均设置独立的再循环装置，其作用是保证给水泵工作流量，以免发生汽蚀。最小流量再循环管道由给水泵出口管道上的止回阀前引出，并接至除氧器水箱。
最小流量再循环装置由两个隔离阀和一个电动调节阀组成。给水泵启动时，阀门自动开启且随着流量的增加而逐渐关小;流量达到允许值后，阀门关闭。流量小于允许值时自动开启。
（三）结语
CNP核电给水系统对给水进行除氧，使给水中的氧气和二氧化碳的含量低于设计规定值的要求，并供给蒸汽发生器。整个给水系统管道直径、温度、压力的设计，系统设备选型和阀门的配置，材料选择和结构必须要全面综合考虑，使之符合给水系统的相关要求，保证核电机组安全、稳定、经济的运行。
参考文献：
《汽轮机设备及系统》 胡念苏 2005-10
《海南昌江核电厂1、2号机组高压加热器系统手册》 华东电力设计院 2011-03
核电站常规岛给水系统配置比较 邓宏伟 2011-02
浅谈核电站常规岛技术方案 王小宁 1999-01
关键词：CNP600 昌江核电 给水系统
中图分类号：TV 文献标识码：A 文章编号：1009-914x（2014）43-01-01
（一）引言
CNP（China Nuclear Power）是我国中核集团自主研发的具有中国自主知识产权的压水堆核电机组技术，包括CNP1000和CNP600，其中CNP600是成熟的国产二代改进型核电技术，综合国产化率达到75%以上，具有可靠的技术安全性。
CNP600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核岛蒸汽发生器的设备、管路及附件。核电站与常规电站给水系统相比，前者是将给水送至蒸汽发生器，后者送至锅炉省煤器入口，都是在机组各种工况下，对主给水进行除氧、升压和加热，以提供数量和质量都满足要求的给水。
CNP600给水系统的拟定需要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、控制参数等。
继秦山二期工程之后，昌江核电以秦山核电二期工程为参考电站，也采用了CNP600核技术。本文以昌江核电为例，介绍CNP600核电站给水系统。
（二）昌江核电给水系统
海南昌江核电给水系统配置如表1所示：
电动给水泵
运行模式
启动给水泵
高加配置
单列高加最大容量
旁路容量
3×50%
两用一备
1×100%
三级双列运行
50%
30%
表1
昌江核电整个给水系统如图1所示，系统包括一台除氧器、三台给水泵、三台前置泵和六台高压加热器，以及给水泵的再循环管道等各种用途的管道和附件等。每台机组核岛与常规岛是一一对应关系，给水系统均采用单元制。
2.1给水泵组系统及管道
给水系统配置三台50%容量的电动给水泵，两用一备。当汽轮机甩负荷或两台运行给水泵出现故障时，备用泵立即投入运行。备用泵能够自动跟踪运行泵的运行状态，并可以与其并列运行。
给水泵传送的工作介质是高温饱和水，从给水泵出来压力为9.542MPa，温度为147.2℃。每台给水泵前设置一台前置泵。前置泵转速较低，加之除氧器安装在14.3m处，与前置泵的安装标高相差20.3m，故不易汽化。除氧器水箱有三根出水管分别接至三台前置泵，前置泵与给水泵通过液力耦合器连接。前置泵进水管道上依水流方向分别设置了一个电动闸阀和一个滤网。滤网可以防止在安装检修期间可能聚积在除氧器和吸水管内的焊渣、铁屑等杂物进入水泵。滤网为临时滤网，待系统干净后，可拆除以减少流动阻力。
2.2高压加热器系统
三台给水泵出口管道在闸阀后合并接至5号高压加热器。高压加热器系统给水加热在容量均为50%的并联给水管线三级高加内完成，每台机组设六台高压加热器，如图1。当一列高压加热器组隔离时，系统仍能连续工作。
高压加热器给水侧采用大旁路配置，形式简单，投资小，安全性高，但如果一台加热器故障，就必须同时切除高压加热器组，造成给水温度大大低于设计值，降低机组的运行热经济性。因此，每列高压加热器进出口各设一只电动隔离阀，高加系统配置一套大旁路系统，即5号高压加热器A和B两入口和7号高压加热器A和B两出口分别设置一个，另外一个旁路阀与之并联。当高压加热器疏水系统故障或高压加热器传热管损坏时可用于隔离故障列加热器组，给水经旁路向蒸汽发生器直供，高压加热器不发生满水事故而提供安全裕度。
图1 海南昌江核电高压给水流程图（一）
此给水系统设有长循环管路，从7号高压加热器下游的主给水母管接出至凝汽器，用于在向蒸汽发生器提供给水之前进行系统清洗和水质调节。
给水泵输送介质经过高压加热器后进入一条给水母管，再由此分为两条给水管路，通往两台蒸汽发生器。每条给水管路设有调节阀站，用以控制流量。来自高压加热器系统的给水从主给水母管进入二个给水调节站。母管上的进口和出口支管布置成能保证给水在输送到调节阀站以前其温度混合良好。管道布置设计确保每台蒸汽发生器的给水流量相等，温度相同。
在反应堆启动和停堆期间，由启动给水系统或核岛辅助给水系统供水至蒸汽发生器。
2.3给水泵最小流量再循环装置
给水泵出口均设置独立的再循环装置，其作用是保证给水泵工作流量，以免发生汽蚀。最小流量再循环管道由给水泵出口管道上的止回阀前引出，并接至除氧器水箱。
最小流量再循环装置由两个隔离阀和一个电动调节阀组成。给水泵启动时，阀门自动开启且随着流量的增加而逐渐关小;流量达到允许值后，阀门关闭。流量小于允许值时自动开启。
（三）结语
CNP核电给水系统对给水进行除氧，使给水中的氧气和二氧化碳的含量低于设计规定值的要求，并供给蒸汽发生器。整个给水系统管道直径、温度、压力的设计，系统设备选型和阀门的配置，材料选择和结构必须要全面综合考虑，使之符合给水系统的相关要求，保证核电机组安全、稳定、经济的运行。
参考文献：
《汽轮机设备及系统》 胡念苏 2005-10
《海南昌江核电厂1、2号机组高压加热器系统手册》 华东电力设计院 2011-03
核电站常规岛给水系统配置比较 邓宏伟 2011-02
浅谈核电站常规岛技术方案 王小宁 1999-01