林燕，杨道宏，施海云

（中国能源建设集团广东省电力设计研究院有限公司，广州510663）

福岛事故后，核电更加重视安全、进入全产业链可持续发展阶段，世界市场前景广阔，目前三代核电技术已成为发展的主流，四代核电开发亦受到重视［7-8］。其中，钠冷快堆作为国际上第四代核电技术最具发展前景的6种堆型之一［9］，是当前研发进展最快、最接近满足商业核电厂需要的堆型。第一台600 MW等级示范快堆已于2017年开始建设。

快堆核电厂的蒸汽参数与国内已投运或在建的压水堆核电厂有较大的不同，也有别于常规火电厂，蒸汽管道疏水设计成为一个新课题，因此有必要对其进行分析研究并进行适应性地优化。

1 蒸汽管道及疏水系统

蒸汽系统是核电厂常规岛系统的重要组成部分。蒸汽管道和设备启动时会有空气，系统停机时蒸汽会冷凝，若积水未能及时排除，将导致管道腐蚀、产生水锤、甚至导致汽轮机进水等事故。

蒸汽管道疏水主要作用是在机组启动时、正常运行或瞬态运行等工况下排除冷凝积水，也在机组正常运行时确保蒸汽的流动能够维持管道温度。

核电厂常规岛的蒸汽系统主要包括主蒸汽系统、旁路系统、抽汽系统、辅助蒸汽系统、启动和停堆冷却系统（CFR堆型）、蒸汽转换系统（CPR 1 000堆型）等。文献10以岭澳二期为例侧重于主蒸汽疏水管径和疏水量的核算、文献11对疏水器的选型进行了详细的分析、文献12分析计算了不同工况下蒸汽管道的疏水量［10-12］，其研究结果也都适用于快堆核电厂。……