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核反应堆工程07.pptx
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1、核能开发与应用核能开发与应用深圳大学核技术研究所深圳大学核技术研究所赵海歌赵海歌2010-2011学年第二学期学年第二学期1.1概述核反应堆历史回顾核反应堆的诞生1942年12月2日在芝加哥大学斯戈塔体育场看台下网球厅内诞生了世界第一座核反应堆。应用:军事舰艇动力民用核电厂科研研究堆第三讲:反应堆类型第三讲:反应堆类型第四讲:核反应堆类型1.2压水堆(PWR)121压水堆的基本构成由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒驱动机构等部件组成。堆芯:由核燃料组件、可燃毒物组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。核燃料组件:核燃料组件:裂变并释放热量包含有200-300根燃料元件棒,元件棒内装有2-4的2
2、35U的U02芯块。控制捧:控制捧:控制堆内的核裂变链式反应。通过上下移动来实现反应堆的启动、停堆、改变功率等功能。通常由强吸收中子的物质组成。做成细棒状,外加不锈钢包壳,然后将若干根棒连接成一束,组成棒束形控制组件,从反应堆项部插入堆芯。控制棒驱动机构控制棒驱动机构:驱动控制棒,使控制棒在正常运行时能上下移动,一般每秒钟行程为10-19mm,在紧急停堆或事故情况下能在接到信号后迅速全部插入堆芯,以保证安全。第三讲:核反应堆类型中子源组件:中子源组件:引发核裂变的链式反应。由可以自发产生中子的材料组成,做成小棒的形式,在装料时放入空的控制棒导向管内。在装中子源之前,控制棒必须插入堆内,在反应堆
3、启动时慢慢提起控制捧,中子源就可以“点燃”核燃料。一座电功率为1000MW的压水堆堆芯一般装有150-200组燃料组件,4万-5万根燃料元件棒。堆内大约有50组控制棒组件。燃料元件棒垂直放在堆芯内,使堆芯整体外形大致呈圆柱形。为使径向功率展平,大型核电站反应堆核燃料一般按富集度分为三区装载。以局部倒换料方式每1-1.5年更换一次燃料,每次换出大约1/3的燃料组件。堆芯直径约3-4m,高度3-5m,装在大型压力容器内。水沿燃料元件棒表面轴向流过,既起着慢化中子的作用,又作为输出反应堆热量的冷却剂。第三讲:核反应堆类型压力容器是压水堆的关键设备:压力容器是压水堆的关键设备:放置堆芯放置堆芯及堆内构
4、件及堆内构件防止放射性防止放射性物质外逸物质外逸堆堆内内构构件件堆芯精确定位、紧固,以防堆芯精确定位、紧固,以防流体流动的冲击而发生偏移流体流动的冲击而发生偏移分隔流体,使冷却剂按一定分隔流体,使冷却剂按一定方向流动,有效地带出热量方向流动,有效地带出热量高温高压水流冲击及强辐照条件下,高温高压水流冲击及强辐照条件下,能抗腐蚀并保证尺寸和形状稳定。能抗腐蚀并保证尺寸和形状稳定。服役期内,其完整性对反应堆具有举足轻重的地位;服役期内,其完整性对反应堆具有举足轻重的地位;要求在高硼水腐蚀和高能中子辐照条件下能使用要求在高硼水腐蚀和高能中子辐照条件下能使用3030。-60-60年,压力容器的寿命决定
5、了核电站的寿命年,压力容器的寿命决定了核电站的寿命!第三讲:核反应堆类型1.2.2压水堆主冷却系统布置形式:分散式布置构成:环路构成包括蒸汽发生器、主冷却泵、稳压器第三讲:核反应堆类型第三讲:核反应堆类型1.2.3安全壳安全壳:安全壳是包容反应堆、蒸汽发生器及主冷却剂系统的建筑作用:防止放射性物质外逸的重要屏障性能要求:承受高压、高温、地震、台风、飞机撞击参数:以100万KW压水堆为例,1m厚的钢筋混凝土制成,内衬6mm左右的钢板。直径40m,高60m。设计压力约5个大气压。配备:喷淋系统、通风净化系统第三讲:核反应堆类型第三讲:核反应堆类型1.2.5一体化压水堆上述介绍的压水堆称分散式布置。
6、优点:简单、设备布置灵活、反应堆及蒸汽发生器检修比较方便。因此早期的压水堆都采用分散式布置形式。分散式布置存在一些固有的缺陷:例如蒸汽发生器与反应堆之间用大口径接管连接一旦这些连接管破裂,高温高压的反应堆冷却剂就会从破口流出,造成严重的后果。另一方面,由于连接管较长,流动阻力较大,使反应堆冷却剂的自然循环能力不高。由于分散式布置在某些方面有不足之处,近年来世界各国相继开发了一体化的反应堆。特点:蒸汽发生器布置在反应堆压力容器内或者直接坐在压力容器的上部。这种布置方式省去了大口径的接管,增加了安全性同时,由于流动阻力降低,因此大大增加了反应堆的自然循环能力,被认为是将来压水堆的发展趋势。第三讲:
7、核反应堆类型俄罗斯新型一体化压水堆VPBER-600堆芯布置在压力容器的下方,采用六角形的燃料组件。燃料采用三角形排列,堆芯装151组燃料组件,每组组件有287根燃料元件。反应堆压力容器总高(包括上封头)23.96m,内径5.44m,壁厚265mm,质量880t。直流式蒸汽发生器布置在堆芯上方的环形空间内,蒸汽发生器采用模块化设计,便于拆装和检修。主冷却剂泵使冷却剂强迫循环流过堆芯和蒸汽发生器。反应堆六台主冷却剂泵的布置方式有两种:一种是在压力容器的侧面与压力容器垂直连接,另一种是放在压力容器的底部。蒸汽发生器分为12个模块,每两个模块连接到一台主泵。一回路压力15.7MPa,反应推热功率18
8、00Mw。过热蒸汽压力6.38MPa,蒸汽产量3420t/h,过热蒸汽温度加305C。该反应堆具有很高的自然循环能力,同时配有完善的非能动安全系统,使这种类型的反应堆具有很高的固有安全特性。第三讲:核反应堆类型美国一体化压水堆被称为是第四代先进反应堆。这种反应堆实现了全部一体化,压力容器的下部是堆芯,模块化的螺旋盘管式直流蒸汽发生器布置在堆芯上方的环形空间内,整个蒸汽发生器由八个模块组成。在蒸汽发生器的上方每个模块上有一台主冷却剂循环泵。共有八台这种循环泵,这些泵也装在压力容器之内,放在蒸汽发生器的上方。压力容器的上封头是一个气腔,这个气腔起稳压器的作用。装有这种反应堆的核电站可产生300Mw
9、的电功率。它采用了现有压水反应堆的一些成熟技术。由于其自然循环能力强,没有大口径的外部接管,因此其固有安全性得到了大幅度的提高。第三讲:核反应堆类型重水堆重水:D2O,重水是很好的慢化剂,与轻水(H20)相比,它的热中子吸收截面约为轻水的1/700,重水慢化中子的能力不如H20有效,快中子在重水中慢化成热中子要比在轻水中经历更多次数的碰撞和更长的行程。因此同样功率的重水堆要比轻水推的堆芯大。重水的纯度必须99.75。中子在重水慢化剂中的伴生吸收损失很小,因此重水堆能有效地利用天然铀。从重水堆中卸出的燃料烧得较透,乏燃料可以储存起来,等到快中子增殖堆需要时再提取其中的钚,使燃料循环大大简化。重水
10、堆中需要的天然铀量最小,生成的钚一部分在堆内参加裂变而烧掉,其余的包含在乏燃料中。重水堆按其结构形式可分为压力容器式和压力管式两种。压力容器式重水堆的结构类似压水堆。压力容器式重水堆的堆内结构材料比压力管式的少,中子经济性好,可达到很高的转换比。但压力容器式天然铀重水堆的最大功率受到厚壁容器制造能力的限制。第三讲:核反应堆类型重水堆压力管式重水堆只有压力管承受高压,而容器不承受高压,因此其功率不受容器制造能力的限制。压力管式的重水堆用重水做慢化剂,冷却剂可以是重水、轻水或有机化合物。目前重水堆达到商用的只有加拿大发展的压力管卧式重水堆,称为CANDU(CanadaDeuteriumUraniu
11、m)型重水堆。CANDU型重水堆的压力管把重水冷却剂和重水慢化剂分开,压力管内流过高温高压(温度约300C,压力约10MPa)重水作为冷却剂,压力管外是处于低压状态下的慢化剂,盛装慢化剂的大型卧式圆拄形容器称为排管容器。排管容器设计成卧式的目的是便于设备布置及换料维修。排管容器中的慢化剂由一个侣化剂冷却系统进行冷却,带走中子慢化过程中产生的热量。第三讲:核反应堆类型重水堆第三讲:核反应堆类型重水堆CANDU型重水堆使用的核燃料是天然铀,把它做成UO2芯块后放在锆合金包壳内构成外径为13.08mm、长度为49.5cm的元件棒,再由37根元件棒组成直径为10.2cm、长度约50cm的燃料元件束。堆
12、芯由380根带燃料元件束的压力管排列而成。一个标准的CANDU6型重水堆热功率为2158Mw,电功率为665Mw,热效率为30.8,重水装载量为465t,天然铀装载量为84t,平均线功率密度为162Wcm,平均卸料燃耗为7500(Mw.dtU)。控制棒设置在反应堆上部,穿过大型卧式圆柱排管容器插入压力管束间隙的慢化剂中。反应性的调节既可用控制棒也可用变化慢化剂液位的方法来进行。需紧急停堆时,可将控制棒快速插入堆芯,并打开排管容器底部的大口径排水阀,把重水慢化剂迅速排入重水倾泻格或向慢化剂内喷注硼酸轧溶液以减少反应性。第三讲:核反应堆类型重水堆由于用天然铀做燃料所能达到的燃耗较小,因此需要频繁地
13、换料。CANDU型重水堆用两台遥控的装卸料机进行不停堆的换料。换料时,两台装卸料机分别与压力管两端密封接头连接,压力管的一端加入新燃料元件束,同时在同一压力管的另一端取走乏燃料元件束。这种换料方式称为“顶推式双向换料”。在换料过程中,为了使中子通量对称,功率分布均匀,把相邻压力管中的燃料元件束按相反方向移动装卸料,且所有燃料元件束依次经过堆芯的不同位置,使平均卸料燃耗提高。由于采用不停堆换料方式可以按堆芯的燃耗情况随时补充新燃料,因此堆芯内不仅所装载的燃料少,而且所需的剩余反应性也小。但这种反应堆产生的乏燃料量远多于轻水反应堆。美国西屋AP1000型轻水堆的概况AP1000型非能动型轻水堆的净
14、电功率为1090MW,反应堆热功率为3400MW。其主要技术特征是与原有的压水堆相比,本着“系统越简单越安全”的原则,简化了设备系统,提高了系统的安全性和经济性。在核岛设计中,采用了非能动安全壳冷却、非能动余热排出、非能动余热排出、非能动应急堆芯冷却系统。一回路的介质采用含硼水。控制系统采用数字控制。二、主要设计参数1、净电功率:1090MW2、反应堆热功率:3400MW3、一回路热段温度:323.94、堆芯质量流速:1505千克/平米.秒5、最小DNBR:1.4476、DNBR裕度:13.6%7、燃料组件类型:17*178、燃料组件数:1579、活性区高度:4267mm10、堆芯直径:349
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