大学精品课件:核反应堆热工分析(压水堆结构概述).ppt
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- 大学 精品 课件 核反应堆 工分 压水堆 结构 概述
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1、核科学与技术学院,反应堆热工水力学,课程简介,核科学与技术学院,课程:反应堆热工水力学,教师:范广铭 E-Mail:fanguangming007 电话:82569655 13936130043,核科学与技术学院,教材:核反应堆热工学 哈尔滨工程大学讲义,辅助:核反应堆热工分析 上海交通大学出版社,辅助:反应堆热工水力学 清华大学出版社,核科学与技术学院,课时分配: 总计:32学时 第三章:8学时 第七章:22学时 答疑:2学时,核科学与技术学院,考核方式:闭卷考试,平时成绩:1.点名 2.提问 3.作业,核科学与技术学院,反应堆热工水力学,序言:核能的应用,核科学与技术学院,核科学与技术学院
2、,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核科学与技术学院,各种反应堆,核科学与技术学院,反应堆的分类,核科学与技术学院,本课程研究什么,?,核科学与技术学院,压水堆的结构、热工计算和设计准则,!,核科学与技术学院,反应堆热工水力学,核科学与技术学院,反应堆堆型及设计要点 典型压水反应堆热源、分布及计算 典型压水反应堆传热过程 典型压水反应堆水力特性 稳态热工分析 堆芯瞬态热工分析 热工分析程序类型及其简介,主要内容和要求,核科学与技术学院,本节课主要内容,常用反应堆堆型介绍 第四代反应堆简介,核科学与技术学院,常用反应堆堆型介绍,压水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水
3、堆(Boiling Water Reactor) 重水堆(Heavy Water Reactor) 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor),核科学与技术学院,压水堆,核科学与技术学院,水兼做慢化剂和冷却剂,冷却剂在堆芯不沸腾; 采用U-235富集度为3-4%的UO2陶瓷燃料; 一、二回路之间相互隔离,二回路不需要屏蔽; 结构紧凑、堆芯体积小、功率密度大,平均燃耗较深、建设周期短、基建费用低; 一回路压力15.5MPa、二回路压力67MPa; 反应堆具有自稳自调特性,安全性较好,压水堆的特点,核科学与技术学院,压水堆反应堆
4、内部结构,反应堆堆芯:反应堆的核心部件,包括燃料组件、控制棒组件、堆芯相关组件等; 堆内构件:堆芯下部支撑构件、堆芯上部支撑构件; 反应堆压力容器:容器及密封结构; 控制棒驱动机构:压力外壳、操作线圈、销爪组件、驱动杆、单棒位置指示线圈等;,核科学与技术学院,棒状燃料组件,燃料元件棒:由燃料芯块、燃料包壳、压紧弹簧、上下端塞等主要部件组成; 定位格架:支撑燃料元件,确保燃料元件径向定位,加强元件棒刚性的弹性构件,具备改善流动功能; 上、下管座:连接构件; 控制棒导向管:为控制棒插入与提出提供导向通道;,核科学与技术学院,稳压器结构,喷淋系统:位于稳压器顶部,包括主喷淋和辅助喷淋,用于减缓系统热
5、冲击、水温均匀及化学浓度、降低系统压力; 电加热器:直接浸没的直套管式电加热器,用于升高压力; 安全阀组:安装于稳压器顶部,由保护阀与隔离阀组成; 测量仪表:主要用于水位检测与显示;,核科学与技术学院,反应堆冷却剂泵,水力机械部分:泵体、热屏组件、泵轴承、轴封水; 轴封组件:由三道串联的轴封组成,位于泵轴的末端,保证正常运行期间从冷却剂系统沿泵轴向安全壳的泄漏量基本为零; 电动机部分:惰性飞轮、防逆转装置、止推轴承的径向轴承、油提升系统; 支撑系统和相关仪表;,核科学与技术学院,蒸汽发生器,主要部件:蒸发段和汽水分离段; 换热器类型:间壁式换热器,一回路具有放射性,管板与U形管属于冷却剂压力边
6、界; 排污与给水:防止各种杂质高度浓缩以及一回路向二回路泄漏,确保正常工况与特殊工况的给水要求; 水位控制及相关测量:水位测量及调整、给水流量、蒸汽流量、蒸汽压力等信号测量;,核科学与技术学院,压力壳Mn-Mo-Ni低合金碳钢; 燃料二氧化铀; 包壳锆-4合金(Zr-4); 控制棒银-铟-镉合金/316,304不锈钢(Ag-In-Cd/SS); 长期反应性控制用硼酸; 传热管600,690,800合金;,核科学与技术学院,常用反应堆堆型介绍,压水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆(Boiling Water Reactor) 重水堆(Heavy Water Rea
7、ctor) 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor),核科学与技术学院,沸水堆,核科学与技术学院,沸水堆的特点,沸水堆以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂,在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽; 沸水堆与压水堆同属轻水堆,都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点,使用低富集铀作燃料; 不需要蒸汽发生器,运行参数较压水堆低; 具有很强的自然循环能力,一般可达40-50%FP,甚至100%FP。,核科学与技术学院,沸水堆核电站原理流程,沸水反应堆结构,核科学与技术学院,压力壳(pressure vessel)(Mn-Mo
8、-Ni)低合金碳钢(low alloy carbon steel) 燃料(fuel)二氧化铀(uranium dioxide UO2) 包壳(cladding)锆-2合金(zircaloy-2) 控制棒碳化硼/304不锈钢(B4C /304SS) 慢化剂,冷却剂轻水(H2O) 一回路水管304不锈钢 蒸汽回路304,316不锈钢 汽轮机铬-钼钢,核科学与技术学院,重水堆的特点,采用重水作慢化剂,可以直接利用天然铀作为核燃料; 可用轻水或重水作冷却剂; 分压力容器式和压力管式两类; 代表性重水堆核电厂: CANDU(CANadian Deuterium Uranium Reactor) ACR-
9、1000(Advanced CANDU Reactor),核科学与技术学院,秦山三期核电站年发电近100亿千瓦时,核科学与技术学院,CANDU 系统简图,核科学与技术学院,CANDU核岛系统,核科学与技术学院,核蒸汽供应系统示意图,核科学与技术学院,压力管(容纳冷却剂)锆铌合金(Zr-2.5Nb) 排管容器(容纳慢化剂)奥氏体不锈钢 排管容器管子锆-2合金(退火) 燃料天然丰度的二氧化铀(natural uranium) 包壳锆-4合金,内壁涂有石墨层 慢化剂和冷却剂重水(D2O) 端屏蔽奥氏体不锈钢 嵌入环、屏蔽板、冷却水管碳钢 中子吸收体镉棒 液体注射停堆组件硝酸钆 调节棒加水不锈钢管,核
10、科学与技术学院,高温气冷堆的特点,采用石墨作慢化剂,气体作冷却剂; 高温气冷堆具有效率高、安全性好等突出优点,由于采用了密度和比热很小的气体作为工质,所以功率密度较小,堆芯体积较大; 这种堆型对管路材料的耐高温性和密封性都提出了很高的要求,目前对气体工质的热工性质也需要进一步研究。,核科学与技术学院,早期的气冷堆:石墨为慢化剂,CO2气体为冷却剂,金属天然铀为燃料,镁诺克斯合金为燃料棒包壳材料,1956年英国建成50MWe气冷堆电站并商用化,70年代初期,在英、法、意、日和西班牙等国建造36座,总装机容量达到8.2 GW(电); 改进型气冷堆:包壳材料改为不锈钢,采用2浓缩铀,1963年英国建
11、造32MWe原型堆,1976-1988年,运行的AGR共有14座,8.9GW,由于受到CO2与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制(690 ),使出口温度难以进一步提高,再加上功率密度低、燃耗低的限制,使其仍难以和压水堆在经济上竞争; 高温气冷堆:采用90以上的浓缩铀,全陶瓷燃料元件及堆芯,采用He作为冷却剂,温度可提高到7501200,发电效率提高,同时可以为炼钢、煤的气化、核能制氢等工艺提供高温热源;,气冷堆发展阶段,核科学与技术学院,清华大学10MW高温气冷实验堆(HTR-10),清华大学HTR-10,山东省示范工程,核科学与技术学院,高温气冷堆燃料,核科学与技术学院,钠冷快堆 实现核燃料
12、增殖,可使铀-238转变为钚-239; 核燃料裂变主要由100keV以上的快中子引起,堆内不需要慢化剂,堆芯有害吸收减少,转换比增大; 使用传热能力强而慢化能力小的钠为冷却剂;,核科学与技术学院,可以在很高的温度下,在较小的温差情况下移走大量的热能、可以达到较高的比功率,由于热钠的热导好,热点因子也会减小,活性区内温度变化随之降低,即使在热冲击情况下,结构变形的几率也非常小; 其熔点仅为97.8,沸点高达882.9,可采用比较低的系统压力就可以得到高的反应堆堆芯出口温度,从而获得较高的动力循环效率,也就降低了发电成本; 在液态钠流道内的热阻不是集中在层流底层或缓冲层内,而是比较均匀的分布在整个
13、截面上,流道形状对传热影响大,入口效应增大;,钠冷快堆特点,核科学与技术学院,钠冷堆主要结构型式,核科学与技术学院,燃料混合氧化铀钚(钚含量2030%) 包壳奥氏体不锈钢(316SS或316Ti) 元件盒马氏体-铁素体钢或奥氏体不锈钢 控制棒碳化硼(B4C)/300系列不锈钢 传热管800合金或316SS及304 SS 容器材料316SS及304 SS,钠冷快中子增殖堆所用材料,核科学与技术学院,快堆核电站流程,核科学与技术学院,核科学与技术学院,Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR),Characteristics Sodium coolant 550C Outle
14、t Temp 150 to 500 MWe Metal fuel with pyroprocessing , or MOX fuel with advanced aqueous processing Benefits Waste minimization and efficient use of uranium resources,U.S. Product Team Leader: Dr. Jordi Roglans (ANL),核科学与技术学院,SFR Reference Parameters,核科学与技术学院,Lead-Cooled Fast Reactor (LFR),Character
15、istics Pb or Pb/Bi coolant 550C to 800C outlet temperature 120400 MWe 1530 year core life Cartridge core for regional fuel processing Benefits Proliferation resistance of long-life cartridge core Distributed electricity generation Hydrogen production High degree of passive safety,U.S. Product Team L
16、eader: Dr. Todd Allen (ANL),核科学与技术学院,LFR Reference Parameters,核科学与技术学院,Gas-Cooled Fast Reactor (GFR),Characteristics Helium coolant 850C outlet temperature Direct gas-turbine cycle 600 MWth/288 MWe Benefits Waste minimization and efficient use of uranium resources,U.S. Product Team Leader: Dr. Kevan
17、 Weaver (INEEL),核科学与技术学院,GFR Reference Parameters,核科学与技术学院,Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR),Characteristics Water coolant at supercritical conditions 550C outlet temperature 1700 MWe Simplified balance of plant Benefits Efficiency near 45% with excellent economics,U.S. Product Team Leader:
18、Dr. Jacopo Buongiorno (INEEL),核科学与技术学院,核科学与技术学院,SCWR Reference Parameters,核科学与技术学院,Very-High-Temperature Reactor (VHTR),Characteristics Helium coolant 1000C outlet temperature Water-cracking cycle Benefits Hydrogen production High degree of passive safety High thermal efficiency Process heat applica
19、tions,U.S. Product Team Leader: Dr. Finis Southworth (INEEL),核科学与技术学院,VHTR Reference Parameters,核科学与技术学院,Molten Salt Reactor (MSR),Characteristics Fuel: liquid fluorides of Na, Zr, U and Pu 700800C outlet temperature 1000 MWe Low pressure (0.5 MPa) Benefits Final burn transmutation Avoids fuel devel
20、opment Proliferation resistance through low fissile material inventory,U.S. Product Team Leader: Dr. Charles Forsberg (ORNL),核科学与技术学院,MSR Reference Parameters,核科学与技术学院,核科学与技术学院,反应堆热工水力学,压水堆结构概述,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核科学与技术学院,汽轮机和发电机系统,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核电厂,一,核电厂:是利用核燃料发生的受控自持链
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