反应堆热工水力学--绪论

'反应堆热工水力学王建军2021/8/271核科学与技术学院 主要内容和要求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2021/8/272核科学与技术学院 考核方式期末采用闭卷考试日常考勤作业课堂表现2021/8/273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2021/8/274核科学与技术学院 常用反应堆堆型介绍压水堆(PressurizedWaterReactor)沸水堆(BoilingWaterReactor)重水堆（HeavyWaterReactor）气冷堆(GasCooledReactor)钠冷快堆(SodiumCooledFastReactor)2021/8/275核科学与技术学院 压水堆2021/8/276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6～7MPa；反应堆具有自稳自调特性，安全性较好压水堆的特点2021/8/277核科学与技术学院 压水堆反应堆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；2021/8/278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；2021/8/279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；2021/8/2710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；2021/8/2711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；2021/8/2712核科学与技术学院 压水堆所用材料压力壳——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；2021/8/2713核科学与技术学院 常用反应堆堆型介绍压水堆(PressurizedWaterReactor)沸水堆(BoilingWaterReactor)重水堆（HeavyWaterReactor）气冷堆(GasCooledReactor)钠冷快堆(SodiumCooledFastReactor)2021/8/2714核科学与技术学院 沸水堆2021/8/2715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。2021/8/2716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2021/8/2717核科学与技术学院 沸水堆所用基本材料压力壳（pressurevessel）——(Mn-Mo-Ni)低合金碳钢（lowalloycarbonsteel）燃料（fuel）——二氧化铀（uraniumdioxideUO2）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2021/8/2718核科学与技术学院 常用反应堆堆型介绍压水堆(PressurizedWaterReactor)沸水堆(BoilingWaterReactor)重水堆（HeavyWaterReactor）气冷堆(GasCooledReactor)钠冷快堆(SodiumCooledFastReactor)2021/8/2719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(CANadianDeuteriumUraniumReactor)ACR-1000(AdvancedCANDUReactor)2021/8/2720核科学与技术学院 秦山三期核电站年发电近100亿千瓦时2021/8/2721核科学与技术学院 CANDU系统简图2021/8/2722核科学与技术学院 CANDU核岛系统2021/8/2723核科学与技术学院 核蒸汽供应系统示意图2021/8/2724核科学与技术学院 重水堆所用材料压力管（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（naturaluranium）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2021/8/2725核科学与技术学院 常用反应堆堆型介绍压水堆(PressurizedWaterReactor)沸水堆(BoilingWaterReactor)重水堆（HeavyWaterReactor）气冷堆(GasCooledReactor)钠冷快堆(SodiumCooledFastReactor)2021/8/2726核科学与技术学院 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。2021/8/2727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8.2GW（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750～1200℃，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2021/8/2728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2021/8/2729核科学与技术学院 高温气冷堆燃料2021/8/2730核科学与技术学院 常用反应堆堆型介绍压水堆(PressurizedWaterReactor)沸水堆(BoilingWaterReactor)重水堆（HeavyWaterReactor）气冷堆(GasCooledReactor)钠冷快堆(SodiumCooledFastReactor)2021/8/2731核科学与技术学院 钠冷快堆实现核燃料增殖，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；2021/8/2732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2021/8/2733核科学与技术学院 钠冷堆主要结构型式2021/8/2734核科学与技术学院 钠冷快中子增殖堆所用材料燃料——混合氧化铀钚（钚含量20～30%）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304SS容器材料——316SS及304SS2021/8/2735核科学与技术学院 快堆核电站流程2021/8/2736核科学与技术学院 2021/8/2737核科学与技术学院 Sodium-CooledFastReactor(SFR)CharacteristicsSodiumcoolant550°COutletTemp150to500MWeMetalfuelwithpyroprocessing,orMOXfuelwithadvancedaqueousprocessingBenefitsWasteminimizationandefficientuseofuraniumresourcesU.S.ProductTeamLeader:Dr.JordiRoglans(ANL)2021/8/2738核科学与技术学院 SFRReferenceParameters2021/8/2739核科学与技术学院 Lead-CooledFastReactor(LFR)CharacteristicsPborPb/Bicoolant550°Cto800°Coutlettemperature120–400MWe15–30yearcorelifeCartridgecoreforregionalfuelprocessingBenefitsProliferationresistanceoflong-lifecartridgecoreDistributedelectricitygenerationHydrogenproductionHighdegreeofpassivesafetyU.S.ProductTeamLeader:Dr.ToddAllen(ANL)2021/8/2740核科学与技术学院 LFRReferenceParameters2021/8/2741核科学与技术学院 Gas-CooledFastReactor(GFR)CharacteristicsHeliumcoolant850°CoutlettemperatureDirectgas-turbinecycle600MWth/288MWeBenefitsWasteminimizationandefficientuseofuraniumresourcesU.S.ProductTeamLeader:Dr.KevanWeaver(INEEL)2021/8/2742核科学与技术学院 GFRReferenceParameters2021/8/2743核科学与技术学院 Supercritical-Water-CooledReactor(SCWR)CharacteristicsWatercoolantatsupercriticalconditions550°Coutlettemperature1700MWeSimplifiedbalanceofplantBenefitsEfficiencynear45%withexcellenteconomicsU.S.ProductTeamLeader:Dr.JacopoBuongiorno(INEEL)2021/8/2744核科学与技术学院 2021/8/2745核科学与技术学院 SCWRReferenceParameters2021/8/2746核科学与技术学院 Very-High-TemperatureReactor(VHTR)CharacteristicsHeliumcoolant1000°CoutlettemperatureWater-crackingcycleBenefitsHydrogenproductionHighdegreeofpassivesafetyHighthermalefficiencyProcessheatapplicationsU.S.ProductTeamLeader:Dr.FinisSouthworth(INEEL)2021/8/2747核科学与技术学院 VHTRReferenceParameters2021/8/2748核科学与技术学院 MoltenSaltReactor(MSR)CharacteristicsFuel:liquidfluoridesofNa,Zr,UandPu700–800°Coutlettemperature1000MWeLowpressure(<0.5MPa)Benefits‘Finalburn’transmutationAvoidsfueldevelopmentProliferationresistancethroughlowfissilematerialinventoryU.S.ProductTeamLeader:Dr.CharlesForsberg(ORNL)2021/8/2749核科学与技术学院 MSRReferenceParameters2021/8/2750核科学与技术学院 2021/8/2751核科学与技术学院'