反应堆热工水力学——绪论.ppt

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1、Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University反应堆热工水力学 王建军2023/1/201核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University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2023/1/202核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering Universi

2、ty考核方式期末采用闭卷考试日常考勤作业课堂表现2023/1/203核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University本节课主要内容常用反应堆堆型介绍第四代反应堆简介2023/1/204核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University常用反应堆堆型介绍压水堆压水堆(Pressurized Water Reactor)沸水堆沸水堆(Boiling Water Reactor)重水堆（重水堆（Heavy Water Reactor）气

3、冷堆气冷堆(Gas Cooled Reactor)钠冷快堆钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor)2023/1/205核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University压水堆2023/1/206核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University水兼做慢化剂和冷却剂，冷却剂在水兼做慢化剂和冷却剂，冷却剂在堆芯不沸腾；堆芯不沸腾；采用采用U-235U-235富集度为富集度为3 3-4%-4%的的UO2UO2陶陶瓷

4、燃料；瓷燃料；一、二回路之间相互隔离，二回路一、二回路之间相互隔离，二回路不需要屏蔽；不需要屏蔽；结构紧凑、堆芯体积小、功率密度结构紧凑、堆芯体积小、功率密度大，平均燃耗较深、建设周期短、大，平均燃耗较深、建设周期短、基建费用低；基建费用低；一回路压力一回路压力15.5MPa15.5MPa、二回路压力、二回路压力6 67MPa7MPa；反应堆具有自稳自调特性，安全性反应堆具有自稳自调特性，安全性较好较好压水堆的特点2023/1/207核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University压水堆反应堆内部结构反应堆堆芯

5、：反应堆的核心部件，包括反应堆的核心部件，包括燃料组件、控制棒组件、堆芯相关组件等；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、堆芯上堆芯下部支撑构件、堆芯上部支撑构件；部支撑构件；反应堆压力容器：容器及密封结构；容器及密封结构；控制棒驱动机构：压力外壳、操作线压力外壳、操作线圈、销爪组件、驱动杆、单棒位置指示线圈、销爪组件、驱动杆、单棒位置指示线圈等；圈等；2023/1/208核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University棒状燃料组件燃料元件棒：由燃料芯块、燃料包由燃料芯块、燃料包壳、

6、压紧弹簧、上下端塞等主要部件组壳、压紧弹簧、上下端塞等主要部件组成；成；定位格架：支撑燃料元件，确保燃料支撑燃料元件，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；构件，具备改善流动功能；上、下管座：连接构件；连接构件；控制棒导向管：为控制棒插入与提为控制棒插入与提出提供导向通道；出提供导向通道；2023/1/209核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University稳压器结构喷淋系统：位于稳压器顶部，包位于稳压器顶部，包括主喷淋和辅助喷淋，用于减缓系括主喷淋和

7、辅助喷淋，用于减缓系统热冲击、水温均匀及化学浓度、统热冲击、水温均匀及化学浓度、降低系统压力；降低系统压力；电加热器：直接浸没的直套管式直接浸没的直套管式电加热器，用于升高压力；电加热器，用于升高压力；安全阀组：安装于稳压器顶部，安装于稳压器顶部，由保护阀与隔离阀组成；由保护阀与隔离阀组成；测量仪表：主要用于水位检测与主要用于水位检测与显示；显示；2023/1/2010核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University反应堆冷却剂泵水力机械部分：泵体、热屏组件、泵体、热屏组件、泵轴承、轴封水；泵轴承、轴封水；轴封

8、组件：由三道串联的轴封组由三道串联的轴封组成，位于泵轴的末端，保证正常运成，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行期间从冷却剂系统沿泵轴向安全壳的泄漏量基本为零；壳的泄漏量基本为零；电动机部分：惰性飞轮、防逆转惰性飞轮、防逆转装置、止推轴承的径向轴承、油提装置、止推轴承的径向轴承、油提升系统；升系统；支撑系统和相关仪表；2023/1/2011核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University蒸汽发生器主要部件：蒸发段和汽水分离段；蒸发段和汽水分离段；换热器类型：间壁式换热器，一回间壁式换热器，

9、一回路具有放射性，管板与路具有放射性，管板与U U形管属于冷却形管属于冷却剂压力边界；剂压力边界；排污与给水：防止各种杂质高度浓防止各种杂质高度浓缩以及一回路向二回路泄漏，确保正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；常工况与特殊工况的给水要求；水位控制及相关测量：水位测量水位测量及调整、给水流量、蒸汽流量、蒸汽及调整、给水流量、蒸汽流量、蒸汽压力等信号测量；压力等信号测量；2023/1/2012核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University压水堆所用材料压力壳压力壳MnMn-Mo-Ni-

10、Mo-Ni低合金碳钢；低合金碳钢；燃料燃料二氧化铀；二氧化铀；包壳包壳锆锆-4-4合金（合金（Zr-4Zr-4）；）；控制棒控制棒银银-铟铟-镉合金镉合金/316/316，304304不锈钢不锈钢（Ag-In-Ag-In-CdCd/SS/SS）；）；长期反应性控制用硼酸；长期反应性控制用硼酸；传热管传热管600600，690690，800800合金；合金；2023/1/2013核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University常用反应堆堆型介绍压水堆(Pressurized Water Reactor)沸水堆(B

11、oiling Water Reactor)重水堆（Heavy Water Reactor）气冷堆(Gas Cooled Reactor)钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor)2023/1/2014核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University沸水堆2023/1/2015核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University沸水堆的特点l沸水堆以沸腾轻水为慢化剂和冷沸水堆以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂，在反应堆压

12、力容器内直接却剂，在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽；产生饱和蒸汽；l沸水堆与压水堆同属轻水堆，都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，费用低和负荷跟随能力强等优点，使用低富集铀作燃料；使用低富集铀作燃料；l不需要蒸汽发生器，运行参数较不需要蒸汽发生器，运行参数较压水堆低；压水堆低；l具有很强的自然循环能力，一般具有很强的自然循环能力，一般可达可达40-50%FP40-50%FP，甚至，甚至100%FP100%FP。2023/1/2016核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarb

13、in Engineering University沸水堆核电站原理流程沸水堆核电站原理流程沸水反应堆结构沸水反应堆结构2023/1/2017核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University沸水堆所用基本材料压力壳（压力壳（pressure vesselpressure vessel）(MnMn-Mo-Ni)-Mo-Ni)低合金碳钢低合金碳钢（low alloy carbon steellow alloy carbon steel）燃料（燃料（fuelfuel）二氧化铀（二氧化铀（uranium dioxide

14、UO2uranium dioxide UO2）包壳（包壳（claddingcladding）锆锆-2-2合金（合金（zircaloy-2zircaloy-2）控制棒控制棒碳化硼碳化硼/304/304不锈钢（不锈钢（B4C/304SSB4C/304SS）慢化剂，冷却剂慢化剂，冷却剂轻水（轻水（H2OH2O）一回路水管一回路水管304304不锈钢不锈钢蒸汽回路蒸汽回路304304，316316不锈钢不锈钢汽轮机汽轮机铬铬-钼钢钼钢2023/1/2018核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University常用反应堆堆型介

15、绍压水堆(Pressurized Water Reactor)沸水堆(Boiling Water Reactor)重水堆（Heavy Water Reactor）气冷堆(Gas Cooled Reactor)钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor)2023/1/2019核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University重水堆的特点l采用重水作慢化剂，可以直接采用重水作慢化剂，可以直接利用天然铀作为核燃料；利用天然铀作为核燃料；l可用轻水或重水作冷却剂；可用轻水或重水作冷却剂；l分压力容器式

16、和压力管式两类；分压力容器式和压力管式两类；l代表性重水堆核电厂代表性重水堆核电厂:lCANDU(CANadianCANDU(CANadian Deuterium Deuterium Uranium Reactor)Uranium Reactor)lACR-1000(Advanced CANDU ACR-1000(Advanced CANDU Reactor)Reactor)2023/1/2020核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University秦山三期核电站年发电近100亿千瓦时 2023/1/2021核科学与

17、技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering UniversityCANDU 系统简图系统简图2023/1/2022核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering UniversityCANDU核岛系统核岛系统2023/1/2023核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University核蒸汽供应系统示意图核蒸汽供应系统示意图2023/1/2024核科学与技术学院Harbin Engineering

18、 UniversityHarbin Engineering University重水堆所用材料压力管（容纳冷却剂）压力管（容纳冷却剂）锆铌合金（锆铌合金（Zr-2.5NbZr-2.5Nb）排管容器（容纳慢化剂）排管容器（容纳慢化剂）奥氏体不锈钢奥氏体不锈钢排管容器管子排管容器管子锆锆-2-2合金（退火）合金（退火）燃料燃料天然丰度的二氧化铀（天然丰度的二氧化铀（natural uraniumnatural uranium）包壳包壳锆锆-4-4合金，内壁涂有石墨层合金，内壁涂有石墨层慢化剂和冷却剂慢化剂和冷却剂重水（重水（D2OD2O）端屏蔽端屏蔽奥氏体不锈钢奥氏体不锈钢嵌入环、屏蔽板、冷却水管

19、嵌入环、屏蔽板、冷却水管碳钢碳钢中子吸收体中子吸收体镉棒镉棒液体注射停堆组件液体注射停堆组件硝酸钆硝酸钆调节棒调节棒加水不锈钢管加水不锈钢管2023/1/2025核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University常用反应堆堆型介绍压水堆压水堆(Pressurized Water Reactor)沸水堆沸水堆(Boiling Water Reactor)重水堆（重水堆（Heavy Water Reactor）气冷堆气冷堆(Gas Cooled Reactor)钠冷快堆钠冷快堆(Sodium Cooled Fast

20、Reactor)2023/1/2026核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University高温气冷堆的特点采用石墨作慢化剂，气体作冷却剂；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，堆气体作为工质，所以功率密度较小，堆芯体积较大；芯体积较大；这种堆型对管路材料的耐高温性和密封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，目前对气体工性都提出了很高的要求

21、，目前对气体工质的热工性质也需要进一步研究。质的热工性质也需要进一步研究。2023/1/2027核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University早期的气冷堆：石墨为慢化剂，石墨为慢化剂，CO2CO2气体为冷却剂，金属天然铀为气体为冷却剂，金属天然铀为燃料，镁诺克斯合金为燃料棒包壳材料，燃料，镁诺克斯合金为燃料棒包壳材料，19561956年英国建成年英国建成50MWe50MWe气冷堆电气冷堆电站并商用化，站并商用化，7070年代初期，在英、法、意、日和西班牙等国建造年代初期，在英、法、意、日和西班牙等国建造363

22、6座，座，总装机容量达到总装机容量达到8.2 GW8.2 GW（电）；（电）；改进型气冷堆：包壳材料改为不锈钢，采用包壳材料改为不锈钢，采用2 2浓缩铀，浓缩铀，19631963年英年英国建造国建造32MWe32MWe原型堆，原型堆，1976-19881976-1988年，运行的年，运行的AGRAGR共有共有1414座，座，8.9GW8.9GW，由于，由于受到受到CO2CO2与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制(690)(690)，使出口温度，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，使其仍难以和压难以进一步提高，再加上功率密度低、燃耗低的限

23、制，使其仍难以和压水堆在经济上竞争；水堆在经济上竞争；高温气冷堆：采用采用9090以上的浓缩铀，全陶瓷燃料元件及堆芯，采以上的浓缩铀，全陶瓷燃料元件及堆芯，采用用HeHe作为冷却剂，温度可提高到作为冷却剂，温度可提高到75075012001200，发电效率提高，同时可以，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；为炼钢、煤的气化、核能制氢等工艺提供高温热源；气冷堆发展阶段气冷堆发展阶段2023/1/2028核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University清华大学清华大学10MW高温气高

24、温气冷实验堆冷实验堆(HTR-10)清华大学清华大学HTR-10山东省示范工程山东省示范工程2023/1/2029核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University高温气冷堆燃料2023/1/2030核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University常用反应堆堆型介绍压水堆压水堆(Pressurized Water Reactor)沸水堆沸水堆(Boiling Water Reactor)重水堆（重水堆（Heavy Water Re

25、actor）气冷堆气冷堆(Gas Cooled Reactor)钠冷快堆钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor)2023/1/2031核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University钠冷快堆l实现核燃料增殖，可使铀实现核燃料增殖，可使铀-238-238转变为钚转变为钚-239-239；l核燃料裂变主要由核燃料裂变主要由100keV100keV以上的快中子引起，堆内不需要慢化剂，堆以上的快中子引起，堆内不需要慢化剂，堆芯有害吸收减少，转换比增大；芯有害吸收减少，转换比增大；l使用传热能力强

26、而慢化能力小的钠为冷却剂；使用传热能力强而慢化能力小的钠为冷却剂；2023/1/2032核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University可以在很高的温度下，在较小的温差情况下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，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；况下，结构变形的几率也非常小；其熔点仅为其熔点

27、仅为97.897.8，沸点高达，沸点高达882.9882.9，可，可采用比较低的系统压力就可以得到高的反应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；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，入口效应增面上，流道形状对传热影响大，入口效应增大；大；钠冷快堆特点2023/1/2033核科学与技术学院Harbin Engineering Un

28、iversityHarbin Engineering University钠冷堆主要结构型式2023/1/2034核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University钠冷快中子增殖堆所用材料燃料燃料混合氧化铀钚（钚含量混合氧化铀钚（钚含量202030%30%）包壳包壳奥氏体不锈钢（奥氏体不锈钢（316SS316SS或或316Ti316Ti）元件盒元件盒马氏体马氏体-铁素体钢或奥氏体不锈钢铁素体钢或奥氏体不锈钢控制棒控制棒碳化硼（碳化硼（B4CB4C）/300/300系列不锈钢系列不锈钢传热管传热管800800合金或

29、合金或316SS316SS及及304 SS 304 SS 容器材料容器材料316SS316SS及及304 SS304 SS2023/1/2035核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University快堆核电站流程2023/1/2036核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University2023/1/2037核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering UniversityS

30、odium-Cooled Fast Reactor(SFR)CharacteristicsSodium coolant550C Outlet Temp150 to 500 MWeMetal fuel with pyroprocessing,orMOX fuel with advanced aqueous processingBenefitsWaste minimization and efficient use of uranium resourcesU.S.Product Team Leader:Dr.Jordi Roglans(ANL)2023/1/2038核科学与技术学院Harbin E

31、ngineering UniversityHarbin Engineering UniversitySFR Reference Parameters2023/1/2039核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering UniversityLead-Cooled Fast Reactor (LFR)CharacteristicsPb or Pb/Bi coolant550C to 800C outlet temperature120400 MWe1530 year core lifeCartridge core for region

32、al fuel processingBenefitsProliferation resistance of long-life cartridge coreDistributed electricity generationHydrogen productionHigh degree of passive safetyU.S.Product Team Leader:Dr.Todd Allen(ANL)2023/1/2040核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering UniversityLFR Reference Paramet

33、ers2023/1/2041核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering UniversityGas-Cooled Fast Reactor (GFR)CharacteristicsHelium coolant850C outlet temperatureDirect gas-turbine cycle 600 MWth/288 MWeBenefitsWaste minimization and efficient use of uranium resourcesU.S.Product Team Leader:Dr.Kevan

34、Weaver(INEEL)2023/1/2042核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering UniversityGFR Reference Parameters2023/1/2043核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering UniversitySupercritical-Water-Cooled Reactor(SCWR)CharacteristicsWater coolant at supercritical conditions550C outlet t

35、emperature1700 MWeSimplified balance of plantBenefitsEfficiency near 45%with excellent economicsU.S.Product Team Leader:Dr.Jacopo Buongiorno(INEEL)2023/1/2044核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University2023/1/2045核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering Universit

36、ySCWR Reference Parameters2023/1/2046核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering UniversityVery-High-Temperature Reactor (VHTR)CharacteristicsHelium coolant1000C outlet temperatureWater-cracking cycleBenefitsHydrogen productionHigh degree of passive safetyHigh thermal efficiencyProcess h

37、eat applicationsU.S.Product Team Leader:Dr.Finis Southworth(INEEL)2023/1/2047核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering UniversityVHTR Reference Parameters2023/1/2048核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering UniversityMolten Salt Reactor (MSR)CharacteristicsFuel:liquid flu

38、orides of Na,Zr,U and Pu 700800C outlet temperature1000 MWeLow pressure(0.5 MPa)BenefitsFinal burn transmutationAvoids fuel developmentProliferation resistance through low fissile material inventoryU.S.Product Team Leader:Dr.Charles Forsberg(ORNL)2023/1/2049核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering UniversityMSR Reference Parameters2023/1/2050核科学与技术学院Harbin Engineering UniversityHarbin Engineering University2023/1/2051核科学与技术学院