1、2019/4/9,核科学与技术学院,1,反应堆热工水力学,王建军,2019/4/9,核科学与技术学院,2,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,2019/4/9,核科学与技术学院,3,考核方式,期末采用闭卷考试 日常考勤 作业 课堂表现,2019/4/9,核科学与技术学院,4,本节课主要内容,常用反应堆堆型介绍第四代反应堆简介,2019/4/9,核科学与技术学院,5,常用反应堆堆型介绍,压水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆(B
2、oiling Water Reactor) 重水堆（Heavy Water Reactor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor),2019/4/9,核科学与技术学院,6,压水堆,2019/4/9,核科学与技术学院,7,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
3、的特点,2019/4/9,核科学与技术学院,8,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；,2019/4/9,核科学与技术学院,9,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；,2019/
4、4/9,核科学与技术学院,10,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；,2019/4/9,核科学与技术学院,11,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；,20
5、19/4/9,核科学与技术学院,12,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；,2019/4/9,核科学与技术学院,13,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；
6、,2019/4/9,核科学与技术学院,14,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 Reactor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor),2019/4/9,核科学与技术学院,15,沸水堆,2019/4/9,核科学与技术学院,16,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
7、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。,2019/4/9,核科学与技术学院,17,沸水堆核电站原理流程,沸水反应堆结构,2019/4/9,核科学与技术学院,18,沸水堆所用基本材料,压力壳（pressure vessel）(Mn-Mo-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
8、（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,2019/4/9,核科学与技术学院,19,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 Reactor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor),2019/4/9,核科学与技术学院,20,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
9、电厂: CANDU(CANadian Deuterium Uranium Reactor) ACR-1000(Advanced CANDU Reactor),2019/4/9,核科学与技术学院,21,秦山三期核电站年发电近100亿千瓦时,2019/4/9,核科学与技术学院,22,CANDU 系统简图,2019/4/9,核科学与技术学院,23,CANDU核岛系统,2019/4/9,核科学与技术学院,24,核蒸汽供应系统示意图,2019/4/9,核科学与技术学院,25,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
10、） 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,2019/4/9,核科学与技术学院,26,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 Reactor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor),2019/4/9,核科学
11、与技术学院,27,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。,2019/4/9,核科学与技术学院,28,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
12、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,2019/4/9,核科学与技术学院,29,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,2019/4/9,核科
13、学与技术学院,30,高温气冷堆燃料,2019/4/9,核科学与技术学院,31,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 Reactor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor),2019/4/9,核科学与技术学院,32,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
14、的钠为冷却剂；,2019/4/9,核科学与技术学院,33,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,2019/4/9,核科学与技术学院,34,钠冷堆主要结构型式,2019/4/9
15、,核科学与技术学院,35,钠冷快中子增殖堆所用材料,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,2019/4/9,核科学与技术学院,36,快堆核电站流程,2019/4/9,核科学与技术学院,37,2019/4/9,核科学与技术学院,38,Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR),Characteristics Sodium coolant 550C Outlet Temp 15
16、0 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),2019/4/9,核科学与技术学院,39,SFR Reference Parameters,2019/4/9,核科学与技术学院,40,Lead-Cooled Fast Reactor
17、(LFR),Characteristics Pb or Pb/Bi coolant 550C to 800C outlet temperature 120400 MWe 1530 year core life Cartridge core for regional fuel processingBenefits Proliferation resistance of long-life cartridge core Distributed electricity generation Hydrogen production High degree of passive safety,U.S.
18、Product Team Leader: Dr. Todd Allen (ANL),2019/4/9,核科学与技术学院,41,LFR Reference Parameters,2019/4/9,核科学与技术学院,42,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 resourc
19、es,U.S. Product Team Leader: Dr. Kevan Weaver (INEEL),2019/4/9,核科学与技术学院,43,GFR Reference Parameters,2019/4/9,核科学与技术学院,44,Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR),Characteristics Water coolant at supercritical conditions 550C outlet temperature 1700 MWe Simplified balance of plantBenefits Efficiency
20、 near 45% with excellent economics,U.S. Product Team Leader: Dr. Jacopo Buongiorno (INEEL),2019/4/9,核科学与技术学院,45,2019/4/9,核科学与技术学院,46,SCWR Reference Parameters,2019/4/9,核科学与技术学院,47,Very-High-Temperature Reactor (VHTR),Characteristics Helium coolant 1000C outlet temperature Water-cracking cycle Benefi
21、ts Hydrogen production High degree of passive safety High thermal efficiency Process heat applications,U.S. Product Team Leader: Dr. Finis Southworth (INEEL),2019/4/9,核科学与技术学院,48,VHTR Reference Parameters,2019/4/9,核科学与技术学院,49,Molten Salt Reactor (MSR),Characteristics Fuel: liquid fluorides of Na, Zr
22、, U and Pu 700800C outlet temperature 1000 MWe Low pressure (0.5 MPa)Benefits Final burn transmutation Avoids fuel development Proliferation resistance through low fissile material inventory,U.S. Product Team Leader: Dr. Charles Forsberg (ORNL),2019/4/9,核科学与技术学院,50,MSR Reference Parameters,2019/4/9,核科学与技术学院,51,
