大学精品课件：核反应堆热工分析(压水堆结构概述)
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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 Reactor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor)
• 反应堆具有自稳自调特性，安全性 较好
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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；
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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；
稳压器结构
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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-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
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压水堆
压水堆的特点
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；
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沸水堆
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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。
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；
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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；
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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-
辅助：反应堆热工水力学 清华大学出版社
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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
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考核方式：闭卷考试
平时成绩：1.点名 2.提问 3.作业
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反应堆热工水力学
序言：核能的应用
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本节课主要内容
常用反应堆堆型介绍 第四代反应堆介
核科学与技术学院
常用反应堆堆型介绍
压水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆(Boiling Water Reactor) 重水堆（Heavy Water Reactor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor)
• 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；
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反应堆冷却剂泵
• 水力机械部分：泵体、热屏组件、
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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-1000(Advanced CANDU Reactor)
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
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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
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！ 压水堆的结构、热
工计算和设计准则
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反应堆热工水力学
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
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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)
• 反应堆具有自稳自调特性，安全性 较好
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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；
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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；
稳压器结构
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沸水堆核电站原理流程
沸水反应堆结构
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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（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
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压水堆
压水堆的特点
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• 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；
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沸水堆
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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。
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-
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
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考核方式：闭卷考试
平时成绩：1.点名 2.提问 3.作业
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反应堆热工水力学
序言：核能的应用
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本节课主要内容
常用反应堆堆型介绍 第四代反应堆介
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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)
• 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；
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反应堆冷却剂泵
• 水力机械部分：泵体、热屏组件、
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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-1000(Advanced CANDU Reactor)
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反应堆热工水力学
课程简介
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课程：反应堆热工水力学
教师：范广铭 E-Mail： fanguangming007
@ 电话：82569655
13936130043
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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
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核科学与技术学院
各种反应堆
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反应堆的分类
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？ 本课程研究什么
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！ 压水堆的结构、热
工计算和设计准则
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反应堆热工水力学
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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