核供热反应堆介绍学习课件
第4章 核反应堆热工学 核工程原理课件
在反应堆堆芯内最热通道或出口产生 气泡会使中子通量产生畸变。这是由于气 泡慢化中子的能力比水差得多，因此，有 气泡的地方热中子通量就要降低，气泡多 时，这一影响比较显著。
⑤燃料元件自屏蔽效应的影响
①如果引起裂变反应的中子是单能的，则燃 料的体积释热率可以写为：
各参变量的含义 ： Rf是裂变反应率，Rf＝ΣfFф,裂变数/(厘米3·秒); Ed是燃料中平均每次裂变所释放的能量，MeV； Ф是中子通量，中子/(厘米2·秒)； ΣfF是燃料的宏观裂变截面，1/厘米。
②实际上，引起堆内裂变反应的中子并不是 单能的，通常都有一定的能量分布，而且裂变 截面和中子通量都是中子能量的函数。堆内某 点r处燃料的体积释热率，可写成积分的形式：
(n,γ)反应引起的释热：
q V ,( n ,) ( r ) 1 .6 0 2 1 0 1 3E a ( r ,E ) ( r ,E ) d E
（3）慢化剂的释热
在热堆内，慢化剂的主要作用是慢化 中子，中子在慢化过程中将其动能传递给 慢化剂。因此，慢化剂会产生热量，慢化 剂释热的另一个热源是吸收γ射线的能量， 则：
堆设计都在努力提高反应堆的自然循环能 力，以便在失去主循环泵动力时排出堆内 热量。
总结
核反应堆的释热
燃料的释热、堆内释热率分布、结构部件 和慢化剂的释热、反应堆停堆后的释热
核反应堆部件的热传导
棒状元件的热传导、板状元件的传热、球 形元件的传热、热屏蔽的传热、积分热导 率
（1）反应堆停堆后的功率主要组成
①剩余裂变功率
在反应堆刚停堆时，堆内的缓发中子 在短时间内还会引起裂变。裂变时瞬间放 出的功率大小与堆芯内的中子密度成正比。
核反应堆理论-20学时总课件
Contents 一、基本概念10¾原子核的能态（能级）二、中子与原子核的相互作用3032三、中子截面和核反应率-'I I为比例常数，即微观截面（Microscopic cross section宏观截面的计算Σ= σN46 47•中子在介质中穿行了x长的路程仍然未发生核反应、但在随后的dx路段内发生首次核反应的概率p(x)dx是:e－ΣX(dx/λ)＝e－ΣX(Σdx)（两个独立随机事件同时发生的概率）5267例子计算氢核对能量为1eV 的中子的吸收截面0.02531ev 0.0253ev σσ（）＝（）70z 中能区(1eV ≤E ≤1keV)9重核：强烈共振例如在 6.67 eV 处，U238有一个宽度仅有0.027eV 的共振峰, 吸收截面高达2万巴9轻核：第一激发态能量高，中能区不出现共振，在高能区出现z 高能区(E ≥1keV)9共振峰间距变小，开始重叠，以致不可分辨，变化缓慢平滑238U 的总截面微观吸收截面(续)中子能量增加而增加7374 757879808283α与入射中子能量的关系84四、共振吸收90共振Resonance•中子从高能逐步慢化到低能的过程中，要通过中能区。
•铀238的吸收截面曲线在中能区有许多窄而高的峰－共振峰（俘获截面很大）。
6.67eV处的第一共振峰,俘获截面高达20000巴•核电站反应堆一般都采用低富集度的铀燃料，其中含有大量的铀238, 故肯定有一部分中子在慢化过程中要被铀238吸收。
9397快堆与热堆中子能谱比较102单能级俘获共振对于静止的靶核及可分辨共振峰，在共振能E r 附近发生x 单能级布赖特-维格纳公式表示10620224()E E E E E γγσσΓΓΓ−+Γ（）＝象称为共振的多普勒效应。
如下图，温度升高使得共振吸收截面从20000靶恩降低到7000靶恩WHY？原子核热运动的影响如果铀238核是静止的，那么用能量恰好等于112114五、核裂变过程z可利用能，约200MeV（除中微子能量之外）。
核反应堆物理基础PPT
1、辐射俘获（n,γ）
堆内重要的俘获反应有：
238 92
U n
1 0
239 92
U
239 92
U
23分
1 0
_
239 93
NP
2.3天
233 90
239 94
Pu
232 90
233 90
Th n
Th
Th
22分
233 91
Pa
R nv
可以有不同核反应率 吸收核反应率
Ra nv a
裂变核反应率 R f nv f
对多核素物质，核反应率为
R nv 1 nv 2 nv i
i 1 m
R nv
2、中子通量密度(中子注量率)
定义:
φ=nv
（中子/厘米2 .秒）
在反应堆内，某点的中子通量密度等于该点的中子 密度与该点中子速率的乘积，它表示单位体积内所 有的中子在一秒钟内穿行距离的总和。中子通量密 度是核反应堆物理中一个重要的参数，它的大小反 映出堆芯内核反应率的大小，因此也反映出堆的功 率水平。在热中子动力堆内，热中子通量密度的量 级一般约为1013至1014中子/厘米2· 。 秒 采用中子通量密度，核反应率 可以写成
应的一种，用符号A(a,f)表示，中子诱发裂变为最重
要的一种诱发裂变。裂变过程除了放出2-3个中子外，
还释放出约210MeV的能量。
一些核，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241
等在各种能量中子作用下都能发生诱发裂变，而且
在低能中子作用下更容易发生裂变，称这些核为易 裂变核，在自然界中唯一存在的易裂变核只有铀235；核素钍-232、铀-238和钚-240等只有在能量高
反应堆结构与核燃料
第四章反应堆结构与核燃料反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。
核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。
反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。
反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。
参见图4.1。
图4.1 反应堆位置- 35 -- 36 -图4.2 反应堆剖面图- 37 -图4.2是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分：● 反应堆堆芯● 堆内构件● 反应堆压力容器和顶盖● 控制棒驱动机构4.1 反应堆堆芯4.1.1 堆芯布置核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m ，等效直径3.04m 。
燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。
在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。
所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。
在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。
通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。
换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。
在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。
为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。
按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。
图4.3 堆芯分区布置（第一循环）- 38 -4.1.2 燃料组件大亚湾核电站目前所用的AFA-2G 型燃料组件由骨架和燃料棒组成，呈17×17正方形栅格排列，总共有289个栅格，其中264个装有燃料棒。
第4章 核反应堆热工学 核工程概论课件
⑤燃料元件自屏蔽效应的影响
均匀反应堆只是一种理论假设，由于反应堆 热工、水力、机械、物理等方面的原因，目前动 力堆几乎都是非均匀的。
4.1.3 结构部件和慢化剂的释热
反应堆的结构材料总体上可由两部分组成： 一部分是堆芯内的结构材料，另一部分是堆芯外 围的厚壁构件。
（1）结构部件的释热
①堆芯结构部件的释热，基本上都是由于吸收堆内的
对于均匀裸堆来说，功率分布只取决于中子 通量分布。
影响堆芯功率分布的主要因素
①燃料装载的影响
在早期的压水堆中，大多采用燃料富集度均 一的燃料装载方式。这种装料的优点是装卸料比 较方便，但对于大型核反应堆，这种方法有一个 很大的缺点：堆芯中央区会出现很高的功率峰值， 使堆芯内释热率不均匀性很大，限制了反应堆功 率输出。
i(x)Siexp(ix)
γ射线在x处dx距离上的衰减部分全部转化为热量， 因此，在x处材料吸收γ射线产生的体积释热率为
q v,i(x)d d x i(x)iS iex p (ix)
③如果反应堆中的γ源发射几种不同能级的γ射线， 那么未经碰撞的γ射线所形成的总释热率是各个能 级的γ射线所形成的释热率之和，则
④结构材料、水隙和空泡的影响
反应堆的附加材料会吸收中子，它们会引起 中子通量局部降低。
在热中子堆内，水是慢化剂，因此在有水隙 的地方相应的中子通量比其他地方高。这些水隙 会引起局部热中子峰值。
在反应堆堆芯内最热通道或出口产生气泡会 使中子通量产生畸变。这是由于气泡慢化中子的 能力比水差得多，因此，有气泡的地方热中子通 量就要降低，气泡多时，这一影响比较显著。
(n，γ)反应引起的释热：
q V ,( n ,) ( r ) 1 .6 0 2 1 0 1 3E a ( r ,E ) ( r ,E ) d E
反应堆热工资料
第一章核能发电原理及反应堆概述第1节核电厂工作基本原理1.核反应堆2. 热交换器3. 蒸气涡轮机4. 发电机5. 冷凝器第2节反应堆的分类（1）按用途分：实验堆：用于实验研究；生产堆：专门用来生产易裂变物质或聚变物质；动力堆：用作动力源（2）按引起堆内大部分裂变的中子能量分。
热中子堆：En< 1eV；中能中子堆：1eV <En< 1keV；快中子堆：En> 1keV。
（3）按核燃料状态分。
固体燃料堆；液体燃料堆（压水堆、沸水堆）；重水堆（D2O ）；（4）按慢化剂和冷却剂种类分. 轻水堆（H2O）石墨气冷堆；钠冷快中子堆。
动力核反应堆组成及功能（1）堆芯——实现链式裂变反应堆区域。
包括：核燃料元件、慢化剂、冷却剂、控制元件、中子源等。
（2）反应堆控制系统——保证反应堆能安全地实现启动、停堆、功率调节。
包括：控制棒及其驱动系统等。
（3）回路冷却系统——提供足够的冷却剂流量以带走堆芯的裂变释热，并传递热动力产生系统。
包括压力容器、主泵等。
（4屏蔽——吸收、减弱来自堆芯的辐射，保护周围人员和部件。
（5）动力产生系统——将一回路的热能转变为动力。
如汽轮机。
（6）辅助系统——保证冷却剂系统及动力系统的正常运行。
包括：余热导出系统、冷却剂净化系统、放射性废液处理系统、废气净化系统等。
（7）安全设施——保证事故情况下提供必要的冷却、密闭放射性物质，避免环境污染如安全壳。
）第3节压水堆系统压力：15～16 Mpa冷却剂入口温度：300℃，出口温度：330℃冷却剂流量：62000 t/h燃料装量：90 t （电功率1000MWe）最大燃料温度：1780 ℃UO2燃料富集度：2.0～4.0%转化比：0.5第4节沸水堆系统压力：7 Mpa冷却剂入口温度：260～270℃，出口温度：280℃冷却剂流量：47000 t/h燃料装量：140 t （电功率1000MWe）最大燃料温度：1830 ℃UO2燃料富集度：2.0～3.0%转化比：0.5沸水堆核电厂的特点（与压水堆相比）：比功率密度较低，燃料装载量较大，总投资略大；压力容器厚度减少、尺寸变大，制造成本相当；采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，易于加工制造；采用喷射泵循环系统，功率调节方便，且使压力容器开孔直径减小，降低了失水事故可能性及严重性；放射性物质直接接触汽轮机、冷凝器等设备，对发电机组要求高，污染范围较大，设计、运行和维修不便。
核反应堆热工分析ppt(热工部分)
热量
裂变产物和
停堆后的功率
铀棒内的显热和剩余中子裂变热大约在半分钟之内传出， 其后的冷却要求完全取决于衰变热
压水堆的衰变热：
核科学与技术学院
四
停堆后的功率
核科学与技术学院
四
停堆后的功率
剩余裂变功率的衰减
停堆后时间非常短（0.1s内）：
(keff 1) ( ) (0) exp l
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二
2.堆芯功率的分布及其影响因素
非均匀堆栅阵
用具有等效截面的圆来代替原来的正方形栅元 假设热中子仅在整个慢化剂内均匀产生
运用扩散理论，燃料元件内热中子通量分布的表达式：
AI0 ( K0r )
若燃料棒表面处的热中子通量为 ，则在
s ，则：
I0 ( K0 r ) s I 0 ( K 0 R0 )
N s2 239U， 101 =825 2.28 103 0.88 1 0.2 exp 4.91 104 101 =1.98MW
N s2 239U ,3.6 103 0.34 MW
N s2 239U , 4.74 107 0 MW
二
2.堆芯功率的分布及其影响因素
堆芯功率的分布
简化一：
简化二：
均匀裸堆
富集度相同 的燃料均匀 分布在整个 活性区内 活性区外面 没有反射层
进行理论分析时极其有用
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二
2.堆芯功率的分布及其影响因素
目前绝大部分的堆都采用圆柱形堆芯，圆柱形堆芯的均匀裸堆，热中子 通量分布在高度方向上为余弦分布，半径方向上为零阶贝塞尔函数分布：
衰变功率的衰减
第一章-核反应堆类型PPT课件
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8
核技术应用与辐射防护
核反应堆发展历史
• 实验示范阶段（1946-1965）-------第一代核能系统 • 高速发展阶段（1966-1980）-------第二代核能系统 • 滞缓发展阶段（1980-2000）-------第三代核能系统
良19性73循，环19：79改年进两技次术石，油降危低机成本及大规模出口 这 ➢M➢11要o99一d美法78求e96l国国时4年年更1：、4期3苏；压日安美第➢➢月沸水本基加联全国二水堆、美拿英本切堆的M韩世-大国国苏形o（国：尔第，d界三Be：天联成法l诺W三国2M然哩国应1引了R贝2o铀代际）：、d岛运导目e重利原Ml核积事4水而核前o型1核d电2极堆故天e、生电世l电核站3然跟S雪1。y电发界2铀事s，进，t站上e石展核m故M第墨加8o电0致d气三等e霜的l冷命标3代1堆格准4一核核，核局击电M能电站o站系del 统412、
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20
中子与原子核的相互作用
✓中子的吸收
由于吸收反应的结果是中子消失，因此它对 反应堆 内中子的平衡起着重要作用。
(1) 辐射俘获(n,γ)
A X 1n A1 X * A1X
Z
0
Z
Z
由于辐射俘获反应中，原先稳定的原子核通过俘 获一 个中子后，往往变成放射性原子核。这给反应堆 设备 维护、三废处理、人员防护带来不少困难。
基本上都是发生在这一能区。
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29
俘获－裂变比α
235U核吸收中子后并不都是发生裂变，有的发生辐 射俘获反应变成236U。辐射俘获截面与裂变截面的比 值通常用α表示：
f
--
30
核裂变过程
核裂变过程是反应堆内最重要的中子与核相互作 用的过程，是核反应堆的工作基础。
反应堆原理图课件
反应堆的组成和结构
了解反应堆的主要组成部分，如燃料组件、燃料元件、冷却剂、反应控制系 统和辐射屏蔽。
反应堆的热力学和动力学特性
研究反应堆的热力学特性，如热量平衡和热工参数，并了解反应堆的动力学行为和稳定性。
反应堆的燃料和燃料元件
深入了解反应堆燃料的类型、构成和循环燃耗，以及燃料元件的设计和寿命的反应堆冷却剂，如水、重水和氦气，并探讨冷却剂循环系统 的原理和运行。
反应堆的控制和监测系统
了解反应堆的自动控制和安全监测系统，包括反馈机制、SCRAM系统和故障 检测。
反应堆的辐射防护和安全措施
探索反应堆辐射防护的原理和方法，并了解反应堆的安全策略和事故应对措施。
反应堆原理图课件
探索反应堆的基本概念、种类和结构，了解热力学和动力学特性，燃料和冷 却剂，控制系统，以及辐射防护和安全措施等关键知识。
反应堆的基本概念和原理
介绍反应堆的起源、原理和基本概念，包括核裂变链式反应、核聚变和放射性衰变等关键过程。
反应堆的种类和分类
探索不同类型的反应堆，如压水堆、沸水堆、重水堆和加速器驱动堆，并讨论它们的特点和应用。
《核动力反应堆技术》PPT课件
35
精选ppt
四、新型反应堆的分类和简介
1、近期新型反应堆 2、远期新型反应堆
37
精选ppt
1、近期新型反应堆（1）
先进型压水堆有美国发展的APWR、欧洲发展的EPWR、 中国发展的AC－600等都属此型，是在压水堆基础上加 以改进，达到或基本达到新的“用户要求”的先进堆型。
先进型沸水堆（ABWR）是在已有的沸水堆的基础上， 由美国、日本联合发展并在日本建立了示范站的先进堆 型，目前在日本已经建立了2座，还有几座在计划建造 中，它是一种先进而又现实的沸水堆。
2、按中子能量分类： 热中子堆、中能中子堆、快中子堆
3、按核燃料分类 固体燃料反应堆、液体燃料反应堆
4、按慢化剂和冷却剂分类 轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆
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精选ppt
三、动力反应堆的类型
1、压水堆（PWR） 2、沸水堆（BWR） 3、重水堆（HWR） 4、气冷堆（HTGR、THTR、HTR） 5、快中子增值堆（LMFBR、GCFR）
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精选ppt
结束
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精选ppt
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精选ppt
2、远期新型反应堆（1）
聚变反应堆：是指主要靠轻原子（氘、氚、氦等）合成， 释放大量结合能并加以利用的反应堆。目前，瞬时的、 断续的聚变反应已经实现。
聚变－裂变堆：是聚变反应堆和裂变反应堆组合的装置， 在聚变反应堆达不到能量自给时，这种装置具有重要的 实用价值。其结构原理为，在装置中心设置聚变堆，外 围是裂变堆，聚变产生的中子逸出到裂变堆即可参与裂 变反应、释放裂变能量，作为聚变能的补充。
4
精选ppt
1、压水堆（PWR）
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精选ppt
2、沸水堆（BWR）
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2.0
200/120 130/75 120/60
1.5
198/168 165/100 120/70
1.5
198/163 160/125 120/70
1.5
165/115 153/75 140/60
0.7
120/90
100/70
1.3
144/131 137/96 130/80
1.5
198/185 180/125 120/60
首炉燃料分区 235U 富集度 换料富集度 燃料初始装载量(金属铀) 燃料棒平均热流 压力壳内径 主换热器台数 主换热器总传热面积
单位 盒 根 mm mm
% % t W/cm2 mm 台 m2
数值 96 32
1900 1924
1.8/2.4/3.0 3.0
12.54 25.5 φ4820
6 2100
⑶ 全功率自然循环冷却
不需要外部动力，不设置主循环泵，简化主回路 系统，增加运行的安全可靠性。
⑷ 紧贴式双层承压壳结构
在压力壳破裂条件下，仍可保证堆芯被水淹没， 并且能包容住泄漏出的较高温度的放射性物质。
200MW技术特点©
⑸ 非能动安全系统
余热排出系统为自然循环冷却，注硼系统采用重力 注入方式,因此不需要外电源就可保证执行其安全 功能,使反应堆处于安全状态，从而降低对柴油发 电机组和设备冷却水系统的要求。
非安全级 非安全级 非安全级
型 现有压水堆电厂 PWR 分置式 稳压器 电加热＋喷淋 泵唧送强迫循环 能动 电磁－机械 有(多重系统) 有 有 安全级 部分安全级 部分安全级
关键技术
自然循环 流动稳定性： 密度波，喷泉，过冷沸腾，闪蒸 水力学控制棒 新技术应用 设计，试验，运行考验，改进，发展
自然循环两相流
nuclear applications
IRIS 被动安全系统
与AP1000 类似，但简化 抑压系统与BWR相似
SWR 1000 (a Boiling Water Reactor )
shutdowns • Safety by design
Eliminated altogether or Most accidents Consequences minimized by design and/or Probability decreased CDF 1.2E-8, limited by vessel rupture (1E-8)
第六章：核供热反应堆
一、类型 二、 5MW，200MW堆开发背景 三、 200MW技术特点及关键技术 四、 IRIS 和 SWR1000
一、类型
轻水堆: 与核电站相比低温，低压。 开发研究国家：俄、德、法、瑞典、瑞士、 捷克。功率水平为100－600MW（瑞士10MW）。 商用堆建造：前苏联曾开工建造两座2×500MW 核供热站，因苏联解体停建 （其中一座将恢 复建设）。 壳式
200核供热堆主要参数
序号 1 2 3 4 5 6 7 8
9
10 11 12
参数 供热站名义功率 供热站额定输出功率 供热站设计寿期 反应堆冷却剂工作压力 堆芯入口/出口温度 反应堆冷却剂流量 中间回路工作压力 中间回路工作温度
中间回路流量
三回路压力 三回路供水/回水温度 三回路流量
单位 MWt MWt
• Safety-by-design/passive 一体化 PWR • modular, Small-medium plant
(~ 335 MWe), • Ready for deployment
in 2012-2015 • Westinghouse led
IRIS FITS 适合国际市场
பைடு நூலகம்
•
Flexible configuration
•
Suitable for small or large grids
•
LWR technology accepted all over the world
•
Several interchangeable core design options
•
Simple design, optimized maintenance
200MW技术特点
⑴ 一体化布置
反应堆结构紧凑，一回路系统全部包容在 反应堆压力容器内;
复杂设备，小口径工艺引出管均布置在压 力壳上部;
不仅减小冷却剂压力边界泄漏的概率和后 果，而且排除了主管道断裂造成严重失水 事故的可能性。
200MW技术特点©
⑵ 自稳压设计
利用蒸汽分压原理及掺入非凝结气体实现各种功 率下自稳压运行，省去了复杂的需要加热和喷淋 调节的稳压器。
⑼ 一回路热容大，RPV中子注量率低
供热堆压力容器内装有大量的欠热水，其单位 热功率水容积约为压水堆核电厂的15倍，对堆 芯余热排出，防止堆芯失水和缓解其它事故后 果均有较大益处。
供热堆堆芯和压力容器之间有较宽的水层，压 力容器的中子注量率比压水堆核电厂低约4个量 级，不仅可延长核供热堆的运行寿期，而且有 利于退役处置。
螺线管式蒸汽发生器
一回路内置轴流泵
• 海军研发，大流量，低扬程 • 淹没在液位下，除电缆外与压力壳无穿管 • 高温电机（实验500oC ）, 水润滑轴承
• Virtually no maintenance • Reduced vibration • Operating experience • Must be qualified for
压力、温度较高 池式 液柱压力、温度低
国际各种低温供热堆主要设计特性
加 SLOWPOKE 俄 RUTA－10 俄 R－25 俄 R－50 俄 ACT－500 ACT－500 ACT－300 德 KWU－500 KWU－200 德 HERE 瑞典 SECURE 法 THERMOS 瑞士 EIR－10 瑞士 CHR－10 捷 SKODA
供热堆与压水堆核特点比较
技术特点
主回路系统布置 主回路系统稳压方式
反应堆冷却剂循环方式 安全系统(如余热排出) 控制棒驱动 堆芯应急冷却系统 安全壳喷淋、冷却系统 硼溶液调控系统 柴油发电机组 设冷水系统、厂用水系统等 通风系统
堆 核供热堆
NHR 一体化 自稳压
全功率自然循环 非能动
动压水力驱动 无 无 无
三、200MW技术特点
一体化布置（无大穿管，双层壳） 自稳压设计 全功率自然循环（压水，微沸腾，自稳压） 紧贴式双层承压壳结构 水力学控制棒（无穿管，重力落棒） 冷却剂不含硼溶液 非能动安全系统（换热器，蒸发器，空冷器） 乏燃料堆内贮存 一回路热容大，RPV中子注量率低 操作简便，宽容期长 运行参数低，安全裕度大 注硼停堆系统（喷射泵，被动式）
二、5MW，200MW堆背景©
堆上进行了多项实验：热电联供、空调制冷 和海水淡化等。 国家重视，不少城市感兴趣。 200兆瓦堆研究与设计。 大庆项目经国务院批准立项。沈阳项目。摩 洛哥核能海水淡化可行性研究。 山东海水淡化项目经国务院批准
二、5MW，200MW堆背景©
核供热堆及其相关技术，获得国家科技进 步一等奖和国家技术发明二等奖。 多项部委级科技成果奖和国家专利。 反应堆的运行成功，被评为1989、1990年 全国十大科技新闻和1990年世界十大科技 成就之一。
Helical coil steam generators Fully internal spool pumps （轴流泵）
Internal CRDMs : Candidate designs
– Electromagnetic drive (Japanese technology) – Hydraulic drive (various sources, investigated by POLIMI) – Liquid rods (recently suggested French technology)
200MW技术特点©
⑽ 操作简便，宽容期长 核供热堆操作简便。对任何设计基准事故，保护逻辑只自 动触发简单的动作－停堆和打开余热排出系统阀门 (失电 开启)，不需要操纵员干预，大大降低误操作的可能性。
⑾ 运行参数低，安全裕度大 运行压力、温度、堆芯功率密度较低，设计安全裕度大。 核供热站系统惯性大，在瞬态或事故工况下，过程参数变 化平缓 (12)注硼停堆系统 第二停堆系统，ATWS，被动式重力注入, 注硼罐7.6m3， B5Na2NO8浓度8%。进入压力壳后采用喷射泵， 停堆硼浓度要求：热态（平衡氙）300ppm 冷态（平衡氙）500ppm 长期（无氙） 600ppm
二、5MW，200MW堆背景©
利用核代替煤供热的新型核反应堆。 核研院从80年代初开始研发。 1983－1984年用游泳池式屏蔽试验堆进行了供 热实验，同时开始5兆瓦堆的设计与关键设备 的试验研究。 5兆瓦堆于1986年动工，1989年运行，并进行 连续三年的供热实验。 世界上首座投入运行的“一体化全功率自然循 环”低温核供热试验反应堆。
a MPa ℃ t/h MPa ℃
m3/h MPa ℃ m3/h
数值 200 196 40 2.5 140/210 2341 3.0 95/145
3400
1.3 130/80
3400
200核供热堆主要参数（续）
序号 13 14 15 16
17 18 19 20 21 22 23
参数 首炉燃料组件总数 控制棒根数 堆芯活性区高度(冷态) 堆芯活性区等效直径(冷态)
技术特点(Cont’d)
• Advanced diagnostics • Internal CRDMs eliminate rod ejection accident and corrosion
of vessel penetration nozzles (Davis-Besse) • Optimized maintenance to allow 48-month interval between