核反应堆结构ppt
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(完整版)反应堆本体结构
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由外向内倒料方式的优缺点
优点:
可以展平堆芯功率,获得较高的燃耗深度,提高核燃料的 利用率。从第二循环开始,新装入的燃料组件的富集度为 3.25%,高于首次装料。 因为经过一段时间的运行,堆芯内积累了会吸收中子的裂 变产物,需要增加后备正反应性。
缺点:
中子注量率的泄漏率较高,导致压力容器中子注量率大, 中子利用率较低低,导致换料周期较短,燃料循环成本较 高。
偿因燃耗、氙、钐毒素、冷却剂温度改变等引起的比 较缓慢的反应性变化。 (即调节慢反应)
注:在新的堆芯中,还用可燃毒物棒补偿堆芯寿命初期的 剩余反应性。
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堆芯组件
1、核燃料组件
现代压水堆普遍采用了无盒、带棒束型核燃料组件。 组件内的燃料元件棒按正方形排列。常用的有14 14, 15 15,16 16和17 17排列等几种栅格型式。
第三讲 反应堆本体结构
1
2
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(一)反应堆堆芯
7
➢ 反应堆在核电站的作用就象是火电站的锅炉,它
是整个核电站的心脏。它以核燃料在其中发生特 殊形式的“燃烧”产生热量,来加热水使之变成蒸汽。
➢ 反应堆通常是个圆柱体的压力容器,其中裂变
材料所在部分称为反应堆堆芯。
➢ 堆芯结构由核燃料组件、控制棒组件、可燃毒物
➢ 燃料元件是产生核裂变
并释放热量的部件。
➢ 它是由燃料芯块、燃料包
壳管、压紧弹簧和上、下端 塞组成。燃料芯块在包壳内 叠装到所需要的高度,然后 将一个压紧弹簧和三氧化铝 隔热块放在芯块上部,用端 塞压紧,再把端塞焊到包壳 端部。
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(a)燃料芯块
➢芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末(陶瓷型芯
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由外向内倒料方式的优缺点
优点:
可以展平堆芯功率,获得较高的燃耗深度,提高核燃料的 利用率。从第二循环开始,新装入的燃料组件的富集度为 3.25%,高于首次装料。 因为经过一段时间的运行,堆芯内积累了会吸收中子的裂 变产物,需要增加后备正反应性。
缺点:
中子注量率的泄漏率较高,导致压力容器中子注量率大, 中子利用率较低低,导致换料周期较短,燃料循环成本较 高。
偿因燃耗、氙、钐毒素、冷却剂温度改变等引起的比 较缓慢的反应性变化。 (即调节慢反应)
注:在新的堆芯中,还用可燃毒物棒补偿堆芯寿命初期的 剩余反应性。
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堆芯组件
1、核燃料组件
现代压水堆普遍采用了无盒、带棒束型核燃料组件。 组件内的燃料元件棒按正方形排列。常用的有14 14, 15 15,16 16和17 17排列等几种栅格型式。
第三讲 反应堆本体结构
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(一)反应堆堆芯
7
➢ 反应堆在核电站的作用就象是火电站的锅炉,它
是整个核电站的心脏。它以核燃料在其中发生特 殊形式的“燃烧”产生热量,来加热水使之变成蒸汽。
➢ 反应堆通常是个圆柱体的压力容器,其中裂变
材料所在部分称为反应堆堆芯。
➢ 堆芯结构由核燃料组件、控制棒组件、可燃毒物
➢ 燃料元件是产生核裂变
并释放热量的部件。
➢ 它是由燃料芯块、燃料包
壳管、压紧弹簧和上、下端 塞组成。燃料芯块在包壳内 叠装到所需要的高度,然后 将一个压紧弹簧和三氧化铝 隔热块放在芯块上部,用端 塞压紧,再把端塞焊到包壳 端部。
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(a)燃料芯块
➢芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末(陶瓷型芯
大学精品课件:核反应堆热工分析(压水堆结构概述)
Cd/SS); 长期反应性控制用硼酸; 传热管——600,690,800合金;
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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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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
反应堆控制原理(课堂PPT)
29
▪ 3.维持功率水平 由于运行时的各种原因,会使反应堆功率偏 离指定值。为了维持一定功率水平,用控制 库的自动调节来抵消各种引起功率波动的因 素。
▪ 4.保证堆的安全 反应堆在运行过程中可能会发生事故或出现 某种紧急情况,控制保护系统应能快速动作, 及时制止事故的发生和发展,以保证反应堆 安全。
▪ 四组控制棒按叠步程序一直移动到棒位偏差进入死 区为止。图9.21示出反应堆功率调节系统工作原 理。
47
48
▪ 1.二回路功率选择 ▪ 有可能作为功调棒组跟踪的二回路功率需求信导和选用条件
如下所述。 ▪ (1)最终功率整定值 ▪ 它是在汽轮机旁路系统GCT投入运行时设置的。当汽轮机脱
扣、超高压断路器断开或GCT置P模式时,就要选择它作为 反应堆功率的整定值。前两种瞬态发生说明汽轮机的功率需 求突然减少,这时反应堆仍然维持一定的高于汽轮机需求的 功率,多余的功率由排故系统排出。当汽轮机恢复用汽或用 汽量增加时,先不改变反应堆功率,而是通过减少排放功率 来满足汽轮机蒸汽需求的变化,直到汽轮机功率增加到比最 终功率整定值大时,再改选汽轮机功率以跟踪之。这种运行 方式的特点是比较好地保证汽轮机恢复或增加用汽时的负荷 跟踪性能。至于这两种瞬态发生后最终功率整定值是多大, 则视瞬态前汽轮机功率而定。如果瞬态发生前汽轮机功率大 于 率或整等定于值即30取%瞬P态n ,发最生终前功的率汽整轮定机值功就率是值3。0%Pn否则最终功
3
▪ 2.核反应截面和核反应率
▪ (1)微观截面
假定有一束平行中子,其强度为I,该中子束 垂直打在一个面积为1m2、厚度为△X m的薄 靶上,靶内核密度是N,靶后放一个中子探测 器,见图5—1。由于中子在穿过靶的过程中 会与靶核发生吸收或散射反应,使探测器测 到的中子束强度I′减小;记△ I = I - I′ ,实验 表明:
▪ 3.维持功率水平 由于运行时的各种原因,会使反应堆功率偏 离指定值。为了维持一定功率水平,用控制 库的自动调节来抵消各种引起功率波动的因 素。
▪ 4.保证堆的安全 反应堆在运行过程中可能会发生事故或出现 某种紧急情况,控制保护系统应能快速动作, 及时制止事故的发生和发展,以保证反应堆 安全。
▪ 四组控制棒按叠步程序一直移动到棒位偏差进入死 区为止。图9.21示出反应堆功率调节系统工作原 理。
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▪ 1.二回路功率选择 ▪ 有可能作为功调棒组跟踪的二回路功率需求信导和选用条件
如下所述。 ▪ (1)最终功率整定值 ▪ 它是在汽轮机旁路系统GCT投入运行时设置的。当汽轮机脱
扣、超高压断路器断开或GCT置P模式时,就要选择它作为 反应堆功率的整定值。前两种瞬态发生说明汽轮机的功率需 求突然减少,这时反应堆仍然维持一定的高于汽轮机需求的 功率,多余的功率由排故系统排出。当汽轮机恢复用汽或用 汽量增加时,先不改变反应堆功率,而是通过减少排放功率 来满足汽轮机蒸汽需求的变化,直到汽轮机功率增加到比最 终功率整定值大时,再改选汽轮机功率以跟踪之。这种运行 方式的特点是比较好地保证汽轮机恢复或增加用汽时的负荷 跟踪性能。至于这两种瞬态发生后最终功率整定值是多大, 则视瞬态前汽轮机功率而定。如果瞬态发生前汽轮机功率大 于 率或整等定于值即30取%瞬P态n ,发最生终前功的率汽整轮定机值功就率是值3。0%Pn否则最终功
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▪ 2.核反应截面和核反应率
▪ (1)微观截面
假定有一束平行中子,其强度为I,该中子束 垂直打在一个面积为1m2、厚度为△X m的薄 靶上,靶内核密度是N,靶后放一个中子探测 器,见图5—1。由于中子在穿过靶的过程中 会与靶核发生吸收或散射反应,使探测器测 到的中子束强度I′减小;记△ I = I - I′ ,实验 表明:
核反应堆结构与材料材料PPT课件
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核燃料的应用
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感谢您的观看!
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核科学与技术学院
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典型陶瓷燃料性能
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弥散体型燃料
• 弥散型燃料是由二氧化 铀或碳化铀等陶瓷燃料 颗粒,依照所需的物理 性质弥散在金属、非金 属或陶瓷基体上所组成 的燃料型式。
• 例如Al,不锈钢,Zr, 石墨等基体
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核心 包覆颗粒 燃料元件
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弥散体型燃料弥散相要求
④ 合金铀的相关说明
主要合金形式有铀与锆、铬、钼、铌、铝等
与金属铀相比,合金具有较好的机械性能、良好的 抗腐蚀性能,对抗辐射性能有所改善
加入合金元素会使中子吸收增加,需使用富集铀
锆的熔点高,中子吸收截面小,抗辐射性能好,同 时铀在锆中的溶解度大(铀-锆合金 )
熔点高,热导率高,便于轧制成型
1.216 10 4
exp(0.001867t)
K95 0.0191 1.216 104 exp(0.001867t)
Kp
1 ε 1 βε
K 100
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二氧化铀的典型物性(2)
• 热导率(续)
燃耗对热导率的影响
低温时随燃耗升高热 导率下降
高温时变化不大
热导率随氧铀比增加 而减小
1226℃ t 2800℃
单位J/(kg℃)
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二氧化铀的制备
核反应堆结构
.
❖ 反应堆的分类
.
❖ 核电厂基本原理
.
.
.
压水堆结构概述
❖ 核电厂是利用核燃料发生的受控自持链式裂变反应 所释放的能量作为热源发电,而常规电厂则利用化 石燃料(如煤,燃油,天然气等)燃烧所释放的能量
作为热源发电。 ❖ 压水堆核电厂约占世界核电厂的60%多,我国已经
建成的均为压水堆型核电厂,尽管各压水堆核电厂 在设计细节上略有不同,但压水堆核电厂在总体上 已经基本定型,压水堆本体由反应堆压力容器、堆 芯、堆芯支撑结构、控芯是反应堆的核心部分,是放置核燃料,实现持 续的受控链式反应,从而成为不断释放出大量能量, 并将核能转化为热能的场所。它相当于常规电厂中 释放出大量热量的锅炉。此外,堆芯又是强放射源, 因此,堆芯结构设计是反应堆本体结构设计中最重 要的环节之一。
❖ 压水堆堆芯由核燃料组件、控制棒组件、固体可燃 毒物组件、阻力塞组件以及中子源组件等组成,并 由上、下栅格板及堆芯围板包围起来后,依靠吊篮 定位于反应堆压力容器的冷却剂进出口管的下方。
.
.
.
❖ 反应堆压力容器是放置堆芯和堆内构件,防止放射 性外泄的高压设备。它的完整性直接关系到反应堆 的正常运行和使用寿命,而且它在高温、高压、强 辐照的条件下长期工作,它的尺寸大,重量重,加 工制造精度要求高。因此是压水堆的关键设备之一。
❖ 压水堆压力容器布置非常紧凑,运行在很高的压力 下,容器内布置着堆芯和若干其他内部构件。压力 容器带有偶数个(4~8)出入口管嘴,整个容器重量由 出口管嘴下部钢衬与混凝土基座(兼作屏蔽层)支承, 可移动的上封头用螺栓与筒体固定,由两道“O”形 密封圈密封,上封头有几十个贯穿件,用于布置控 制棒驱动机构、堆内热偶出口和排气口。
.
❖ 反应堆的分类
.
❖ 核电厂基本原理
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压水堆结构概述
❖ 核电厂是利用核燃料发生的受控自持链式裂变反应 所释放的能量作为热源发电,而常规电厂则利用化 石燃料(如煤,燃油,天然气等)燃烧所释放的能量
作为热源发电。 ❖ 压水堆核电厂约占世界核电厂的60%多,我国已经
建成的均为压水堆型核电厂,尽管各压水堆核电厂 在设计细节上略有不同,但压水堆核电厂在总体上 已经基本定型,压水堆本体由反应堆压力容器、堆 芯、堆芯支撑结构、控芯是反应堆的核心部分,是放置核燃料,实现持 续的受控链式反应,从而成为不断释放出大量能量, 并将核能转化为热能的场所。它相当于常规电厂中 释放出大量热量的锅炉。此外,堆芯又是强放射源, 因此,堆芯结构设计是反应堆本体结构设计中最重 要的环节之一。
❖ 压水堆堆芯由核燃料组件、控制棒组件、固体可燃 毒物组件、阻力塞组件以及中子源组件等组成,并 由上、下栅格板及堆芯围板包围起来后,依靠吊篮 定位于反应堆压力容器的冷却剂进出口管的下方。
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❖ 反应堆压力容器是放置堆芯和堆内构件,防止放射 性外泄的高压设备。它的完整性直接关系到反应堆 的正常运行和使用寿命,而且它在高温、高压、强 辐照的条件下长期工作,它的尺寸大,重量重,加 工制造精度要求高。因此是压水堆的关键设备之一。
❖ 压水堆压力容器布置非常紧凑,运行在很高的压力 下,容器内布置着堆芯和若干其他内部构件。压力 容器带有偶数个(4~8)出入口管嘴,整个容器重量由 出口管嘴下部钢衬与混凝土基座(兼作屏蔽层)支承, 可移动的上封头用螺栓与筒体固定,由两道“O”形 密封圈密封,上封头有几十个贯穿件,用于布置控 制棒驱动机构、堆内热偶出口和排气口。
.
核反应堆结构-2
❖ 堆容器支承结构设计:
在正常运行工况及事故工况(地震、一回路管道破裂 事故)下能承受对其施加的载荷;
允许支承结构本身、反应堆容器及接管都可以自由 地热膨胀,但由于支承导向板的作用,阻止了容器 及接管的横向移动。
❖ 支承环安装在反应堆堆坑顶部附近的托座上。
❖ 支承环是一个环形梁结构,由两个水平的厚法兰和 两块立式的腹板组成。在环形梁上焊了六个径向定 位止挡块.这些径向定位止挡块在埋入混凝土内的 两个止推支座之间将加以调整.这种结构的特点是 当出现水平载荷时,仍能支承压力容器。
❖ 支承结构冷却:压力容器支承结构采用强制通风循 环进行冷却,从而使支承环下法兰的温度维持在混 凝土能承受的温度值之内。
辐照防护:在反应堆运 行过程中,压力容器受 到强烈的中子辐照,辐 照效应将压力容器材料 的无塑性转变温度升高, 因此,为了减弱中子对 压力容器的辐照,特在 堆内结构中设置了热屏 蔽,堆运行过程中不应 使压力容器在其材料的 无塑性转变温度以下工 作。
❖ 堆容器本体从上而下由一只上法兰、一个密 封台肩、一节接管段、二节堆芯包容环段、 一节过渡段、一只半球形下封头组成。
❖ 上法兰
在法兰上,为装58只锁紧螺栓钻有58个未穿透的螺 纹孔;
与反应堆容器顶盖匹配的不锈钢支承面。反应堆容ห้องสมุดไป่ตู้器的密封由两个特殊设计的、连在顶盖法兰上的O 形密封环来保证;
❖ 压水堆压力容器选材情况
当前压水堆压力容器普遍选用的是低合金钢;主要 是锰—钼系列,这种钢具有良好的导热性(是不锈钢 的三倍),因而在温度变化时热应力较小;很好的可 焊性;具有良好的抗辐照脆化能力,便于加工,成 本较低。
目前,美国广泛采用SA508-Ⅲ合金钢作锻件, SA533B-1合金钢作板材。这些钢是美国反应堆容 器所用的主要材料,法国的钢种与美国用的SA508Ⅲ级相似。大亚湾核电厂反应堆容器材料成分为: 碳<0.25%,添加少量的合金元素为锰1.15~1.5%,
图解核电站主要系统_图文
一、核岛主要系统
§1.2 化学和容积控制系统 RCV
RCV系统的主要功能: 1、容积控制 2、化学控制 3、反应性控制
一、核岛主要系统
1、容积控制
容 积
(1)一回路水容积变化的原 因
– 水容积随温度的变化而变化
– 不可避免的泄漏(一号密封、 1.4m3/1T
•
主泵2#轴封等)
(2)水容积变化的影响
单元 02BA
30VP
RRA泵
§14 余热排出系统RRA
RRA泵的电动机
§1.4 余热排出系统RRA
RRA热交换器
§1.4 余热排出系统RRA
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
1、系统的功能
Ø冷却功能 Ø净化功能 Ø充排水功能
2、系统的组成
Ø反应堆水池 Ø乏燃料水池 Ø换料水箱 Ø泵和管道
入
0
§1.6 安全注入系统 RIS
10
20
30
一回路破口后的压力变化
时间 (s)
3、LOCA时的安注过程
高、低压安注示意
§1.6 安全注入系统 RIS
中压安注示意
中压安注箱
§1.6 安全注入系统 RIS
3、LOCA时的安注过程
第二阶段: 安注再循环阶段
当换料水箱的 水位仅有2.1米 时,安注转入 再循环阶段。
RRA01PO
RRA02PO
13VP
RRI
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
01RF
02RF RRI
24VP 25VP
反应堆
二环路 RCP02PO
RCV310VP
03GV
RCV50V P
RCV01EX
082VP
§1.2 化学和容积控制系统 RCV
RCV系统的主要功能: 1、容积控制 2、化学控制 3、反应性控制
一、核岛主要系统
1、容积控制
容 积
(1)一回路水容积变化的原 因
– 水容积随温度的变化而变化
– 不可避免的泄漏(一号密封、 1.4m3/1T
•
主泵2#轴封等)
(2)水容积变化的影响
单元 02BA
30VP
RRA泵
§14 余热排出系统RRA
RRA泵的电动机
§1.4 余热排出系统RRA
RRA热交换器
§1.4 余热排出系统RRA
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
1、系统的功能
Ø冷却功能 Ø净化功能 Ø充排水功能
2、系统的组成
Ø反应堆水池 Ø乏燃料水池 Ø换料水箱 Ø泵和管道
入
0
§1.6 安全注入系统 RIS
10
20
30
一回路破口后的压力变化
时间 (s)
3、LOCA时的安注过程
高、低压安注示意
§1.6 安全注入系统 RIS
中压安注示意
中压安注箱
§1.6 安全注入系统 RIS
3、LOCA时的安注过程
第二阶段: 安注再循环阶段
当换料水箱的 水位仅有2.1米 时,安注转入 再循环阶段。
RRA01PO
RRA02PO
13VP
RRI
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
01RF
02RF RRI
24VP 25VP
反应堆
二环路 RCP02PO
RCV310VP
03GV
RCV50V P
RCV01EX
082VP
核工反应堆压力容器介绍(共34张PPT)
压力罩:
作用:将磁极、销爪以及驱动杆等 密封在内;防止高温冷却剂泄 漏。
连接方式:通过螺纹与压力容器顶 盖上的管座连接并焊接密封。
棒行程罩:
作用:为驱动杆提供向上运动的空间。
连接方式:通过螺纹与压力罩连 接并焊接密封。
2.操作线圈
作用:
作用:操纵销爪组件动作。
组成:
提升线圈、传递线圈、夹持线圈。
铜线绕制,外有线圈盒。 供电:
4 局部中子注 量率仪表导管。
三、堆芯上 部支承结构
包括:
导向筒支承板
堆芯上栅格板
支承柱 压紧弹簧
控制棒导向筒
热电偶柱
堆芯上部支承结构的作用:
1、将堆芯组件定位、压紧,防止因冷却剂流动的水力作用使堆芯 组件向上移动。 2、保证控制棒的对中并起导向作用。
3、支承堆芯冷却剂出口温度测量装置。
1、导向筒支承板
一、反响堆压力容器功能
包容堆芯 冷却剂压力边界 放射性物质屏障 承受载荷
二、反响堆压力容器材料
选材原那么:
纯度和均匀性 足够的强度和韧
性
较低的辐照敏感 性
导热性能好 易加工本钱低
Mn-Mo -Ni 低碳合金钢, 内堆焊5mm 不锈钢涂层
导热率是不锈钢的3 倍
热膨胀系数比不锈钢 小1.5倍
奥氏体不锈钢在快中 子作用下产生脆化效 应
为防止高温水中材料 腐蚀问题,堆焊不锈 钢涂层。
三、反响堆压力容器结构
从上到下:
1、反响堆容器顶盖
顶盖本体〔3吊耳,1排气管, 61+4管座〕 顶盖法兰〔58个螺栓孔〕
2、反响堆容器筒体 筒体法兰〔58个未穿透螺孔,O形密封环, 泄漏探测管,支承台肩,定位键槽〕
接管段和接管〔6个〕
作用:将磁极、销爪以及驱动杆等 密封在内;防止高温冷却剂泄 漏。
连接方式:通过螺纹与压力容器顶 盖上的管座连接并焊接密封。
棒行程罩:
作用:为驱动杆提供向上运动的空间。
连接方式:通过螺纹与压力罩连 接并焊接密封。
2.操作线圈
作用:
作用:操纵销爪组件动作。
组成:
提升线圈、传递线圈、夹持线圈。
铜线绕制,外有线圈盒。 供电:
4 局部中子注 量率仪表导管。
三、堆芯上 部支承结构
包括:
导向筒支承板
堆芯上栅格板
支承柱 压紧弹簧
控制棒导向筒
热电偶柱
堆芯上部支承结构的作用:
1、将堆芯组件定位、压紧,防止因冷却剂流动的水力作用使堆芯 组件向上移动。 2、保证控制棒的对中并起导向作用。
3、支承堆芯冷却剂出口温度测量装置。
1、导向筒支承板
一、反响堆压力容器功能
包容堆芯 冷却剂压力边界 放射性物质屏障 承受载荷
二、反响堆压力容器材料
选材原那么:
纯度和均匀性 足够的强度和韧
性
较低的辐照敏感 性
导热性能好 易加工本钱低
Mn-Mo -Ni 低碳合金钢, 内堆焊5mm 不锈钢涂层
导热率是不锈钢的3 倍
热膨胀系数比不锈钢 小1.5倍
奥氏体不锈钢在快中 子作用下产生脆化效 应
为防止高温水中材料 腐蚀问题,堆焊不锈 钢涂层。
三、反响堆压力容器结构
从上到下:
1、反响堆容器顶盖
顶盖本体〔3吊耳,1排气管, 61+4管座〕 顶盖法兰〔58个螺栓孔〕
2、反响堆容器筒体 筒体法兰〔58个未穿透螺孔,O形密封环, 泄漏探测管,支承台肩,定位键槽〕
接管段和接管〔6个〕
反应堆核电站课件PPT
反应堆核电站课件
contents
目录
• 核能与核电站概述 • 反应堆核电站的构成与运行 • 反应堆核电站的燃料循环与处理 • 反应堆核电站的环境影响与监管 • 反应堆核电站的发展趋势与未来展望
01 核能与核电站概述
核能的基本原理
01
02
03
核裂变
重原子核分裂成两个较轻 的原子核,同时释放出巨 大能量。
开展核能基础研究、应用研究和前沿技术研究, 推动核能技术创新。
核能学术交流
通过学术会议、研讨会等方式,促进核能领域的 学术交流和合作。
THANKS FOR WATCHING
感谢您的观看
评估内容主要包括对空气、水、土壤等环境因素的监测和评价,以及对生态、人体 健康等方面的影响分析。
评估过程中需综合考虑核电站的选址、设计、建设和运营等多个阶段的环境影响, 以确保核电站建设和运营的可持续性。
核电站的辐射防护与控制
核电站的辐射防护与控制是确保 核电站安全运行的重要保障措施
。
辐射防护与控制主要包括对放射 性物质的监测、控制和处置,以 及对工作人员和公众的防护措施
核聚变
轻原子核结合成重原子核 ,同时释放出巨大能量。
核反应
通过控制核反应速度,实 现核能的平稳释放。
核能的优点与缺点
优点
能量密度高、能源稳定、对环境 影响小等。
缺点
核废料处理困难、安全风险、政 治风险等。
核电站的种类与工作原理
压水堆核电站
利用反应堆内的高压水作 为冷却剂,将核能转化为 热能,再通过蒸汽轮机转 化为电能。
反应堆类型
根据用途和堆型,反应堆可以分为压 水堆、沸水堆、重水堆等。
反应堆核电站的主要系统
反应堆系统
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• 核能与核电站概述 • 反应堆核电站的构成与运行 • 反应堆核电站的燃料循环与处理 • 反应堆核电站的环境影响与监管 • 反应堆核电站的发展趋势与未来展望
01 核能与核电站概述
核能的基本原理
01
02
03
核裂变
重原子核分裂成两个较轻 的原子核,同时释放出巨 大能量。
开展核能基础研究、应用研究和前沿技术研究, 推动核能技术创新。
核能学术交流
通过学术会议、研讨会等方式,促进核能领域的 学术交流和合作。
THANKS FOR WATCHING
感谢您的观看
评估内容主要包括对空气、水、土壤等环境因素的监测和评价,以及对生态、人体 健康等方面的影响分析。
评估过程中需综合考虑核电站的选址、设计、建设和运营等多个阶段的环境影响, 以确保核电站建设和运营的可持续性。
核电站的辐射防护与控制
核电站的辐射防护与控制是确保 核电站安全运行的重要保障措施
。
辐射防护与控制主要包括对放射 性物质的监测、控制和处置,以 及对工作人员和公众的防护措施
核聚变
轻原子核结合成重原子核 ,同时释放出巨大能量。
核反应
通过控制核反应速度,实 现核能的平稳释放。
核能的优点与缺点
优点
能量密度高、能源稳定、对环境 影响小等。
缺点
核废料处理困难、安全风险、政 治风险等。
核电站的种类与工作原理
压水堆核电站
利用反应堆内的高压水作 为冷却剂,将核能转化为 热能,再通过蒸汽轮机转 化为电能。
反应堆类型
根据用途和堆型,反应堆可以分为压 水堆、沸水堆、重水堆等。
反应堆核电站的主要系统
反应堆系统
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核反应堆结构
哈尔滨工程大学
核反应堆与核电厂基本原理
反应堆的基本工作原理
一、一些关于核燃料的基本定义:
1、核燃料:在反应堆中使用的裂变物质及可转 换物质称为核燃料。核燃料中必须是:①含有铀235、铀-233、钚-239三种易裂变核素中的一种或二 种;②能够产生裂变并释放裂变能。
2、易裂变核素:任何能量的中子都能引起核裂 变的核素称为易裂变核素,如铀-235、铀-233,钚239三种核素。
5.堆芯结构紧凑,换料操作简易方便。
燃料组件由燃料棒、下管座、上管座、控制棒、导向管、定 位格架、压紧弹簧等几个部件组成。
元件棒一般按14×14、15×15、17×17方式排列成正方形 栅格,每个组件设有16~24根控制棒导向管,燃料组件中心 设有一根堆内通量测量管。其中约三分之一燃料组件的控制 棒导管内,布置有控制棒组件。控制棒组件可以从上部插入 堆芯实现停堆。组件中心的仪表管允许从压力容器底部将堆 内通量测量探头伸入组件内任意高度。凡不布置控制棒、可 燃毒物棒或中子源棒的燃料组件,均有节流组件安插在导管 上端以减少冷却剂旁流。
反应堆堆芯位于压力容 器内低于进出口管嘴处, 由157~193(相应于 900~1200MWe)个几 何上和机械上都完全相 同的燃料组件构成(大 亚湾157个)。燃料组件 不设元件盒,冷却剂可
以发生径向交混。堆芯
周围由围板束紧,围板
固定在吊篮上。吊篮外
固定着热屏,用以减少
压力容器可能遭受的中 子辐照。
堆芯支承结构由上部支承结构和下部支承结构(及吊篮)组成。 吊篮以悬挂方式支撑在压力容器上部支承凸缘上。吊篮与压 力容器之间形成环形腔称为下降段。
冷却剂流向 用作慢化剂兼冷却剂的水,从进口接管流入压
力容器,沿吊篮与压力容器内壁之间的环形通道(也 称下行流道)流向堆芯下腔室,然后转而向上流经堆 芯,加热后的冷却剂经由上栅格板、上腔室,经出 口管嘴流出,并由此导入环路的热管段,随后,反 应堆冷却剂通过蒸汽发生器底部半球形封头上的入 口接管进入蒸汽发生器,流经蒸发段的倒置U形管 后,由底部出口接管离开蒸汽发生器。蒸汽在蒸汽 发生器的二回路壳侧产生。经冷却的水从蒸汽发生 器出来后,流经一个U形过渡管段,到达位于反应 堆冷却剂泵底部的泵入口接管,泵将反应堆冷却剂 升压,以补偿系统的压降。反应堆冷却剂经泵的出 口接管,进入环路冷管段,由此,反应堆冷却剂流 回反应堆容器,构成闭合环路。
反应堆堆芯设计的好坏对核岛的安全性、经济性和 先进性有很大的影响。一般来说,它应满足下述基 本要求:
1、堆芯功率分布应尽量均匀,以便使堆芯有最大 的功率输出;
2.尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料,以提 高中子经济性;
3.有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力;
4.有较长的堆芯寿命,以适当减少换料操作次数;
堆芯冷却剂流量分配:
主要部分用于冷却 燃料元件,另一部分旁 流冷却控制棒和吊篮以 及冷却上腔室和上封头, 这非常重要,它用于冷 却控制棒导管区和上封 头,使该处水温接近冷 却剂入口温度,防止上 封头汽化。
在典型的燃料管理方案(大亚湾157个组件)
为使堆芯的释热比较均匀,初始堆芯采用三种 不同富集度的燃料分区布置。富集度最高的燃料装 在堆芯的外围,称为3区,另外两种较低富集度的 燃料以国际象棋棋盘的方式布置在堆芯内区,称为 1区和2区。各区所装燃料的富集度及组件数如下: 1区:53个燃料组件,富集度为1.8%; 2区:52个燃料组件,富集度为2.4%; 3区:52个燃料组件,富集度为3.1%。
3、可转换核素:由于能量大于1MeV以上的中 子能够引起铀-238,钍-232转化,所以称这两种核 素为可裂变核素。铀-238,钍-232可分别转化为钚239及铀-233所以又将它们称为可转化核素。
4、一次核燃料和二次再生核燃料:在三种易裂 变核素中,由于铀-235是存在于天然矿物中的,所 以叫一次核燃料。而铀-233和钚-239是用人工方法 制造两得到的,所以又称为二次再生核燃料。
堆芯是反应堆的核心部分,是放置核燃料,实现持 续的受控链式反应,从而成为不断释放出大量能量, 并将核能转化为热能的场所。它相当于常规电厂中 释放出大量热量的锅炉。此外,堆芯又是强放射源, 因此,堆芯结构设计是反应堆本体结构设计中最重 要的环节之一。
压水堆堆芯由核燃料组件、控制棒组件、固体可燃 毒物组件、阻力塞组件以及中子源组件等组成,并 由上、下栅格板及堆芯围板包围起来后,依靠吊篮 定位于反应堆压力容器的冷却剂进出口管构件,防止放射 性外泄的高压设备。它的完整性直接关系到反应堆 的正常运行和使用寿命,而且它在高温、高压、强 辐照的条件下长期工作,它的尺寸大,重量重,加 工制造精度要求高。因此是压水堆的关键设备之一。
压水堆压力容器布置非常紧凑,运行在很高的压力 下,容器内布置着堆芯和若干其他内部构件。压力 容器带有偶数个(4~8)出入口管嘴,整个容器重量由 出口管嘴下部钢衬与混凝土基座(兼作屏蔽层)支承, 可移动的上封头用螺栓与筒体固定,由两道“O”形 密封圈密封,上封头有几十个贯穿件,用于布置控 制棒驱动机构、堆内热偶出口和排气口。
二、链式裂变反应
当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时,裂变物质 的原子核通常分裂为两个中等质量数的核(称为裂变碎片)。 与此同时,还将平均地产生两个以上的新的裂变中子,并释 放出蕴藏在原子核内部的核能。在适当的条件下,这些裂变 中子又会引起周围其他裂变同位素的裂变,如此不断继续下 去,这种反应过程称为链式裂变反应。
反应堆的分类
核电厂基本原理
压水堆结构概述
核电厂是利用核燃料发生的受控自持链式裂变反应 所释放的能量作为热源发电,而常规电厂则利用化 石燃料(如煤,燃油,天然气等)燃烧所释放的能量
作为热源发电。
压水堆核电厂约占世界核电厂的60%多,我国已经 建成的均为压水堆型核电厂,尽管各压水堆核电厂 在设计细节上略有不同,但压水堆核电厂在总体上 已经基本定型,压水堆本体由反应堆压力容器、堆 芯、堆芯支撑结构、控制棒驱动机构等组成 。
哈尔滨工程大学
核反应堆与核电厂基本原理
反应堆的基本工作原理
一、一些关于核燃料的基本定义:
1、核燃料:在反应堆中使用的裂变物质及可转 换物质称为核燃料。核燃料中必须是:①含有铀235、铀-233、钚-239三种易裂变核素中的一种或二 种;②能够产生裂变并释放裂变能。
2、易裂变核素:任何能量的中子都能引起核裂 变的核素称为易裂变核素,如铀-235、铀-233,钚239三种核素。
5.堆芯结构紧凑,换料操作简易方便。
燃料组件由燃料棒、下管座、上管座、控制棒、导向管、定 位格架、压紧弹簧等几个部件组成。
元件棒一般按14×14、15×15、17×17方式排列成正方形 栅格,每个组件设有16~24根控制棒导向管,燃料组件中心 设有一根堆内通量测量管。其中约三分之一燃料组件的控制 棒导管内,布置有控制棒组件。控制棒组件可以从上部插入 堆芯实现停堆。组件中心的仪表管允许从压力容器底部将堆 内通量测量探头伸入组件内任意高度。凡不布置控制棒、可 燃毒物棒或中子源棒的燃料组件,均有节流组件安插在导管 上端以减少冷却剂旁流。
反应堆堆芯位于压力容 器内低于进出口管嘴处, 由157~193(相应于 900~1200MWe)个几 何上和机械上都完全相 同的燃料组件构成(大 亚湾157个)。燃料组件 不设元件盒,冷却剂可
以发生径向交混。堆芯
周围由围板束紧,围板
固定在吊篮上。吊篮外
固定着热屏,用以减少
压力容器可能遭受的中 子辐照。
堆芯支承结构由上部支承结构和下部支承结构(及吊篮)组成。 吊篮以悬挂方式支撑在压力容器上部支承凸缘上。吊篮与压 力容器之间形成环形腔称为下降段。
冷却剂流向 用作慢化剂兼冷却剂的水,从进口接管流入压
力容器,沿吊篮与压力容器内壁之间的环形通道(也 称下行流道)流向堆芯下腔室,然后转而向上流经堆 芯,加热后的冷却剂经由上栅格板、上腔室,经出 口管嘴流出,并由此导入环路的热管段,随后,反 应堆冷却剂通过蒸汽发生器底部半球形封头上的入 口接管进入蒸汽发生器,流经蒸发段的倒置U形管 后,由底部出口接管离开蒸汽发生器。蒸汽在蒸汽 发生器的二回路壳侧产生。经冷却的水从蒸汽发生 器出来后,流经一个U形过渡管段,到达位于反应 堆冷却剂泵底部的泵入口接管,泵将反应堆冷却剂 升压,以补偿系统的压降。反应堆冷却剂经泵的出 口接管,进入环路冷管段,由此,反应堆冷却剂流 回反应堆容器,构成闭合环路。
反应堆堆芯设计的好坏对核岛的安全性、经济性和 先进性有很大的影响。一般来说,它应满足下述基 本要求:
1、堆芯功率分布应尽量均匀,以便使堆芯有最大 的功率输出;
2.尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料,以提 高中子经济性;
3.有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力;
4.有较长的堆芯寿命,以适当减少换料操作次数;
堆芯冷却剂流量分配:
主要部分用于冷却 燃料元件,另一部分旁 流冷却控制棒和吊篮以 及冷却上腔室和上封头, 这非常重要,它用于冷 却控制棒导管区和上封 头,使该处水温接近冷 却剂入口温度,防止上 封头汽化。
在典型的燃料管理方案(大亚湾157个组件)
为使堆芯的释热比较均匀,初始堆芯采用三种 不同富集度的燃料分区布置。富集度最高的燃料装 在堆芯的外围,称为3区,另外两种较低富集度的 燃料以国际象棋棋盘的方式布置在堆芯内区,称为 1区和2区。各区所装燃料的富集度及组件数如下: 1区:53个燃料组件,富集度为1.8%; 2区:52个燃料组件,富集度为2.4%; 3区:52个燃料组件,富集度为3.1%。
3、可转换核素:由于能量大于1MeV以上的中 子能够引起铀-238,钍-232转化,所以称这两种核 素为可裂变核素。铀-238,钍-232可分别转化为钚239及铀-233所以又将它们称为可转化核素。
4、一次核燃料和二次再生核燃料:在三种易裂 变核素中,由于铀-235是存在于天然矿物中的,所 以叫一次核燃料。而铀-233和钚-239是用人工方法 制造两得到的,所以又称为二次再生核燃料。
堆芯是反应堆的核心部分,是放置核燃料,实现持 续的受控链式反应,从而成为不断释放出大量能量, 并将核能转化为热能的场所。它相当于常规电厂中 释放出大量热量的锅炉。此外,堆芯又是强放射源, 因此,堆芯结构设计是反应堆本体结构设计中最重 要的环节之一。
压水堆堆芯由核燃料组件、控制棒组件、固体可燃 毒物组件、阻力塞组件以及中子源组件等组成,并 由上、下栅格板及堆芯围板包围起来后,依靠吊篮 定位于反应堆压力容器的冷却剂进出口管构件,防止放射 性外泄的高压设备。它的完整性直接关系到反应堆 的正常运行和使用寿命,而且它在高温、高压、强 辐照的条件下长期工作,它的尺寸大,重量重,加 工制造精度要求高。因此是压水堆的关键设备之一。
压水堆压力容器布置非常紧凑,运行在很高的压力 下,容器内布置着堆芯和若干其他内部构件。压力 容器带有偶数个(4~8)出入口管嘴,整个容器重量由 出口管嘴下部钢衬与混凝土基座(兼作屏蔽层)支承, 可移动的上封头用螺栓与筒体固定,由两道“O”形 密封圈密封,上封头有几十个贯穿件,用于布置控 制棒驱动机构、堆内热偶出口和排气口。
二、链式裂变反应
当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时,裂变物质 的原子核通常分裂为两个中等质量数的核(称为裂变碎片)。 与此同时,还将平均地产生两个以上的新的裂变中子,并释 放出蕴藏在原子核内部的核能。在适当的条件下,这些裂变 中子又会引起周围其他裂变同位素的裂变,如此不断继续下 去,这种反应过程称为链式裂变反应。
反应堆的分类
核电厂基本原理
压水堆结构概述
核电厂是利用核燃料发生的受控自持链式裂变反应 所释放的能量作为热源发电,而常规电厂则利用化 石燃料(如煤,燃油,天然气等)燃烧所释放的能量
作为热源发电。
压水堆核电厂约占世界核电厂的60%多,我国已经 建成的均为压水堆型核电厂,尽管各压水堆核电厂 在设计细节上略有不同,但压水堆核电厂在总体上 已经基本定型,压水堆本体由反应堆压力容器、堆 芯、堆芯支撑结构、控制棒驱动机构等组成 。